НАРЕДБА № 3 ОТ 24 НОЕМВРИ 1987 Г. ЗА ОСИГУРЯВАНЕ БЕЗОПАСНОСТТА НА АТОМНИТЕ ЦЕНТРАЛИ ПРИ ПРОЕКТИРАНЕ, ИЗГРАЖДАНЕ И ЕКСПЛОАТАЦИЯ
Издадена от Комитета за използуване на атомната енергия за мирни цели
Обн. ДВ. бр.27 от 8 Април 1988г., изм. ДВ. бр.12 от 9 Февруари 2001г.
Глава първа.
ОБЩИ ПОЛОЖЕНИЯ
Чл. 1. С тази наредба се уреждат основните въпроси на безопасност на атомните централи (АЦ), произтичащи от спецификата им като източник на йонизиращи лъчения и радиоактивни вещества.
Чл. 2. Наредбата съдържа организационните и техническите изисквания, изпълнението на които е необходимо условие за осигуряване безопасността на АЦ при тяхното проектиране, изграждане и експлоатация.
Чл. 3. Атомната централа се счита за безопасна, когато с технически средства и организационни мерки се осигурява да не се превишават установените дози за вътрешно и външно облъчване на персонала и населението и нормите за съдържание на радиоактивни вещества в околната среда при нормална експлоатация и проектни аварии.
Чл. 4. Пределно допустимите дози на облъчване на персонала, пределите на дозите за населението и нормите за съдържание на радиоактивни вещества в околната среда при нормална експлоатация и проектни аварии се установяват в съответствие с нормите за радиационна безопасност.
Чл. 5. Безопасността на АЦ се осигурява основно от:
1. избора на благоприятна площадка на АЦ и подходящото й отдалечаване от големи населени пунктове;
2. определянето на необходимата хигиеннозащитна зона около АЦ;
3. съоръжаването на АЦ със системи за безопасност;
4. високото качество на проектите на системите и елементите, важни за безопасността, и на АЦ като цяло;
5. високото качество на изработването, монтажа, ремонта и реконструкцията на оборудването и тръбопроводите;
6. високото качество на строително-монтажните работи в съответствие с проектната документация и нормативно-техническите документи;
7. поддържането в надеждно състояние на системите и елементите, важни за безопасността, чрез провеждане на профилактични мерки (периодичен контрол на състоянието на оборудването, проверка на работоспособността му, ремонт) и замяната на износеното оборудване;
8. въвеждането в експлоатация и експлоатацията на АЦ в съответствие с изискванията на нормативно-техническата документация;
9. квалификацията на персонала.
Чл. 6. (1) В проекта на АЦ се предвиждат технически средства и организационни мерки за осигуряване безопасността при всяко от отчитаните в проекта изходни събития с налагане на един независим от изходното събитие отказ на който и да е от следните елементи на системите за безопасност: активен елемент или пасивен елемент с механически движещи се части.
(2) Допълнително към отказа на елементите по ал. 1 се отчитат довеждащите до нарушаване на пределите за безопасна експлоатация неоткрити откази на неконтролируемите при експлоатацията на АЦ елементи, влияещи на развитието на аварията.
(3) Отказите по ал. 1 и 2 може да не се отчитат в случаите, когато е показано високо ниво на надеждност на посочените елементи или на системите, в които те влизат, или при извеждане на елемента от работа за кратко време за техническо обслужване. Нивото на надеждност се приема за високо, ако показателите за надеждност на тези елементи са не по-ниски от показателите за надеждност на системите за безопасност, чиито откази не се отчитат. Допустимото време за извеждане на елемент от работа за техническо обслужване се определя въз основа на анализа на надеждността на системата, в която влиза този елемент.
Чл. 7. Минималните списъци на изходните събития за АЦ се определят в съответствие с изискванията на тази наредба и се съдържат в съответните нормативни документи, свързани с условията, реда и сроковете за издаване на разрешения за използуване на атомна енергия. Пълният списък на отчитаните изходни събития се съгласува с органите за държавен контрол и се разглежда в частта на проекта "Техническа обосновка на безопасността на изграждане и експлоатация на АЦ".
Чл. 8. Най-тежките отчитани изходни събития за водоводните енергийни реактори (тип ВВЕР) и реакторите на атомните централи за топлоснабдяване са посочени в глава четвърта.
Чл. 9. (1) В проекта да бъдат предвидени технически средства за предотвратяване на масовото разтопяване на топлоотделящите елементи при изходните събития по чл. 7 и 8.
(2) Изискванията към ефективността на системите за безопасност с оглед на допустимото повреждане на топлоотделящите елементи са посочени в глава четвърта.
Чл. 10. За защита на персонала и населението при хипотетични аварии на АЦ се разработват и изпълняват план-мероприятия на територията на промишлената площадка и околната територия.
Глава втора.
ИЗИСКВАНИЯ ПО БЕЗОПАСНОСТ КЪМ АЦ И НЕЙНИТЕ СИСТЕМИ
Раздел I.
Общи изисквания към АЦ
Чл. 11. Атомната централа като източник на йонизиращи лъчения и радиоактивни вещества трябва да отговаря на изискванията на тази наредба, а също така на нормите и правилата по ядрена, техническа и радиационна безопасност на АЦ.
Чл. 12. В проекта на АЦ да бъдат предвидени системи за безопасност, предназначени за:
1. аварийно спиране на реактора и поддържането му в подкритично състояние;
2. аварийно отвеждане на топлината;
3. удържане на радиоактивните продукти в установените граници.
Чл. 13. (1) Всички системи и устройства на АЦ, важни за безопасността, да отговарят на изискванията на тази наредба, на нормите и правилата за конструиране, изработване и монтаж на оборудването за атомната техника и другите нормативни документи, отнасящи се до безопасното използуване на атомната енергия.
(2) При изработването, монтажа, ремонта или реконструкцията на оборудването и при въвеждането му в експлоатация се предвиждат инспекторски надзор и приемане от съответните органи.
Чл. 14. Системите и устройствата на АЦ, важни за безопасността, се проектират, изработват и монтират, като се вземат под внимание възможните механични, топлинни, химични или други въздействия, възникващи в резултат на проектните аварии.
Чл. 15. (1) Системите и устройствата на АЦ, важни за безопасността, се проектират, изработват и монтират, като се вземат под внимание характерните за дадения район природни явления, като земетресения, урагани, наводнения, ветрове и др.
(2) Системите за безопасност трябва да бъдат способни да изпълняват определените им функции при условията на посочените в ал. 1 природни явления.
Чл. 16. Не се допуска като правило многоцелевото използуване на системите за безопасност и техните елементи. В отделни случаи се допуска това използуване, ако в проекта е обосновано, че съчетаването на функции няма да доведе до нарушаване на изискванията за осигуряване на безопасността.
