Наредба за осигуряване безопасността на изследователските ядрени инсталации

Радиационното въздействие от ИЯИ при всички експлоатационни състояния трябва да се поддържа по-ниско от нормативно определените дози на облъчване на персонала и населението и на разумно достижимо ниско ниво, а при всички аварии, включително аварии с много ниска честота на поява, радиационното въздействие трябва да бъде ограничено.

Проектните основи определят необходимите качества и способността на ИЯИ да не допусне надхвърляне на нормативно определените граници за облъчване на персонала и населението и пределите за изхвърляния на радиоактивни вещества в околната среда при определени експлоатационни състояния и проектни аварии. Проектните основи съдържат проектни предели, експлоатационни състояния, класификация по безопасност на КСК, важни допускания при проектирането и в отделни случаи особени методи за анализ.

Проектните предели включват като минимум:

1. 1. радиационни и други технически критерии за приемливост при всички експлоатационни състояния и аварийни условия;
2. 2. критерии за защита на физическите бариери;
3. 3. критерии за използване на експерименталните устройства.

Конструкциите, системите и компонентите, важни за безопасността, включително софтуерът на управляващите системи, на ИЯИ се определят и класифицират по класове на безопасност. Те се проектират, изработват, монтират, изпитват, експлоатират и поддържат по начин, който осигурява тяхното качество, включително надеждността им, в съответствие с класификационен план.

Изследователските ядрени инсталации се класифицират според основните им характеристики и изпълняваните функции. Класифицирането се определя в проекта на ИР според мощността на инсталацията, масата и характеристиките на делящия се материал, енергията на флуидите, изискването за наличие на бариери и тяхната защита според реализацията на концепцията за дълбоко ешелонираната защита.

Изследователските ядрени инсталации се класифицират в следните групи:

1. 1. група I: изследователски ядрени инсталации, които не изискват наличието на специални системи за охлаждане на горивото в аварийни ситуации и на системи за продължително отвеждане на остатъчното топлоотделяне, при които изхвърляне на радиоактивни вещества извън предвидените с проекта бариери е възможно само при преки въздействия върху компонентите на реактора, породени от различни външни и вътрешни събития;
2. 2. група II: изследователски ядрени инсталации с по-голяма мощност и/или работещи при по-високи топлотехнически параметри на топлоносителя, при които за предотвратяване повреждането на ядреното гориво и изхвърлянето на радиоактивни вещества в околната среда над допустимите граници е необходимо в проекта да бъдат предвидени специални системи за безопасност и за отвеждане на остатъчното топлоотделяне.

Системите и оборудването на ИЯИ се класифицират според важността им за безопасността в следните класове:

1. 1. клас "А" - системите на ИЯИ, които могат да бъдат определени като важни за безопасността, ако: а) техен отказ води до по-високо от установеното за условията на нормална експлоатация радиационно облъчване на персонала и/или населението; б) предотвратяват предвидени в проекта експлоатационни събития, водещи до аварийни условия; в) изпълняват функции за ограничаване на последствията от отказ на КСК;
2. 2. клас "Б" - останалите системи на ИЯИ, които не са включени в т. 1.

В зависимост от изпълняваните функции системите и елементите от клас "А" се подразделят на следните категории:

1. 1. категория 1: елементи на ИЯИ, чиито откази са изходни събития за надпроектни аварии, както и елементи, чийто отказ води до превишаване на установените предели за проектни аварии;
2. 2. категория 2: системи и елементи, отказите на които са изходно събитие, водещо до превишаване на установените предели за нормална експлоатация, но в границите, определени за установените проектни аварии; в тази категория се включват и елементите, чиито откази водят до неизпълнение на функции на безопасност;
3. 3. категория 3: а) конструкции, системи и компоненти, важни за безопасността, извън първа и втора категория, както и системи и елементи, отказите на които водят до превишаване на установените нива за въздействие на йонизиращите лъчения върху персонала и населението при нормална експлоатация; б) системи и елементи, предназначени за радиационен контрол и радиационна защита.

В проекта на ИЯИ се определят процедурите за квалификация на КСК, важни за безопасността, които потвърждават изпълнението на предвидените функции през техния проектен срок, с отчитане на възможните въздействия и условията на околната среда (вибрации, температура, налягане, реактивни струи, електромагнитни смущения, стареене, облъчване, влажност и вероятни комбинации от тях), които се очакват при всички експлоатационни състояния и проектни аварии.

Експлоатиращата организация носи отговорност за безопасността на ИЯИ по време на всички етапи от неговия жизнен цикъл - избор на площадка, проектиране, строителство, въвеждане в експлоатация, експлоатация, включително при извършване на изменения на конструкции, системи и оборудване, и при извеждане от експлоатация.

За оценката на безопасността на ИЯИ експлоатиращата организация изготвя Отчет за анализ на безопасността (ОАБ) в обем и съдържание съгласно Наредбата за реда за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия, приета с Постановление № 93 на Министерския съвет от 2004 г. (ДВ, бр. 41 от 2004 г.), в степента, в която те са приложими за конкретния случай. Отчетът трябва да съдържа и данни за историята на експлоатацията на ИЯИ, когато има такава, за внесени в процеса на експлоатацията изменения, както и за изпълнявана и планирана експериментална и друга дейност.

