§ 1

Термините, употребявани в тази наредба, имат следните определения:

1. 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. 2. "атомна електрическа централа (АЕЦ)" е атомна централа, предназначена за производство на електрическа енергия;
3. 3. "атомна топлоелектроцентрала (АТЕЦ)" е атомна централа, предназначена за производство на топлинна и електрическа енергия;
4. 4. "атомна централа за топлоснабдяване (АЦТ)" е атомна централа, предназначена за производство на гореща вода за битови цели;
5. 5. "атомна централа за промишлено топлоснабдяване" е атомна централа, предназначена за производство на гореща вода и пара за технически и битови цели;
6. 6. "безопасност на АЦ" - по СТ СИВ 4334-83;
7. 7. "ядрена безопасност на АЦ" е качество на АЦ, изключващо чрез технически средства и организационни мероприятия възможността за възникване на ядрени аварии;
8. 8. "система" е съвкупност от елементи (устройства, оборудване и др.), предназначени за изпълнение на определени функции;
9. 9. "независими системи (елементи)" са системи (елементи), при които отказ на една система (елемент) не води до отказ на друга система(елемент);
10. 10. "канал на система" е част от система, която в определен обем изпълнява функция на система;
11. 11. "системи за нормална експлоатация" са системи, които са предназначени за осъществяване на нормалната експлоатация;
12. 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. 13. "системи, важни за безопасността" са системи за нормална експлоатация, чиито повреди или откази са изходни събития за аварии, и системи за безопасност;
14. 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. 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. 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. 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. 18. "системи за контрол и управление" са системи, предназначени за контрол и управление на системи за нормална експлоатация;
19. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 29. "погрешно действие на оператора" е непреднамерено неправилно единично действие на персонала в процеса на изпълнение на неговите задължения;
30. 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. 31. "радиационна авария" - по СТ СИВ 4334-83;
32. 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. 33. "проектна авария" - по СТ СИВ 4334-83;
34. 34. "максимална проектна авария, е проектна авария с най-тежко изходно събитие, установено за всеки тип реактор;
35. 35. "хипотетична авария" е авария, за която в проекта не са предвидени технически мерки за осигуряване на безопасността на АЦ;
36. 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. 37. "последствие от авария" е вреда, която се характеризира с радиационно въздействие върху персонала, населението и природната среда;
38. 38. "висшестояща организация" е организацията, в системата на която е включено предприятието, стопанисващо АЦ;
39. 39. "работоспособност", "повреда", "отказ" - по СТ СИВ 292-76;
40. 40. "органи за държавен контрол" са компетентните държавни и специализирани органи, упражняващи контрол на атомните централи;
41. 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.