Чл. 17. В системите за безопасност е желателно използуването на пасивни устройства.
Чл. 18. (1) Системите и устройствата на АЦ, важни за безопасността, подлежат на проверка след ремонт и на периодични проверки през целия експлоатационен срок.
(2) Техническото обслужване и проверките не трябва да водят до снижаване на нивото на безопасността.
Чл. 19. В проекта на системите и устройствата на АЦ, важни за безопасността, и при въвеждането й в експлоатация трябва да се предвиждат:
1. приспособления и устройства за проверка на работоспособността на устройствата и системите (включително устройства, разположени вътре в реактора);
2. устройства за проверка на системите за съответствието им с проектните показатели;
3. устройства за проверка на последователността на преминаване на сигналите и включване на оборудването (в т.ч. преминаване на аварийни източници на захранване);
4. приспособления и устройства за контрол на състоянието на основния метал и заварените съединения на оборудването и тръбопроводите, скъсването на които са изходни събития за авария;
5. регламент за техническо обслужване и проверки.
Чл. 20. На системите и устройствата, важни за безопасността, като правило се извършва пряка и пълна проверка за съответствие с проектните характеристики. Ако провеждането на такава проверка е невъзможно, извършва се косвена проверка или частични изпитания, като за това трябва да се предвиждат съответни устройства и методи.
Чл. 21. В проекта на АЦ да бъдат предвидени средства, изключващи или намаляващи последствията от погрешни действия на персонала, които могат да доведат до задълбочаване последствията от отказ на което и да е устройство.
Чл. 22. (1) Проектните материали на АЦ да съдържат количествен анализ на показателите за надеждност на системите, важни за безопасността.
(2) Анализът се изпълнява в обем, определен от натрупаните данни за надеждността на оборудването и системите.
Чл. 23. Към техническия проект се разработва специална част "Техническа обосновка на безопасността на изграждане и експлоатация на АЦ", съставена от главния проектант. Аналогична част се създава за реактора от главния конструктор и научния ръководител по въпросите на безопасността.
Чл. 24. (1) За АЦ се разработва програма за осигуряване на качеството на изграждане и експлоатация на АЦ, определяща дейността на конструкторските, проектантските, строителните и монтажните организации, на заводите-производители на оборудването, на висшестоящата организация и на персонала.
(2) Във връзка с изискването на ал. 1 се разработва и утвърждава съответен нормативно-технически документ.
Раздел II.
Конструкция и характеристики на активната зона
Чл. 25. (1) При проектирането на активната зона предварително се установяват допустимите за нормална експлоатация предели на повреждане(количество и степен на повреждане) на топлоотделящите елементи и свързаните с тях нива на радиоактивност на топлоносителя на първи контур.
(2) Активната зона и другите системи, определящи условията за работата им, да бъдат проектирани по начин, който изключва превишаването на установените предели на повреждане на топлоотделящите елементи в продължение на експлоатационния й срок при условията на нормална експлоатация. Не се допуска превишаване на посочените предели при нито едно от следните нарушения на нормалната експлоатация (като се вземат под внимание действията на защитните системи):
1. неизправности на системата за управление и контрол на реактора;
2. загуба на електрозахранването на главните циркулационни помпи;
3. изключване на турбогенераторите и потребителите на топлина;
4. пълна загуба на външните източници на енергозахранване;
5. изтичания от първи контур, компенсирани от щатните системи за подхранване.
Чл. 26. Бързият мощностен коефициент на реактивност не трябва да бъде положителен при всякакви режими на работа на АЦ и всякакви състояния на системата за отвеждане на топлината от топлоносителя на първи контур.
Чл. 27. Характеристиките на ядреното гориво и конструкциите на реактора и другото оборудване на първи контур, включително системата за очистване на топлоносителя, съвместно с другите системи трябва да изключват възможността за образуване на критични маси при всякакви аварии, в това число и които водят до разрушаване на активната зона или разтопяване на горивото.
Раздел III.
Системи за въздействие на реактивността
Чл. 28. Предвиждат се най-малко две независими системи (два независими органа или две независими групи органи) за въздействие на реактивността, които е желателно да бъдат основани на различни принципи.
Чл. 29. (1) Поне две от предвидените независими системи за въздействие на реактивността трябва да бъдат способни независимо една от друга да осигурят преминаване от всяко състояние на нормална експлоатация в подкритично състояние и поддържане на това състояние при работна температура на топлоносителя и забавителя.
(2) Преминаването в подкритично състояние трябва да става достатъчно бързо, за да се предотврати повреждането на топлоотделящите елементи над допустимите предели при всяко отчитано изходно събитие.
Чл. 30. (1) Поне една от предвидените независими системи за въздействие на реактивността трябва да осигурява преминаване от всяко състояние на нормална експлоатация в подкритично състояние при всякакви условия и при преходните процеси на отчитаните изходни събития.
(2) Преминаването в подкритично състояние трябва да става достатъчно бързо, за да се предотврати повреждането на топлоотделящите елементи над допустимите предели при всяко отчитано изходно събитие в съответствие с принципа на единичния отказ в дадената система, в това число при незадействуване на един най-ефективен орган за въздействие на реактивността.
(3) Допуска се разделяне на пълния диапазон на изменение на реактивността в посочените преходни процеси на няколко температурни и режимни диапазона, като за всеки диапазон се използува част от указаната система (част от органите, някои групи органи) и се прилага принципът на единичния отказ за всяка част на системата.
Чл. 31. Поне една от предвидените независими системи за въздействие на реактивността да осигурява преминаване от всяко състояние на нормална експлоатация в подкритично състояние и да поддържа това състояние, като се вземе под внимание възможното освобождаване на реактивност при продължително разхлаждане при всякакви нормални условия и отчитани изходни събития, в съответствие с принципа на единичния отказ в дадената система и при незадействуване на един най-ефективен орган за въздействие на реактивността.
Чл. 32. Системата за въздействие на реактивността и характеристиките на активната зона да осигуряват отсъствие или бързо потискане при нормална експлоатация на такива колебания на мощността и разпределение на енергоотделянето, в резултат на които за времето на кампанията на активната зона може да стане повреждане на топлоотделящите елементи над пределите за нормална експлоатация.
Чл. 33. Системата за въздействие на реактивността в случай на единично нарушение в системата за контрол и управление трябва да осигурява потискане на положителната реактивност, свързана с изваждане на органи за въздействие на реактивността (в границите на проектните скорости), без повреждане на топлоотделящите елементи над пределите за нормална експлоатация.