Вероятностни оценки на безопасността се провеждат за целите на:

1. 1. систематичен анализ на съответствието с основните цели на безопасността;
2. 2. демонстриране на балансиран проект, при който всяко отчитано в проекта изходно събитие има пропорционално влияние върху общия риск и основно първите две нива на дълбоко ешелонираната защита осигуряват безопасността;
3. 3. доказване, че малки отклонения на експлоатационните параметри, които могат да доведат до утежняване поведението на ИЯИ, са предотвратени;
4. 4. оценка на вероятностите за големи радиоактивни изхвърляния, изискващи краткосрочни защитни мерки извън площадката на ИЯИ;
5. 5. оценка на честотата на характерни за площадката външни въздействия;
6. 6. определяне на КСК, за които са необходими проектни подобрения или изменение на експлоатационните документи, водещи до намаляване честотата на тежките аварии или ограничаване на техните последствия.

Проектните основи, техническите и организационните мерки, осигуряващи прилагането на концепцията за дълбоко ешелонираната защита, и оценките на безопасността се документират в предварителен, междинен и окончателен Отчет за анализ на безопасността за различните етапи на разрешителния режим по Закона за безопасно използване на ядрената енергия (ЗБИЯЕ).

Пригодността на площадката за разполагане на ИЯИ се оценява в следните аспекти:

1. 1. ефектите от външните събития, природни явления или предизвикани от човешки дейности, които могат да възникнат в района на площадката;
2. 2. характеристиките на околната среда на площадката и около нея, които оказват влияние върху преноса на радиоактивни вещества към човека;
3. 3. плътността и разпределението на населението и други демографски характеристики на района на площадката, свързани с оценката на риска за отделните индивиди и населението и необходими за планиране на аварийни мерки;
4. 4. наличието на други ядрени съоръжения в района на площадката;
5. 5. наличието на краен поглътител на топлината и неговият вид.

Факторите, които трябва да бъдат изследвани, критериите и изискванията за избор на площадка са посочени в приложение № 2.

Въздействието на йонизиращите лъчения се анализира с отчитането на специфичните характеристики на проекта на реакторната инсталация и неговите свойства на безопасност.

Изпълняваните анализи трябва да отчитат прогнозите за социално-икономическо развитие на района на площадката.

Характеристиките на площадката, които оказват влияние върху аспектите на безопасността на ИЯИ, и природните характеристики на района, които могат да бъдат повлияни от потенциалното въздействие на йонизиращите лъчения по време на експлоатационните и аварийните състояния, се наблюдават и регистрират по време на всички етапи от жизнения цикъл на ИЯИ.

Проектът на системите, изпълняващи функциите на безопасност, се разработва така, че да бъдат осигурени добри условия за техния периодичен контрол, изпитвания и поддръжка.

Отказът на една система независимо от важността и за безопасността не трябва да влияе на безопасността на реактора. Трябва да се предвидят адекватни мерки за предотвратяване на изхвърлянията на радиоактивни вещества в околната среда в случай на отказ на система.

За осигуряване безопасното спиране на реактора, поддържането му в подкритично състояние и отвеждане на топлината активната зона и свързаните с нея компоненти, разположени в корпуса на реактора, трябва да са проектирани и монтирани така, че да издържат на статичните и динамичните натоварвания, които могат да възникнат при всички експлоатационни състояния, проектни аварии и отчитаните в проекта въздействия.

Активната зона на реактора и свързаните с нея система на контура на топлоносителя, управляващи и защитни системи за безопасност трябва да са проектирани по начин, който позволява изпитвания и инспектиране през време на целия период на експлоатация на ИР.

В проекта се предвиждат средства за контрол на параметрите на топлоносителя с отчитане изменението на обема и изтичанията на топлоносител при всички експлоатационни състояния.

В проекта на управляващите системи за безопасност се използват принципите на резервиране, независимост и разнообразие. Прилагането на тези принципи трябва да води до създаване на такива условия, при които единичен отказ в управляваща система за безопасност не нарушава нейната работоспособност, и да бъде осигурена защита срещу откази по обща причина.

При проектиране на компютризирани управляващи системи за безопасност освен изискванията на чл. 48, ал. 2 трябва да са изпълнени и следните изисквания:

1. 1. при избора на хардуера и софтуера се използват най-високото качество и най-добрата практика;
2. 2. целият процес на разработване, включително контролът, изпитванията и проектните изменения, да бъде систематично документиран и преразглеждан;
3. 3. да бъде извършена оценка на системата от експертна организация, независима от проектанта и доставчика;
4. 4. за осигуряване на необходимата надеждност се прилага принципът на разнообразие.

В проекта трябва да са предвидени автономни средства, които осигуряват регистриране и съхраняване на информацията, необходима за разследване на авариите. Тези средства трябва да са защитени от неконтролиран достъп и да запазват работоспособността си в аварийни условия. Обемът на регистрираната и съхраняваната информация се обосновава в проекта.

Всички работни органи на системата за аварийно спиране на реактора трябва да имат указатели на междинните положения, сигнализатори на крайните положения и крайни изключватели, задействащи се по възможност непосредствено от работния орган. Работните органи на другите системи за спиране на реактора трябва да имат указатели за положение.

При съвместяване на функции за управление на реактивността и мощността на реактора с функции за аварийно спиране на реактора в проекта се разработва и обосновава редът за тяхното използване с осигуряване приоритет на функциите за аварийно спиране на реактора.

За подкритична сборка се допуска липсата на системи за спиране, в случай че при всякакви изходни събития за аварии и откази по обща причина се изключва достигането до критично състояние.

Привеждането на реактора в подкритично състояние със системата за спиране не трябва да зависи от наличието на енергозахранване.

Системата за аварийно спиране трябва да е проектирана по такъв начин, че след нейното задействане процесът да бъде доведен до край и да е невъзможно ръчно задействане до завършване на действието и непосредствено след това. Възстановяването на готовността на системата за действие да става само по команда от оператора след отстраняване на причините за задействане на системата.

Материалите, които се използват за производство на компонентите на контура на топлоносителя, се избират така, че да се намали тяхната активация и вероятността за развитие на пукнатини и неутронно окрехкостяване с отчитане предполагаемото влошаване на техните характеристики в края на проектния експлоатационен срок под въздействието на ерозия, пълзене, умора и химични въздействия.

Корпусът на реактора и тръбопроводите под налягане се проектират и изработват с осигуряване на най-високо качество по отношение на избора на материали, норми за проектиране, пригодност за инспектиране и производство.

Вътрешните компоненти на системата на контура на топлоносителя се проектират така, че да се сведе до минимум вероятността за отказ и свързаните с него последващи повреждания на други компоненти при всички експлоатационни състояния и при проектни аварии.

Компонентите на контура на топлоносителя се проектират, произвеждат и разполагат така, че през целия срок на експлоатация на ИЯИ да има възможност да се инспектират и изпитват през определени интервали от време. Програмата за наблюдение на контура на топлоносителя осигурява контрол на влиянието на такива фактори, като облъчване, образуване на пукнатини при корозия под напрежение, термично окрехкостяване и стареене на конструкционните материали, особено в местата с високо ниво на облъчване.

В проекта трябва да са предвидени системи за очистване на топлоносителя от радиоактивни вещества.

Ефективността на системите за аварийно отвеждане на топлината от активната зона заедно с предвидените проектни решения за откриване на изтичания от контура на топлоносителя, отрицателни обратни връзки и възможности за изолиране, трябва да е достатъчна за:

1. 1. поддържане граничните стойности на параметрите под установените в проекта критерии за защита на обвивките на топлоотделящите елементи или горивото и за защита на целостта на контура на топлоносителя при проектни аварии;
2. 2. поддържане геометрията на активната зона в състояние, позволяващо изпълнение на функциите на безопасност;
3. 3. осигуряване необходимата продължителност на охлаждане.

При проектиране на защитните системи за безопасност трябва да се предпочита използването на КСК, работещи на пасивен принцип.

При необходимост от отвеждане на по-големи количества топлина от активната зона, генерирани в резултат на тежки аварии, трябва да е предвидена възможност за използване на допълнителни средства за отвеждане на топлината.

При необходимост за осигуряване достъп на персонала в помещенията на херметичния обем се предвиждат шлюзове с блокировки на вратите, които осигуряват поне една врата в затворено положение.

Отчитат се възможностите за отвеждане от херметичния обем на топлината, генерирана в резултат на тежки аварии.

Изборът на покрития и топлоизолации и начините на монтаж върху КСК, разположени в херметичния обем, трябва да осигуряват изпълнение на техните функции на безопасност и да оказват минимално влияние върху изпълнението на другите функции на безопасност в случай на нарушаване на тяхната цялост.

При необходимост в проекта на ИЯИ се предвиждат осигуряващи системи за безопасност, изпълняващи функции по снабдяване на системите за безопасност с работна среда и енергия и поддържане на условия за тяхното функциониране при всички експлоатационни условия и проектни аварии.

Изпълнението на функциите на безопасност има приоритет пред действието на собствените защити на осигуряващите системи, ако това не води до по-тежки последствия за безопасността.

При наличие на значителни количества горими материали в конструкцията на ИЯИ в проекта трябва да се предвидят достатъчно средства за противопожарна защита, включително откриване, пожароизвестяване и пожарогасене на топлоносителя и забавителя, които да изпълняват функциите си в автоматичен режим.

В проекта се определят групите електропотребители, въз основа на които се разработва проектът на системата за електрозахранване, както следва:

1. 1. първа група - електропотребители за постоянен или променлив ток, които позволяват прекъсване на електрозахранването за време до половин секунда; те се захранват нормално от работните и резервните трансформатори, включени към енергосистемата, и изискват осигуряване на електрозахранване след сработване на системите за аварийна защита на реактора;
2. 2. втора група - потребители за променлив ток, времето на прекъсване електрозахранването на които се определя от условията за осигуряване на безопасност и които изискват задължително електрозахранване след сработване на аварийната защита на реактора;
3. 3. трета група - потребители, които не предявяват изисквания към надеждността на електрозахранването.

За потребителите от категории 1 и 2 съгласно чл. 17, т. 1 и 2 в проекта следва да се предвиди система за аварийно електрозахранване, която да осигури изпълнението на техните функции при отказ на системата за нормално електрозахранване.

Системата за аварийно електрозахранване включва автономни източници на електрозахранване и разпределителни и комутационни електрически устройства към тях.

В проекта трябва да са предвидени системи за безопасно временно съхраняване на течни и твърди РАО, тяхната преработка или кондициониране на площадката на ИЯИ за период, достатъчен за осигуряване на възможности за транспортирането им до съоръжения за управление на РАО, както и средства за транспортиране до местата за временно съхраняване или преработване в границите на площадката на ИЯИ.

Проектът определя изисквания към системите за управление на РАО в съответствие с Наредбата за безопасност при управление на РАО, приета с Постановление № 198 на Министерския съвет от 2004 г. (ДВ, бр. 72 от 2004 г.), в степента, в която те са приложими за конкретния случай.