Чл. 34. Максималната ефективност на органите за въздействие на реактивността и максималната възможна скорост на нарастване на реактивността в случай на погрешно действие на персонала или единично нарушение на което и да е устройство на АЦ да бъдат ограничени по такъв начин, че ефектът от следващото повишаване на мощността да не довежда до:
1. превишаване на максимално допустимото налягане на първи контур;
2. недопустимо влошаване ефективността на отвеждане на топлината или до разтопяване на топлоотделящите елементи.
Раздел IV.
Система на първи контур
Чл. 35. Цялото оборудване и тръбопроводите на първи контур да издържат без повреди статистическите и динамичните натоварвания и температурните въздействия, възникващи в които и да са негови възли и компоненти (като се вземат под внимание действието на защитните устройства и техните възможни откази в съответствие с чл. 6), при непреднамерени отделяния на енергия в топлоносителя на първи контур, обусловени от:
1. внезапно въвеждане на реактивност при изхвърляне с максимална скорост на орган за въздействие на реактивността с максимална ефективност, ако такова изхвърляне не е предотвратено от конструкцията;
2. вкарване на студен топлоносител в активната зона (при отрицателен температурен коефициент на реактивност на топлоносителя);
3. рязко намаляване разхода на топлоносителя с последващо увеличаване на реактивността;
4. всички отчитани изходни събития, водещи до нарушаване на топлоотвеждането от първи контур.
Раздел V.
Система за контрол и управление
Чл. 36. На АЦ да бъде предвиден блочен пулт за управление, от който да се извършват контролът и управлението на реактора и другите системи на АЦ при нормална експлоатация, при нарушение на нормалната експлоатация и при аварии.
Чл. 37. Системата за контрол и управление на АЦ да осигурява контрол и регистриране на параметрите, характеризиращи работата на централата във всички възможни диапазони на техните изменения, и автоматично или дистанционно управление на системите за нормална експлоатация във всички режими. Средствата за контрол и регистриране трябва да бъдат достатъчни, за да има възможност впоследствие да се установят пътят на възникване и развитие на аварията и действията на персонала.
Чл. 38. На АЦ да бъдат предвидени средства за контрол и управление на процеса на деление на ядреното гориво във всички възможни режими и условия в активната зона (в това число при замяна на горивото), когато е възможен преход в критично състояние.
Чл. 39. На АЦ да бъдат предвидени указатели на положението на органите за въздействие на реактивността, контрол на концентрацията на разтворимия поглъщател на неутрони и указатели на състоянието на другите средства за въздействие на реактивността.
Чл. 40. Проектните материали да съдържат анализ на схемите на системите за управление на реактора и АЦ на възможни опасни ответни реакции на системите, водещи до нарушаване на безопасната експлоатация, в случай на поява на схемни неизправности (къси съединения, влошаване на качеството на изолацията, падане и смущения в напрежението и др.). До пускането на реактора системите да преминат проверка за поява на опасни и лъжливи реакции.
Чл. 41. На АЦ да бъде предвидена възможност за откриване на изтичане на топлоносител от първи контур.
Чл. 42. На АЦ да бъде предвиден контрол (автоматичен, когато това е възможно) на радиоактивността на топлоносителя (по основните радионуклиди) и на радиоактивните отпадъци в местата на тяхното организирано отделяне, а също и контрол на радиационната обстановка в обслужваните и необслужваните помещения и на околната местност.
Чл. 43. На АЦ да бъдат предвидени контрол(автоматичен, когато това в възможно) на условията за съхраняване на горивото и радиоактивните отпадъци и сигнализация за нарушаване условията за безопасност.
Раздел VI.
Управляващи системи за безопасност
Чл. 44. (1) На АЦ да бъдат предвидени управляващи системи за безопасност, изпълняващи функция на автоматично включване на устройствата на защитните, локализиращите и обезпечаващите системи, а също и контрол на тяхната работа.
(2) Автоматичните управляващи системи (включващи в себе си електрични, хидравлични, механични и други устройства и схеми) чрез защитните системи да предотвратяват или ликвидират условията, водещи до повреждане на топлоотделящите елементи над проектните предели.
Чл. 45. Задействуването на органите на системите за въздействие на реактивността не трябва да зависи от наличието на външни източници на енергия.
Чл. 46. Надеждността на управляващите системи да се осигурява чрез:
1. съответни изисквания към качеството на изработване;
2. многоканалност на системите;
3. проверки и изпитания на елементите и системите в процеса на експлоатация;
4. наличие на непрекъснато енергозахранване.
Чл. 47. Повреждането на управляващите системи трябва да довежда до поява на сигнал на пулта за управление и да предизвиква действия, предназначени за осигуряване на безопасността на АЦ.
Чл. 48. (1) Многоканалността на системите и независимостта на каналите да бъдат такива, че които и да са единични откази в управляващата система (в това число откази по обща причина) да не нарушават нейната работоспособност.
(2) Многоканалността предполага наличие на не по-малко от два независими канала. За достигане на пълна независимост на каналите е желателно използуването на различни принципи (задействуване по различни параметри, използуване на различни детектори и др.).
Чл. 49. Управляващите системи за безопасност да бъдат до такава степен отделени от системите за контрол и управление, че нарушаването или извеждането от работа на който и да е елемент или канал на системата за контрол и управление да не влияе на способността на управляващата система за безопасност да изпълнява предявяваните към нея изисквания за осигуряване на безопасността.
Чл. 50. На АЦ да бъде предвидена възможност за ръчно привеждане в действие на системите за безопасност. Повреждането във веригите на автоматичното включване не трябва да препятствува ръчното включване и осъществяването на функцията по безопасност. За ръчно включване е достатъчно въздействието върху един елемент(ключ или бутон).
Чл. 51. Управляващите системи за безопасност да бъдат проектирани по такъв начин, че започналото действие да довежда до пълно изпълнение на функцията. Връщането в изходните състояния да изисква последователни действия на оператора. Структурата на управляващите системи да свежда до минимум възможността за лъжливо задействуване.
Чл. 52. На АЦ да бъдат предвидени средства за проверка на работоспособността на отделните канали и на управляващите системи като цяло в процеса на експлоатация на реактора. Ако е загубена способността за изпълнение на функция от някаква част на управляваща система, на пулта за управление трябва непрекъснато да постъпва съответна информация.
Чл. 53. На АЦ да бъде осигурена възможност за привеждане в действие на системите за безопасност и получаване на информация за състоянието на реактора от резервен пулт за управление, ако по някакви причини (пожар и др.) това не може да стане от блочния пулт за управление.
Раздел VII.
Защитни системи за безопасност
Чл. 54. Защитните системи да изпълняват функциите за осигуряване на безопасността при всички отчитани изходни събития и при независимите от изходното събитие откази в съответствие с чл. 6.