Съоръженията за управление на ядреното гориво трябва да са проектирани така, че да се предотврати загубата или повреждането на горивото по време на претоварване, достигането на критичност и загубата на охлаждане, както и да бъде осигурена надеждна биологична защита и подходяща вентилация, като:

1. 1. възможността за достигане на критичност да се предотвратява с достатъчен запас при най-неблагоприятните условия чрез осигуряване на съответни физически средства или процеси, като геометрична конфигурация, характеристики на оборудването и средата;
2. 2. се предвидят мерки за предотвратяване падането на тежки предмети и недопустими силови въздействия върху топлоотделящите елементи или горивните касети;
3. 3. се осигурят възможности за идентификация на касетите;
4. 4. се осигурят специални мерки за съхраняване на нехерметични или повредени горивни касети или топлоотделящи елементи.

В проекта на ИЯИ се предвиждат системи, съоръжения и оборудване за манипулиране и съхраняване на свежо ядрено гориво, които:

1. 1. осигуряват възможност за входящ контрол на горивото, техническо обслужване и извършване на периодични инспекции и изпитване на компонентите, предназначени за работа с него;
2. 2. осигуряват контрол на условията на съхраняване;
3. 3. намаляват до минимум възможността за повреждане или неконтролиран достъп до ядреното гориво.

Конструкциите, системите и компонентите за манипулиране и съхраняване на отработено ядрено гориво се проектират при спазване на изискванията на чл. 92, като се предвидят и:

1. 1. надеждни системи за отвеждане на остатъчното топлоотделяне при всички експлоатационни състояния и проектни аварии и подходящ състав на топлоотвеждащата среда, предотвратяващи повреждане на обвивките на топлоотделящите елементи;
2. 2. средства или методи за контрол на концентрацията на поглътителя;
3. 3. средства за контрол на състоянието и параметрите на топлоотвеждащата среда и ефективността на топлоотвеждането;
4. 4. средства за контрол на химическия състав и активността на топлоотвеждащата среда, използвана при манипулации или съхраняване на отработено ядрено гориво;
5. 5. средства за дезактивация;
6. 6. системи за местна вентилация и други мерки за осигуряване на радиационната защита;
7. 7. мерки за предотвратяване нарушаването на топлоотвеждането.

Проектът трябва да определя изисквания към системите за управление на отработено ядрено гориво в съответствие с изискванията на Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво, приета с Постановление № 196 на Министерския съвет от 2004 г. (ДВ, бр. 71 от 2004 г.), в степента, в която те са приложими за конкретния случай.

За постигане на разумно достижимо ниско ниво на облъчване на персонала и населението при всички експлоатационни състояния, проектни и надпроектни аварии проектът на ИЯИ трябва да предвижда:

1. 1. използване на конструктивни материали, съдържащи минимално количество химични елементи с голямо сечение на активация и образуване на дългоживеещи радиоактивни продукти на корозия;
2. 2. избор и подходящо разполагане на биологична защита около експерименталните устройства и екраниране на КСК, съдържащи радиоактивни вещества;
3. 3. проектни решения, водещи до намаляване на човешките дейности в зоната със строг режим и на възможностите за радиоактивно замърсяване на персонала;
4. 4. намаляване на количествата и концентрациите на радиоактивните вещества, генерирани в ИЯИ и разпространяващи се вътре и извън нея;
5. 5. подходящо манипулиране, изолиране и съхраняване на радиоактивните материали, получени в резултат на дейността на ИЯИ.

В проекта трябва да се предвижда осигуряване на радиационната защита на лицата, заети с обслужването на експерименталните устройства.

Достъпът на персонал до помещения с потенциално висок риск от облъчване или радиоактивно замърсяване се контролира посредством заключващи устройства с блокировки и сигнализация за задействане и за неработоспособност.

Биологичната защита се проектира консервативно и с отчитане натрупването на радионуклиди в периода на експлоатация на ИЯИ, възможната загуба на ефективност вследствие на ефектите от взаимодействие на защитата с неутронното лъчение и с гама-лъчението, с други материали, с дезактивационни разтвори и с очакваните температурни условия при проектни аварии.

В проекта на ИЯИ се предвиждат средства за радиационен контрол при всички експлоатационни състояния, проектни и тежки аварии, включително:

1. 1. стационарни дозиметри за локално следене на мощността на дозата и общо наблюдение на радиационната обстановка с възможност за получаване на информацията на БПУ;
2. 2. средства за измерване на радиоактивността в помещенията, в които работи персонал и в които може да се очаква повишаване на радиоактивността вследствие на освобождаване на газове и аерозоли, с възможност за получаване на информацията на БПУ;
3. 3. стационарно и лабораторно оборудване за следене на концентрацията на избрани радионуклиди в технологични среди, проби и емисии в околната среда с възможности за измерване при нормална експлоатация и в аварийни условия;
4. 4. средства за измерване на радиоактивното замърсяване на повърхности;
5. 5. средства за измерване на индивидуалните дози и повърхностното радиоактивно замърсяване на персонала;
6. 6. средства за радиационен контрол в наблюдаваната зона с цел определяне на влиянието върху пътищата за облъчване на населението, върху местните екосистеми и натрупването на радиоактивни материали в околната среда;
7. 7. определяне, оценка и прогнозиране на радиационната обстановка в помещенията на ИЯИ и в зоните с особен статут;
8. 8. определяне, оценка и прогнозиране на еквивалентните дози на облъчване на персонала и на всички лица, намиращи се в пределите на радиационнозащитната зона;
9. 9. радиационен контрол на транспортните средства и изнасяните материали на границата на площадката на ИЯИ.

(Изм. - ДВ, бр. 37 от 2018 г.) Проектът определя изисквания към осигуряване на радиационната защита в съответствие с изискванията на Наредбата за радиационна защита в степента, в която те са приложими за конкретния случай.