Чл. 55. (1) В комплекса от защитни системи да бъде предвидена система за аварийно отвеждане на топлината от реактора, която да се състои от няколко независими канала и да осигурява изискваната ефективност при независим от изходното събитие отказ на който и да е един канал на тази система.
(2) Допуска се използуването на системите (каналите), предназначени за охлаждане при нормална експлоатация, в качеството на системи (канали) за аварийно отвеждане на топлината от реактора при условие, че те отговарят на изискванията, предявявани към системите за безопасност.
Чл. 56. На АЦ да бъдат предвидени мерки, предотвратяващи излизане на реактора в критично състояние при включване на системите за аварийно отвеждане на топлината от реактора.
Чл. 57. Задействуването на защитните системи за безопасност не трябва да довежда до повреди на оборудването от системите за нормална експлоатация. В проекта се обосновава допустимият за целия експлоатационен срок на АЦ брой на задействувания на защитните системи за безопасност (в това число и лъжливите задействувания) от гледна точка на влияние върху ресурса на работа на оборудването.
Раздел VIII.
Локализиращи системи за безопасност
Чл. 58. На АЦ да бъдат предвидени локализиращи системи за удържане в предвидените от проекта граници на излезлите в процеса на авария извън границите на реактора радиоактивни вещества.
Чл. 59. Първи контур трябва да бъде разположен в херметични помещения или изцяло, или така, че при проектни аварии да се осигури локализирането на отделящите се радиоактивни вещества в границите на херметичните помещения. В отделни случаи се допуска преднамерено изхвърляне на радиоактивни вещества в околната среда, ако в проекта е обосновано, че при такова изхвърляне се осигурява безопасността на АЦ.
Чл. 60. (1) Локализиращите системи да изпълняват зададените функции в пълен обем при отчитаните изходни събития и при независимите от изходното събитие откази в съответствие с чл. 6.
(2) За АЦ, състояща се от няколко блока, да бъдат предвидени индивидуални локализиращи системи за всеки блок.
(3) Допуска се съвместното използуване на отделни устройства на локализиращите системи за няколко блока при условие, че е доказана невъзможността за разпространяване на аварията от един блок на друг.
Чл. 61. Локализиращите системи да изпълняват функциите си при аварийни изтичания на топлоносителя на първи контур, като се вземат под внимание възможните механични, топлинни и химични въздействия.
Чл. 62. В случаите, когато за предотвратяване повишаването на налягането в херметичните помещения се предвижда активно топлоотвеждане, съответната система да има няколко независими канала, осигуряващи изискваната ефективност при независим от изходното състояние отказ на всеки един от тях.
Чл. 63. (1) На всички комуникации, пресичащи херметичните прегради, които трябва да се отделят при авария за предотвратяване на излизането на радиоактивни вещества извън границите на херметичните помещения, да се монтират поне два изолиращи органа, разположени отвън и отвътре на херметичния контур.
(2) Всеки тръбопровод, който не е съединен непосредствено с първи контур или с пространството на херметичните помещения, да има поне един изолиращ клапан, разположен отвън на херметичния контур.
Чл. 64. На АЦ да бъдат предвидени средства за индивидуално изпитване на изчислителното налягане и да се определят изискванията към изпитанията.
Чл. 65. В проекта да бъде обоснована приетата допустима степен на неплътност на херметичния контур на локализиращите системи и да се указват начините за достигане на зададената степен на херметичност. Съответствието на достигнатата степен на херметичност с проектната да бъде потвърдено след завършване на строително-монтажните работи и редовно да се проверява при експлоатацията. Изпитанията при въвеждането в експлоатация да се извършват при изчислителното налягане, а последващите изпитания се допуска да се извършват при по-малко налягане. Оборудването, разположено в помещенията на локализиращите системи, да издържа без повреди провеждането на изпитанията.
Раздел IX.
Обезпечаващи системи за безопасност
Чл. 66. На АЦ да бъдат предвидени обезпечаващи системи, изпълняващи функциите по снабдяване на системите за безопасност с работна среда и енергия и по създаване на условия за функционирането им при проектни аварии.
Чл. 67. Обезпечаващите системи да изпълняват функциите си при независимите от изходното събитие откази съгласно чл. 6.
Раздел X.
Системи за съхраняване на горивото и радиоактивните отпадъци на АЕЦ
Чл. 68. Възможността за достигане на критичност в хранилищата за свежо или отработило гориво при нареждането и движението му трябва физически да се изключва чрез осигуряване съответните характеристики на оборудването на хранилищата и на първо място чрез геометричните фактори, предвидени в конструктивните и проектните решения.
Чл. 69. В хранилищата за отработило гориво да бъдат предвидени надеждни системи за отвеждане на остатъчната топлина и съответен химичен състав на топлоотвеждащата среда за предотвратяване повреждането на горивото, в резултат на което радиоактивните вещества биха могли да постъпят в помещенията на АЦ или в околната среда.
Чл. 70. (1) В проектните материали на АЦ да се съдържа анализ на състава и количеството на твърдите, течните и газообразните радиоактивни отпадъци както при нормална експлоатация, така и при аварии.
(2) На АЕЦ да бъдат определени средствата за преработване, местата и начините за временното и дълговременното складиране на отпадъците, изискванията към системите за очистване преди изхвърляне на въздуха в атмосферата и на водата в естествените водоеми от АЕЦ, начините за транспортиране на отпадъците в границите на АЦ и до местата за погребване.
Глава трета.
ОСИГУРЯВАНЕ БЕЗОПАСНОСТТА НА АЦ ПРИ ЕКСПЛОАТАЦИЯ
Раздел I.
Организационни изисквания и експлоатационна документация
Чл. 71. (1) Основен документ, определящ безопасната експлоатация на АЦ, е технологичният регламент, съдържащ правилата и основните методи за безопасна експлоатация на централата, общия ред за изпълнение на операциите, свързани с безопасността на АЦ, а така също пределите и условията за безопасна експлоатация.
(2) Организацията по разработването на технологичния регламент се осъществява от стопанисващата организация. Регламентът се съгласува с научния ръководител, главния конструктор и главния проектант.
Чл. 72. (1) Ръководството на АЦ въз основа на технологичния регламент осигурява своевременното разработване на инструкциите за експлоатация.
(2) Инструкциите за експлоатация на оборудването и системите трябва да съдържат конкретни указания към експлоатационния персонал за начините на водене на работите при нормална експлоатация на АЦ и да определят действията на персонала при нарушения и откази на оборудването и на системите на АЦ.
Чл. 73. Ръководството на АЦ въз основа на документите по чл. 23 и технологичния регламент организира разработването и издаването на вътрешни инструкции, определящи действията на експлоатационния персонал, за осигуряване на безопасността при всички отчитани изходни събития.