За осъществяване на техническа помощ при изпълнение на работния проект експлоатиращата организация осигурява авторски надзор от проектанта на ИЯИ, който да продължи и при въвеждането на ИЯИ в експлоатация.

Документите, доказващи съответствие със съществуващите изисквания по смисъла на Закона за техническите изисквания към продуктите, изпълнението на строителните и монтажните работи в съответствие с проекта и извършените изменения, резултатите от проведения входящ контрол на материалите и компонентите, резултатите от единичните изпитания на компонентите, се предоставят на експлоатиращата организация за анализ и съхраняване.

Пределите и условията за експлоатация включват изисквания за безопасното използване и изменение на ИЯИ. Примерен списък на експлоатационните параметри и оборудването, за които трябва да бъдат определени предели и условия за експлоатация, е посочен в приложение № 3.

Пределите и условията за експлоатация, събрани в един документ (технологичен регламент за експлоатация), трябва да са леснодостъпни за персонала на БПУ, който да е добре запознат с тях и с техните технически основи. Ръководният персонал на експлоатиращата организация трябва да има ясна представа за тяхното значение за безопасността.

Действията и мерките за ограничаване и ликвидиране на последиците от авария се планират, определят и прилагат съгласно изискванията на Наредбата за аварийно планиране и аварийна готовност при ядрена и радиационна авария, приета с Постановление № 189 на Министерския съвет от 2004 г. (ДВ, бр. 71 от 2004 г.).

Експлоатиращата организация разработва програма за управление на активната зона, която включва следните дейности:

1. 1. определяне местоположението в активната зона на ядреното гориво, отражателите, органите за управление на реактора и експерименталните устройства чрез използване на валидирани методи и компютърни кодове;
2. 2. съхраняване на информацията за ядреното гориво, параметрите и конфигурациите на активната зона;
3. 3. зареждане на ядрено гориво в активната зона в съответствие с изискванията на проекта, пределите и условията за експлоатация и при спазване на експлоатационните инструкции;
4. 4. запазване целостта на обвивката чрез поддържане параметрите на активната зона в съответствие с изискванията на проекта и с пределите и условията за експлоатация;
5. 5. откриване и отстраняване от активната зона на ядрено гориво с дефектирала обвивка;
6. 6. изваждане на отработеното ядрено гориво и презареждане на ново за поддържане запаса на реактивност.

Събраните данни за откази на КСК, важни за безопасността, и данни от изпитвания, техническо поддържане, ремонт, инспектиране и контрол се регистрират, систематизират, съхраняват и анализират и се използват за управление на ресурса на КСК.

Изпитвания или експерименти на КСК, важни за безопасността, които не са включени в технологичния регламент за експлоатация или в експлоатационните инструкции, се изпълняват по специални програми и процедури след положително становище на Агенцията за ядрено регулиране.

Експлоатиращата организация разработва план за използването на ИЯИ, който отчита съществуващия капацитет на инсталацията, потенциалните възможности и изискванията на потребителите. Планът се преглежда и осъвременява периодично.

Използването и техническото обслужване на експерименталните устройства се извършват в съответствие с вътрешни правила, определени в инструкциите за експлоатация и техническо обслужване на ИЯИ.

Експлоатиращата организация провежда периодичен анализ и оценка на радиоактивните изхвърляния, за да бъде потвърдено, че нивата на облъчване на населението не превишават границата на дозата, определена с чл. 10, ал. 1, и се поддържа на разумно достижимо ниско ниво.

Системата за управление на документацията осигурява използването само на последните версии на всички документи и програми.

По смисъла на наредбата:

1. 1. "Аварийни условия" са отклоненията от нормалната експлоатация, по-тежки от очакваните експлоатационни събития, включително проектните аварии и надпроектните аварии.
2. 2. "Активен компонент" е компонентът, чието функциониране зависи от външно въздействие, като команда за задействане, механично преместване или захранване с енергия.
3. 3. "Активен разсед" е тектоничен разсед, по който за последния един милион години (кватерненски период) е осъществено относително преместване на прилежащите блокове от земната кора на половин метър или повече.
4. 4. "Безопасен отказ" е отказът на система или компонент, при възникването на които ИЯИ преминава в безопасно състояние без необходимост от каквито и да са действия на управляващите системи за безопасност.
5. 5. "Блочен пулт за управление" е част от ИЯИ, която е разположена в специално предвидени в проекта помещения и е предназначена за централизирано управление на технологичните процеси, осъществявано от оперативния персонал и автоматизираните средства за управление.
6. 6. "Валидиране" е процесът на определяне дали продуктът (като компютърни програми, аналитични методи, модели на ИЯИ, процедури и инструкции) е подходящ за задоволително изпълнение на предвидената функция.
7. 7. "Верифициране" е процесът на определяне дали качеството или характеристиките на продукта (като компютърни програми, аналитични методи, модели на ИЯИ, процедури и инструкции) са такива, както е декларирано, както е предвидено или както се изисква.
8. 8. "Вероятностна оценка на безопасността" е многостранен структуриран подход за определяне на сценариите за отказ и математически инструмент за определяне на количествени оценки на риска.
9. 9. "Вертикален канал" е канал, служещ за облъчване на образци извън сепаратора на активната зона, чийто горен край се намира под вода.
10. 10. "Външен източник на неутрони" е периодично разполагано в активната зона устройство, изпускащо неутрони, което е предназначено за увеличаване плътността на потока неутрони в активната зона на ИЯИ в режим на пуск и работа на мощност на реактора.
11. 11. "Външно събитие" е събитие, което не е свързано с експлоатацията на ИЯИ, но което би могло да въздейства върху безопасността на ИЯИ. 12. "Вътрешно събитие" е събитие, свързано с експлоатацията на ИЯИ, което би могло да въздейства върху безопасността на ИЯИ. 13. "Вътрешна самозащита на реакторната инсталация" е свойството на реакторната инсталация да осигурява безопасността на базата на естествени обратни връзки, процеси и характеристики. 14. "Единичен отказ" е отказът, който води до загуба на способността на компонента да изпълнява предписаните му функции на безопасност, а също и всякакви последващи откази в резултат от него. 15. "Експлоатационни състояния" са състоянията на нормална експлоатация и очаквани експлоатационни събития. 16. "Експериментално устройство" е устройство, предназначено за използване на неутронен поток и йонизиращото лъчение за всякакви дейности, предвидени в проекта на изследователската ядрена инсталация. 17. "Експлоатационни предели" са стойности на параметрите и характеристики на състоянието на системите (компонентите) и на ИЯИ като цяло, определени в проекта за нормална експлоатация. 18. "Експлоатационни условия" са определените в проекта условия относно количеството, характеристиките, състоянието на работоспособност и техническото обслужване на системите (компонентите), необходими за работа без нарушаване на експлоатационните предели. 19. "Експлоатация" е цялата дейност, осъществявана за постигане на целта, за която е бил изграден изследователският реактор, включително работа на мощност, пускане, спиране, изпитвания, техническо обслужване, ремонт, презареждане на ядреното гориво, инспектиране през време на експлоатация и другите свързани с това дейности. 20. "Експлоатираща организация" е организацията, която е лицензиант или притежател на разрешение по Закона за безопасно използване на ядрената енергия. 21. "Защитна система за безопасност" е система, предназначена за предотвратяване или ограничаване повреждането на ядреното гориво, обвивките на топлоотделящите елементи и компонентите, съдържащи радиоактивни вещества. 22. "Квалифициране" е процесът на установяване на доказателства, че съоръжението, системата или компонентът ще работи, когато това е необходимо, при специфицираните условия за работа и в съответствие с изискванията за работа на системата. 23. "Компонент" е прибори, тръбопроводи, кабели и други изделия, осигуряващи изпълнението на зададени функции самостоятелно или в състава на системи и разглеждани като структурни единици в анализите на надеждността и безопасността. 24. "Консервативен подход" е подходът към проектирането и конструирането, при който при извършването на анализи и пресмятания за параметрите и характеристиките се приемат стойности и предели, които определено водят към по-неблагоприятни резултати. 25. "Контур на топлоносителя на реактора" е контурът, предназначен за циркулиране на топлоносителя през активната зона в установените в проекта режими и условия на експлоатация. 26. "Конструкции, системи и компоненти (КСК), важни за безопасността" са системите за безопасност, а също така и КСК за нормална експлоатация, отказите на които нарушават нормалната експлоатация на ИЯИ или препятстват отстраняването на отклоненията от нормална експлоатация и могат да водят до проектни и надпроектни аварии. 27. "Краен поглътител на топлина" е средата, в която остатъчното топлоотделяне може винаги да бъде отведено, дори ако всички други средства за отвеждане на топлината не могат да бъдат използвани или са недостатъчни. 28. "Критична сборка" е устройство за експериментално изучаване на характеристиките и параметрите на размножаваща неутронна среда, съставът и геометрията на която позволяват да се осъществи управляема ядрена реакция на делене, експлоатирано на мощност, неизискваща принудително охлаждане на средата и неоказваща влияние на неутронно-физическите характеристики. 29. "Култура на безопасност" е квалификационната и психологическата подготовка на персонала, при която осигуряването на безопасността на ИЯИ е приоритетна цел и вътрешна потребност, водеща към съзнаване на отговорността и самоконтрол при изпълняване на всички дейности, влияещи на безопасността. 30. "Локализираща система за безопасност" е система, предназначена за предотвратяване или ограничаване разпространението на отделящите се при аварии радиоактивни вещества и йонизиращи лъчения извън предвидените в проекта граници и попадането им в околната среда. 31. "Надпроектна авария" е аварията, чиито последствия са по-тежки от проектната авария, но без значително повреждане на активната зона както при тежката авария. 32. "Неоткрит отказ" е отказ на система (компонент), който не се проявява в момента на възникването му при нормална експлоатация и не се идентифицира с предвидените средства за контрол в съответствие с програмите за техническо обслужване и проверка. 33. "Неутронно-активационен анализ" е количествен метод, чрез който се определя съдържанието на химически елементи в различни образци. 34. "Нормална експлоатация" е експлоатацията в рамките на експлоатационните предели и условия. 35. "Осигуряваща система за безопасност" е система, предназначена за снабдяване на системите за безопасност с енергия и с работен флуид и за създаване на условия за тяхното функциониране. 36. "Отказ по обща причина" е отказът на две или повече системи или компоненти вследствие на единично конкретно събитие или причина. 37. "Отражател" е устройство, предназначено за намаляване на утечките на неутрони от ИР. 38. "Очаквано експлоатационно събитие" е отклонение на процеса на експлоатация от нормалната експлоатация, което се очаква да се осъществи най-малко веднъж през срока на експлоатация на ИЯИ, но което поради предвидените в проекта мерки не предизвиква значително повреждане на КСК, важни за безопасността, или не води до аварийни условия. 39. "Пасивен компонент (система)" е компонентът (системата), чието функциониране не зависи от външно въздействие, като команда за задействане, механично преместване или захранване с енергия. 40. "Периодична оценка на безопасността" е систематична преоценка на безопасността на ИЯИ в експлоатация, провеждана на определени интервали за определяне влиянието на натрупващите се ефекти от стареене, извършените изменения, експлоатационния опит и техническите постижения и насочена към осигуряване високо ниво на безопасност през срока на експлоатация на ИЯИ. 41. "Персонал" са всички лица, работещи постоянно или временно на площадката на ИЯИ. 42. "Площадка на ИЯИ" е територията в границите на защитната зона, където са разположени сградите и съоръженията на ИЯИ. 43. "Постулирано изходно събитие" е единичен отказ в система (компонент), външно събитие или грешка на персонала, определени на етапа на проектиране като способни да доведат до очаквани експлоатационни събития или аварийни условия. 44. "Предели за безопасност" са определените в проекта стойности на параметрите на технологичния процес, отклоненията от които могат да доведат до авария. 45. "Предели и условия за експлоатация" е съвкупност от правила, определящи пределите на параметрите, функционалните възможности и начините на поведение на КСК и персонала, които са утвърдени по определения ред с цел осигуряване безопасна експлоатация на ИЯИ. 46. "Проектна авария" е аварията, с отчитането на която се проектира ИЯИ в съответствие с определените проектни предели, включително за степен на повреждане на горивото и освобождаване на радиоактивни вещества в околната среда. 47. "Проектни основи" са съвкупност от условия и събития, изрично отчетени в проекта в съответствие с определени критерии, така че ИЯИ може да ги издържи без превишаване на определените предели с помощта на системите за безопасност. 48. "Проектни предели" са стойности на параметрите и характеристиките на състоянието на КСК, важни за безопасността, и на ИЯИ като цяло, определени в проекта за всички експлоатационни състояния и аварийни условия. 49. "Разнообразие" е осигуряване на два или повече резервни компонента или системи за изпълняване на определена функция, при което отделните компоненти или системи имат различни свойства, така че да се намали възможността за отказ по обща причина. 50. "Район на разполагане на ИЯИ" е територията, включително площадката на ИЯИ, на която се определят условията за разполагане на ИЯИ и са възможни явленията, процесите и факторите с природен и техногенен произход, способни да оказват влияние върху безопасността на ИЯИ. 51. "Резервен пулт за управление" е част от ИЯИ, разположена в предвидено в проекта помещение и предназначена, в случай на отказ на БПУ, за надеждното привеждане на ИР в подкритично състояние и неограниченото му поддържане в това състояние, за задействането на системите за безопасност и за получаване на информация за състоянието на реактора. 52. "Резервиране" е осигуряване на алтернативни (идентични или разнообразни) конструкции, системи или компоненти, така че което и да е от тях да може да изпълни изискващата се функция, независимо от експлоатационното състояние или отказ на останалите конструкции, системи или компоненти. 53. "Система за безопасност" е система, важна за безопасността, осигуряваща безопасно спиране на реактора или отвеждане на остатъчната топлина от активната зона или ограничаваща последиците от очакваните експлоатационни събития и проектни аварии. 54. "Състояния на ИЯИ" са експлоатационните състояния и аварийните условия. 55. "Тежка авария" е аварията, която предизвиква значително повреждане на активната зона. 56. "Управление на аварии" е предприемане на комплекс от действия по време на развитието на надпроектна авария с цел предотвратяване превръщането на дадено събитие в тежка авария; намаляване на последиците от тежка авария и постигане на дълготрайно безопасно устойчиво състояние. 57. "Управляващи системи за безопасност" са системите, предназначени за задействане на системите за безопасност, осъществяване на техния контрол и управление в процеса на изпълнение на зададените функции. 58. "Функция на безопасност" е конкретната цел, която трябва да бъде постигната за осигуряване на безопасност. 59. "Херметична конструкция" е съвкупност от компонентите на строителните и другите конструкции, която огражда пространството около реакторната инсталация, образува предвидената в проекта физическа бариера и препятства разпространението на радиоактивни вещества в околната среда. Пространството, затворено от херметичната конструкция, образува херметичен обем. 60. "Хоризонтален канал" е канал, служещ за отвеждане на неутронни снопове и гама-лъчение с различни характеристики до устройствата за извършване на експерименти или облъчвания.