Чл. 74. Ръководството на АЦ организира разработването и издаването на следната документация на системите, важни за безопасността:
1. графици за провеждане на планово-предупредителни и основни ремонти на отделните устройства, елементи и системи;
2. графици за провеждане на изпитания и проверки на функционирането на системите на централата;
3. вътрешни инструкции за изпълнение на посочените работи, съставени с отчитане изискванията на технологичния регламент;
4. друга експлоатационна документация.
Чл. 75. Документите, свързани с проектирането и изграждането на АЦ, и всички документи, свързани с безопасността на централата, да се съхраняват в АЦ в течение на целия й експлоатационен срок, а след прекратяването на експлоатацията - до пълното извеждане от експлоатация на АЦ.
Чл. 76. В АЦ да се води експлоатационна техническа документация в съответствие с наредба и другите нормативни документи в областта на използуването на атомната енергия.
Чл. 77. Записите на регистриращите прибори, по които се контролират пределите и условията за безопасна експлоатация, трябва да бъдат качествени и да се съхраняват в продължение на две кампании между презарежданията или в продължение на 2 години освен записите, които се отнасят до откази и аварии. Такива записи се прилагат към материалите за разследване на отказите и авариите и се съхраняват заедно с тях в продължение на експлоатационния срок на АЦ.
Чл. 78. Унищожаването на записите трябва да става с акт, който съдържа допълнително кратък списък на нарушенията на нормалната експлоатация и позоваване на актовете за разследване на авариите.
Раздел II.
Изисквания към експлоатационния персонал
Чл. 79. (1) Експлоатационният персонал да бъде комплектуван до въвеждането в експлоатация на АЦ. Комплектуването, подготовката и атестирането на експлоатационния персонал се извършват съгласно графика по програми, утвърдени от висшестоящата организация и в съответствие с другите нормативни документи, отнасящи се до използуването на атомна енергия.
(2) При подготовката и преподготовката на персонала да се обърне особено внимание на действията на персонала при аварии.
Раздел III.
Въвеждане в експлоатация
Чл. 80. (1) До въвеждането в постоянна експлоатация трябва да:
1. бъде извършена проверка за съответствието на изграждането на АЦ с проекта;
2. са изпълнени пусково-настроечните работи (включително изпитанията на отделните системи и оборудване);
3. са проведени комплексните изпитания на АЦ (включително физическото и енергийното пускане на реактора).
(2) Приемането за експлоатация на АЦ да се извършва по реда, установен от съответните нормативни документи и с тази наредба.
Чл. 81. Блокът на АЦ, чието строителство е завършено и който се въвежда в експлоатация, да бъде изолиран от участъците, на които продължават строителните работи, така че извършването на тези видове работи и възможните нарушения на строителните участъци да не повлияят на безопасността на блока, а при възможните нарушения и аварии на действуващия блок да се осигури безопасността на строящия се блок.
Чл. 82. Документите, уреждащи провеждането на пусково-настроечните работи, да съдържат и списък на операциите, които са потенциално опасни за безопасността (например операциите, които могат неконтролируемо да приведат активната зона в надкритично състояние), и списък на мерките, предотвратяващи възникването на аварии.
Чл. 83. Разрешение за физическо и енергийно пускане се дава при наличие на разрешения и съгласия от органите за държавен контрол.
Чл. 84. При енергийно пускане на АЦ до мощност, по-ниска от номиналната, разрешение за по-нататъшно пускане до номиналната мощност се дава от органите за държавен контрол след предявяване на искане от висшестоящата организация съгласувано с научния ръководител, главния конструктор и главния проектант.
Чл. 85. Експлоатацията на АЦ се разрешава въз основа на приемателния протокол на държавната приемателна комисия при наличие на съответна документация, оформена от органите за държавен контрол, и в съответствие с нормативно-техническите документи.
Раздел IV.
Безопасна експлоатация
Чл. 86. Нормалната експлоатация и допустимите отклонения от нея се установяват в инструкциите за експлоатация, изготвени въз основа на проектно-техническата документация и технологичния регламент, коригирани в резултат на физическото и енергийното пускане.
Чл. 87. Ако поради повреди в системите, важни за безопасността, установените за АЦ предели и условия за безопасна експлоатация не може да бъдат спазени при каквото и да е ниво на мощност на реактора, той трябва да бъде спрян.
Раздел V.
Радиационна безопасност за персонала и населението при експлоатация
Чл. 88. Радиационната безопасност на АЦ в процеса на експлоатацията й се урежда от тази наредба и от другите нормативни документи, отнасящи се до безопасното използуване на атомната енергия.
Чл. 89. Основен организационен принцип са строгото спазване на режима на установените зони и контролът за преминаване на техните граници от хора и от превозваните радиоактивни материали.
Чл. 90. В АЦ да бъде осигурен радиационен контрол на изхвърлянията на радиоактивни вещества в атмосферата и във водоемите, на персонала и транспорта, напускащи границите на АЦ.
Чл. 91. В АЦ да бъде осигурено измерване на посоката и скоростта на вятъра и на другите метеорологични параметри, необходими за оценка и прогнозиране на радиационната обстановка в околната местност при нормална работа на АЦ и в случай на възникване на авария.
Чл. 92. В АЦ и в околната местност да бъде предвиден радиационен дозиметричен контрол, обемът на който се урежда от нормативните документи, отнасящи се до радиационната безопасност.
Чл. 93. В АЦ подлежат на регистриране количествата, преместването и местоположението на всички делящи се и радиоактивни материали, включително свежото и отработилото гориво, демонтираното радиоактивно оборудване, замърсените инструменти, дрехи, производствените отпадъци и други източници на йонизиращи лъчения.
Раздел VI.
Планиране на мероприятия в случай на авария
Чл. 94. (1) Експлоатационният персонал на АЦ задължително се подготвя за действия при аварии.
(2) Действията на експлоатационния персонал при аварии се уреждат от експлоатационните и длъжностните инструкции, а също така от специални инструкции за случаи на аварии.
Чл. 95. За подготовка на персонала за действия при аварийни условия периодично се извършват учения в съответствие с вътрешните инструкции. Препоръчва се за тази цел да се използуват специални тренажори. При ученията се вземат мерки, изключващи възможността за преминаването им в авария, в това число поради погрешно действие на персонала. От резултатите на ученията се прави анализ на действията на оперативния персонал.
Чл. 96. Ядрените и радиационни аварии, станали в АЦ, се разследват от комисии, назначавани от висшестоящи органи в съответствие с нормативните актове. Резултатите от разследването на аварията, изводите и препоръките, утвърдени от висшестоящата организация, се представят на органите за държавен контрол.
Чл. 97. (1) Ръководството на АЦ въз основа на изходните данни, подготвени съвместно от научния ръководител, главния конструктор на реактора и главния проектант, разработва план-мероприятия за действия на територията на промишлената площадка в случай на хипотетични аварии, който се съгласува с органите за държавен контрол и се утвърждава по установения ред до въвеждането на АЦ в експлоатация.
(2) План-мероприятията трябва да предвиждат координиране на действията на експлоатационния персонал и външните организации (местните органи на власт, противопожарната охрана, милицията, медицинските учреждения, органите на гражданската отбрана и другите необходими организации).
(3) В план-мероприятията да бъде посочено точно кой и при какви условия уведомява външните организации за началото на изпълнение на този план и да бъдат предвидени необходимото оборудване и средства за неговата реализация, както и кой и откъде ги доставя.
(4) План-мероприятията периодично се преразглеждат и в съответствие с тях се провеждат учения.
Раздел VII.
Периодични проверки и инспекции
Чл. 98. Преди въвеждане в експлоатация, а също така периодично, в съответствие с изискванията на правилата, нормите и инструкциите на АЦ, да се извършва проверка на нормалното функциониране на системите за безопасност, контрол на състоянието на основния метал и заварените съединения на оборудването и тръбопроводите, проверка на измервателните средства, с помощта на които се установяват пределите за безопасна експлоатация.
Чл. 99. Честотата и обемът на периодичните проверки се определят от техническия проект. Те трябва да отговарят на съответните нормативни документи и зависят от ролята, която изпълняват контролираните устройства или техните елементи за осигуряване на безопасността на АЦ, като се вземат под внимание наличните сведения за надеждността на устройствата.
Чл. 100. По искане на органите за държавен контрол се провеждат извънредни проверки.
Раздел VIII.
Ремонтни работи
Чл. 101. Ремонтът на оборудването, активирано и замърсено с радиоактивни вещества, да се извършва след изпълнението на мерки, намаляващи облъчването на ремонтния персонал, като се спазват правилата, съдържащи се в съответните нормативни и технически документи.
Чл. 102. При ремонт на оборудването, влияещо на реактивността на реактора, да бъдат осигурени ядрената безопасност и контролът на състоянието на реактора.
Чл. 103. При извеждане на оборудване за ремонт, при изпълнение на ремонтните работи и при въвеждане в експлоатация не трябва да се влошава безопасността на АЦ.
Чл. 104. След завършване на ремонтните работи оборудването и системите, влияещи на безопасността на АЦ, се проверяват за работоспособност и за съответствие с проектните характеристики, като документално се оформят изпълнените работи и резултатите от проверките.
Раздел IX.
Извеждане на АЕЦ от експлоатация (Отм. - ДВ, бр. 12 от 2001 г.)
Чл. 105. (Отм. - ДВ, бр. 12 от 2001 г.)
Чл. 106. (Отм. - ДВ, бр. 12 от 2001 г.)
Чл. 107. (Отм. - ДВ, бр. 12 от 2001 г.)
Чл. 108. (Отм. - ДВ, бр. 12 от 2001 г.)
Глава четвърта.
ДОПЪЛНИТЕЛНИ ИЗИСКВАНИЯ ПО БЕЗОПАСНОСТ НА АЦ С РАЗЛИЧНИ ТИПОВЕ РЕАКТОРИ И ПРЕДНАЗНАЧЕНИЕ
Раздел I.
АЕЦ с реактори тип водоводни енергийни реактори
Чл. 109. За максимална проектна авария с разхерметизиране на първи контур в проекта се приема мигновено скъсване на тръбопровода с максимален диаметър с безпрепятствено двустранно изтичане на топлоносителя при работа на реактора на номинална мощност, като се вземе под внимание възможното й превишаване поради грешките и допуските на системата за контрол и управление.
Чл. 110. Проектният предел за повреждане на топлоотделящите елементи при нормална експлоатация, определящ допустимото ниво на активност на топлоносителя на първи контур, по количество и величина на дефектите им съставлява (I проектен предел за повреждане на топлоотделящите елементи):
1. 1 на сто топлоотделящи елементи с газова неплътност;
2. 0,1 на сто топлоотделящи елементи с пряк контакт между топлоносителя и ядреното гориво.
Чл. 111. При разхерметизиране на първи контур системата за аварийно охлаждане да осигурява (II проектен предел за повреждане на топлоотделящите елементи):
1. температура на обвивките на топлоотделящите елементи - не по-високо от 1200°С;
2. локална дълбочина на окисляване на обвивките на топлоотделящите елементи - не по-голяма от 18 на сто от първоначалната дебелина на стената;
3. част от реагиралия цирконий - не по-голяма от 1 на сто от масата му в активната зона.
Чл. 112. Проектът трябва да разглежда и да осигурява възможността за изваждане на активната зона след максималнопроектна авария с разхерметизиране на първи контур.
Раздел II.
Атомни централи за топлоснабдяване и атомни топлоелектроцентрали
Чл. 113. (1) Атомните централи за топлоснабдяване (АЦТ) могат да се разполагат на разстояние, не по-близко от 2 км от перспективната граница на застрояване на големи градове, ако са изпълнени допълнителните изисквания за безопасност, посочени в раздел III.
(2) В момента на утвърждаване на площадката перспективната граница на града се приема в съответствие с утвърдения план за развитие на града. По-нататъшното развитие на града трябва да изхожда от наличието на АЦТ, като се отчита експлоатационният й срок.
Чл. 114. При разполагане на АЦТ не може да бъдат превишени следните предели за облъчване на населението на града:
1. при нормална работа на централата максималната индивидуална доза на облъчване на населението не трябва да превишава 0,2 mSv/r., без да се вземат под внимание облъчването на щитовидната жлеза и другите критични органи, и 0,6 mSv/r. за щитовидната жлеза на дете, а колективната доза не трябва да превишава 100 чов. Sv/r. за цялото околно население;
2. при максималнопроектна авария индивидуалната доза на облъчване извън границите на централата не трябва да превишава 0,1 Sv, без да се вземе под внимание облъчването на щитовидната жлеза и другите критични органи, и 0,3 Sv за щитовидната жлеза на дете, а колективната доза на облъчване на населението на града не трябва да превишава 1000 чов. Sv при най-неблагоприятни метеорологични условия.
Чл. 115. За източник на топлоснабдяване може да бъдат използувани атомни топлоелектроцентрали (АТЕЦ), на които реакторите са изпълнени в съответствие с изискванията на тази наредба и удовлетворяващи с техническите си характеристики изискванията на чл. 114. Такива АТЕЦ може да се разполагат в зоната на големи населени пунктове на разстояние от перспективната граница на застрояване на града, не по-близко от посоченото в таблицата, в зависимост от числеността на градското население.
| Разстояние на АТЕЦ до перспективната граница на застрояване на |
| града |
| Брой на населението |
100 и |
300 и |
500 и |
1000-2000 |
| на града /хил.жители/ |
повече |
повече |
повече |
|
| |
|
|
|
|
| Разстояние /км/ |
10 |
12 |
18 |
25 |
Чл. 116. Всеки атомен източник на топлоснабдяване да отговаря на посочените изисквания в раздел IV, които изключват попадането чрез мрежовия топлоносител на радиоактивни вещества при потребители на топлина.
Раздел III.
Допълнителни изисквания за безопасност към АЦТ
Чл. 117. На АЕЦ да бъдат предвидени мерки, които да предотвратяват разтопяването на топлоотделящите елементи на активната зона на реактора при повреди на който и да е съд на реактора, водещи до разхерметизирането му в границите на възможната величина, определена от техническите принципи на устройство на този съд. Невъзможността за по-големи величини на разхерметизиране трябва да бъде доказана.
Чл. 118. (1) Съоръженията и системите на централата да бъдат разположени и проектирани, като се вземат под внимание външните въздействия, обусловени от падане на самолет и взрив в съседно предприятие, преминаващ транспорт и др. При това не трябва да бъдат превишени пределите за облъчване на населението, определени за максималната проектна авария.
(2) Изчислителните параметри на падащия самолет са: маса 20 t, скорост на падане 700 km/h, натоварването е разположено върху кръг с площ 7 m2. След падането е възможно запалването на горивото му.
(3) Изчислителните параметри на ударната вълна са налягане до 0,05 МPа при време на въздействие до 10 s.
(4) При въздействието на ударната вълна или падащия самолет не трябва да бъдат разрушени и да загубят работоспособност минимум един канал на защитните системи и една бариера или канал на системите за локализиране на аварията.
Чл. 119. В проекта да бъде обоснована приетата степен на неплътност на херметичните обеми на системата за локализация и да е доказана невъзможността за превишаването й. Съответствието на достигнатата степен на херметичност с проектната трябва да бъде потвърдено след изработването на системата и редовно да се проверява в процеса на експлоатация.
Чл. 120. На АЦТ да бъдат осигурени условия за извозване от територията на централата на течните и твърдите отпадъци с различно ниво на радиоактивност и за временното им съхраняване (до 5 години) на нейната територия. Допуска се преработването на отпадъците на територията на централата чрез втвърдяването им.
Чл. 121. Технологичните схеми на преработване на течните радиоактивни отпадъци да осигуряват очистването им до нива, допустими за повторното използуване на получените води за техническо водоснабдяване. Общата годишна активност на изхвърляните дебалансни води се установява за всяка централа при разработване на техническия проект.
Чл. 122. Технологията на изработване на топлоотделящите елементи и условията на експлоатация да осигурят да не се превишават установените предели за повреждането им (0,1 на сто със загуби на херметичност и 0,01 на сто с контакт на топлоносителя със сърцевината на топлоотделящи елементи от пресован уранов двуокис) или еквивалентен изход на радиоактивни продукти в контура за други типове топлоотделящи елементи.
Раздел IV.
Изисквания за защита на мрежовия топлоносител от радиоактивни продукти
Чл. 123. Системата за подгряване на мрежовия топлоносител да изключва възможността за замърсяването му с радиоактивни продукти, което като минимум се осигурява от следното:
1. топлината от реакторния топлоносител да се отвежда чрез херметични топлопредаващи повърхнини към междинна грееща среда;
2. подгряването на мрежовия топлоносител от греещата среда да се извършва чрез топлопредаващи повърхнини;
3. налягането на греещата среда да бъде по-ниско от налягането на мрежовия топлоносител.
Чл. 124. Както при нормални условия, така и в случаи на нарушаване на нормалната експлоатация радиоактивността на греещата среда не трябва да превишава пределите, обусловени от концентрацията на радионуклидите в нея над 10 ДКБ за водата, съгласно нормативните документи, отнасящи се до радиационната безопасност.
Чл. 125. Топлопреносната мрежа да се изключва от топлообменника с греещата среда в случай на аварийно попадане на радиоактивни вещества в мрежовия топлоносител, което може да доведе до едновременното превишаване на двете пределни значения за съдържание в него на радионуклиди - 0,1 ДКБ за води и десетократно ниво на активност на източника на водоснабдяване.
Чл. 126. Топлообменниците за подгряване на мрежовия топлоносител трябва да се намират в територията на площадката на централата.
§ 1. Термините, употребявани в тази наредба, имат следните определения:
1. "атомна централа (АЦ)" е ядрен реактор или реактори с комплекс от системи, устройства, оборудване и съоръжения, предназначени за безопасно производство на топлинна или електрическа енергия;
2. "атомна електрическа централа (АЕЦ)" е атомна централа, предназначена за производство на електрическа енергия;
3. "атомна топлоелектроцентрала (АТЕЦ)" е атомна централа, предназначена за производство на топлинна и електрическа енергия;
4. "атомна централа за топлоснабдяване (АЦТ)" е атомна централа, предназначена за производство на гореща вода за битови цели;
5. "атомна централа за промишлено топлоснабдяване" е атомна централа, предназначена за производство на гореща вода и пара за технически и битови цели;
6. "безопасност на АЦ" - по СТ СИВ 4334-83;
7. "ядрена безопасност на АЦ" е качество на АЦ, изключващо чрез технически средства и организационни мероприятия възможността за възникване на ядрени аварии;
8. "система" е съвкупност от елементи (устройства, оборудване и др.), предназначени за изпълнение на определени функции;
9. "независими системи (елементи)" са системи (елементи), при които отказ на една система (елемент) не води до отказ на друга система(елемент);
10. "канал на система" е част от система, която в определен обем изпълнява функция на система;
11. "системи за нормална експлоатация" са системи, които са предназначени за осъществяване на нормалната експлоатация;
12. "системи за безопасност" са системи, предназначени за предотвратяване на аварии и ограничаване на последствията от тях. Системите за безопасност по функции се подразделят на защитни, локализиращи, обезпечаващи и управляващи;
13. "системи, важни за безопасността" са системи за нормална експлоатация, чиито повреди или откази са изходни събития за аварии, и системи за безопасност;
14. "защитни системи за безопасност" са системи, предназначени за предотвратяване или ограничаване на повреждането на ядреното гориво, обвивките на топлоотделящите елементи, първи контур и за предотвратяване на ядрени аварии;
15. "локализиращи системи за безопасност" са системи, предназначени за предотвратяване или ограничаване на разпространението вътре в АЦ и попадането в околната среда на отделящите се при аварии радиоактивни вещества;
16. "обезпечаващи системи за безопасност" са системи, предназначени за снабдяване на системите за безопасност с енергия и работна среда и за създаване на условия за тяхното функциониране;
17. "управляващи системи за безопасност" са системи, предназначени за привеждане в действие на системите за безопасност, за осъществяване на техния контрол и управление в процеса на изпълнение на определени функции;
18. "системи за контрол и управление" са системи, предназначени за контрол и управление на системи за нормална експлоатация;
19. "активно устройство (елемент)" е устройство (елемент), функционирането на което зависи от нормалната работа на друго устройство(например от работата на управляващо устройство, източник на енергия и др.);
20. "пасивно устройство (елемент)" е устройство (елемент), чието функциониране не зависи от нормалната работа на друго устройство (например от управляващо устройство, от източник на енергия и др.). По конструктивни признаци пасивните устройства се делят на пасивни устройства с механически движещи се части (например обратни клапани) и пасивни устройства без механически движещи се части (тръбопроводи, съдове);
21. "нормална експлоатация на АЦ" са всички състояния на АЦ, съответствуващи на приетата в проекта технология за производство на електроенергия, включително работа на определени нива на мощност, процесите при пускане и спиране, техническо обслужване, ремонт, презареждане на ядреното гориво;
22. "предели за безопасна експлоатация" са установените от нормативно-техническите документи значения на параметрите и характеристиките, отклонението от които може да доведе до превишаване облъчването на персонала на АЦ или на населението или до замърсяване на околната среда с радиоактивни вещества над установените значения за нормална експлоатация, или до повреждане топлоотделящите елементи;
23. "условия за безопасна експлоатация" са условия по количеството и състоянието на работоспособните системи за нормална експлоатация и системите за безопасност по регламента за техническото обслужване и ремонтите, които са необходими за осигуряване на безопасността;
24. "проектни предели" са количествени значения на параметрите и характеристиките за състоянието на оборудването, установени за нормалната експлоатация и за съответните изходни събития, отчетени в проекта;
25. "критерии за безопасност" са качествени признаци или значения на параметри и характеристики, посочени в нормативно-техническите документи или приети в проекта, в съответствие с които се обосновава безопасността на АЦ;
26. "принцип на единичния отказ" е принцип, в съответствие с който системата трябва да изпълнява определените й функции при всяко изходно събитие, изискващо нейната работа, и при независим от изходното събитие отказ на един от нейните елементи;
27. "отказ по обща причина" е отказ на няколко важни за безопасността системи (елементи) възникнал вследствие на едно вътрешно или външно въздействие. "Вътрешни въздействия" са въздействия, възникващи при изходните събития за аварии, включващи: ударни вълни, реактивни струи, летящи предмети, изменения на параметрите на средата (налягане, температура, химическа активност и др.), пожари и др. "Външни въздействия" са въздействия на характерни за площадката на АЦ природни явления и човешка дейност, включително земетресения, високо и ниско ниво на наземните и подземните води, урагани, аварии на въздушен, воден или сухопътен транспорт;
28. "неоткрит отказ" е отказ на система (елемент), който не се проявява в момента на своето възникване при нормална експлоатация и не се регистрира от предвидените средства за контрол в съответствие с регламента за техническо обслужване и проверки;
29. "погрешно действие на оператора" е непреднамерено неправилно единично действие на персонала в процеса на изпълнение на неговите задължения;
30. "изходно събитие" е единичен отказ в системи, външно събитие или погрешно действие на персонала, което води до нарушаване на нормалната експлоатация и може да доведе до нарушаване на пределите или на условията за безопасна експлоатация. Изходното събитие включва всички зависими откази, които са негово следствие;
31. "радиационна авария" - по СТ СИВ 4334-83;
32. "ядрена авария" е авария, свързана с повреждане на топлоотделящите елементи или потенциално опасно облъчване на персонала, предизвикана от:
а) нарушение на контрола и управлението на верижната реакция на деление в активната зона на реактора;
б) образуване на критична маса при презареждане, транспортиране и съхраняване на топлоотделящите елементи;
в) нарушение на отвеждането на топлината от топлоотделящите елементи;
33. "проектна авария" - по СТ СИВ 4334-83;
34. "максимална проектна авария, е проектна авария с най-тежко изходно събитие, установено за всеки тип реактор;
35. "хипотетична авария" е авария, за която в проекта не са предвидени технически мерки за осигуряване на безопасността на АЦ;
36. "максимална хипотетична авария" е хипотетична авария, водеща до максимално възможно изхвърляне на радиоактивни вещества в природната среда при разтапяне на топлоотделящите елементи и разрушаване на локализиращите системи;
37. "последствие от авария" е вреда, която се характеризира с радиационно въздействие върху персонала, населението и природната среда;
38. "висшестояща организация" е организацията, в системата на която е включено предприятието, стопанисващо АЦ;
39. "работоспособност", "повреда", "отказ" - по СТ СИВ 292-76;
40. "органи за държавен контрол" са компетентните държавни и специализирани органи, упражняващи контрол на атомните централи;
41. "техническа безопасност" е качество на АЦ, което се постига с технически средства и организационни мероприятия и се характеризира с якостта на оборудването и тръбопроводите, чиито повреди могат да доведат до нарушаване на отвеждането на топлината от активната зона на реактора, а също така качество, характеризирано от способността да се задържат в херметичната част на АЦ отделените при указаните повреди радиоактивни вещества.
§ 2. Лицата, нарушили тази наредба, носят отговорност съгласно чл. 40 и 42 от Закона за използуване на атомната енергия за мирни цели.
Преходни и Заключителни разпоредби
§ 3. Тази наредба се издава на основание чл. 13, т. 3 от Закона за използуване на атомната енергия за мирни цели.
§ 4. Наредбата се отнася за всички министерства, други ведомства и организации при проектиране, разработване и изработване на оборудване, строителство, въвеждане в експлоатация, експлоатация и извеждане от експлоатация на атомни централи.
§ 5. Наредбата може да се използува като основа за проектиране и експлоатация на изследователски реактори.
§ 6. Сроковете и обемът на привеждане в съответствие с тази наредба на действуващите и строящите се атомни централи се установяват за всеки конкретен случай от Комитета за използуване на атомната енергия за мирни цели.
§ 7. Когато някои от дейностите по § 4 са възложени с договор на чуждестранна организация, ръководството на висшестоящата организация осигурява съответствието на извършените работи с изискванията на тази наредба.
§ 8. Отговорността за изпълнение и контролът за спазване на изискванията на наредбата се възлагат на съответните ръководства на министерствата, другите ведомства, организации и лица, които извършват дейности по § 4.
§ 9. Указания и тълкуване по прилагането на наредбата се дават от председателя на Комитета за използуване на атомната енергия за мирни цели.
Вторник, 16 Април