Когато някои от дейностите по наредбата се възлагат с договор на друго лице, възложителят носи отговорност за осигуряване съответствието на извършените работи с изискванията на наредбата.

Указания и тълкуване по прилагането на наредбата се дават от председателя на Агенцията за ядрено регулиране, който издава ръководства, методики и други документи за нейното прилагане.

Наредбата се приема на основание чл. 26, ал. 2 ЗБИЯЕ.

към чл. 11, ал. 1 и 2 Примерен списък на изходните събития, които трябва да се отчитат при оценката на безопасността на ИЯИ 1. Отказ на източниците на електрозахранване: 1.1. отказ на системите за нормално електрозахранване. 2. Внасяне на положителна реактивност: 2.1. критичност при работа с ядреното гориво (грешка при презареждане); 2.2. авария при пускане на реактора; 2.3. отказ на регулиращ орган или негов механичен компонент; 2.4. отказ на привод или на системата за управление на регулиращите органи; 2.5. отказ на други елементи за регулиране на реактивността (забавител, отражател на неутрони и др.); 2.6. небалансирано положение на регулиращите органи; 2.7. отказ или разрушаване на конструкционни компоненти; 2.8. добавяне на студена вода; 2.9. изменения в забавителя (например образуване или запълване на кухини); 2.10. влияние на експерименти и експериментални устройства (например заливане с вода, образуване на кухини, температурни ефекти, въвеждане или отстраняване на делящи се или поглъщащи материали); 2.11. недостатъчна за спиране реактивност; 2.12. непреднамерено извличане на регулиращи органи; 2.13. грешки при техническото обслужване на системите за регулиране на реактивността. 3. Прекратяване на циркулацията през активната зона на реактора: 3.1. отказ на циркулационна помпа; 3.2. снижаване разхода на топлоносител в контура на топлоносителя (например отказ на клапан, запушване на тръбопровод или топлообменник); 3.3. влияние на отказ или неправилно изпълнение на действия при провеждане на експеримент; 3.4. отказ на система за аварийно охлаждане; 3.5. скъсване на тръбопроводи от контура на топлоносителя, водещо до прекратяване на циркулацията; 3.6. запушване на канал в ядреното гориво; 3.7. неправилно разпределение на мощността (например поради небалансирано положение на регулиращите органи, експерименти в активната зона или презареждане на гориво); 3.8. намаляване обема на топлоносителя вследствие на поставяне на байпаси на активната зона; 3.9. неправилно функциониране на системата за регулиране мощността на реактора; 3.10. отклонения от нормата на налягането в система и излизането му извън установените предели; 3.11. прекратяване на топлоотвеждането (например отказ на клапан или помпа, разрушаване на компонент от системата). 4. Загуба на топлоносител: 4.1. скъсване на тръбопровод с топлоносител от контура на топлоносителя; 4.2. повреждане на басейна; 4.3. изпразване на басейна; 4.4. повреждане на експериментални канали или други включени към реактора устройства. 5. Неправилно използване на оборудване или компоненти или техен отказ: 5.1. повреждане обвивките на топлоотделящите елементи; 5.2. механична повреда на активната зона или горивото (например при работа с горивото, падане на контейнер върху горивото); 5.3. критичност на съхраняваното ядрено гориво; 5.4. отказ на система за локализация или вентилация; 5.5. проникване на топлоносител в горивото при транспортиране или при съхраняване; 5.6. загуба или снижаване нивото на биологичната защита; 5.7. отказ на експериментални устройства или материали; 5.8. превишаване на номиналните параметри на ядреното гориво. 6. Особени вътрешни събития: 6.1. вътрешни пожари или взривове; 6.2. вътрешно наводняване; 6.3. отказ на спомагателни системи; 6.4. инциденти, свързани с физическата защита и сигурността; 6.5. неправилно функциониране на реактора вследствие на експерименти; 6.6. несанкциониран достъп в контролираните зони. 7. Външни събития: 7.1. земетресения; 7.2. наводнения (включително разкъсване на язовирни стени); 7.3. смерчове (торнадо) и свързаните с тях летящи предмети; 7.4. урагани, бури и мълнии; 7.5. взривове; 7.6. авиокатастрофи; 7.7. пожари; 7.8. разливане на токсични вещества; 7.9. транспортни аварии; 7.10. влияние на съседни инсталации. 8. Човешки грешки.

към чл. 31 Фактори, условия и критерии за избор на площадка за разполагане на изследователски реактори 1. Не се допуска разполагането на ИЯИ на площадки, разположени непосредствено върху активни разседи; на площадки, характеризиращи се с интензитет на максималните разчетни земетресения (МРЗ) с вероятност 1.10-4 1/ г. по-голям от 9-а степен по скалата на сеизмичната активност на Медведев - Шпонхойер - Карник (MSK-64), и на територии, разполагането върху които е забранено със закон или с акт на Министерския съвет на Република България. 2. Неблагоприятни за разполагане на ИЯИ са: 2.1. териториите около действащи вулкани или активен кален вулканизъм; 2.2. териториите, подложени на действието на цунами, катастрофални високи води или наводнения; 2.3. териториите, които могат да бъдат залети от вълната при разкъсване на язовирни стени; 2.4. зоните на преминаване на кални (селеви) потоци; 2.5. районите, чиято сеизмичност се характеризира с интензитет на МРЗ, по-висок от 7-а степен по скалата MSK-64; 2.6. териториите, на които са констатирани съвременни диференцирани движения на земната кора (вертикални със скорост над 10 мм/г., хоризонтални - над 50 мм/г.); 2.7. зоните на тектонични нарушения; 2.8. районите с развиващ се карст (термокарст); 2.9. териториите с изоставени мини или други изкопни работи; 2.10. районите с развиващи се свлачища или други опасни склонови процеси; 2.11. заливаемите тераси на реки и брегове на водоеми със скорост на преместване линията на срязване и на горната равнина на абразионния отстъп над 1 м/ г.; 2.12. районите с разпространени структурно и динамически неустойчиви земни пластове, многогодишно замръзнали нескални земни пластове, както и земни пластове с деформационен модул под 20 MPa; 2.13. териториите, в чиито граници са разположени обекти, включително складове с боеприпаси, при пожар и взрив на които са възможни изхвърляния на токсични вещества и други въздействия, надхвърлящи предвидените в проекта. 3. Допуска се разполагането на ИЯИ в неблагоприятни райони и зони, характеризиращи се с наличието на опасни процеси, явления и фактори от естествен и техногенен произход, след осъществяване на технически и организационни мерки за осигуряване на безопасността. 4. За района на разполагане и за площадката на ИЯИ се изпълняват инженерни проучвания и изследване на процесите, явленията и факторите от естествен произход, които могат да влияят върху безопасността на ИЯИ: 4.1. определят се характеристиките на тектоничната активност: 4.1.1. местоположението на разседи, разломи, зони на възможни огнища на земетресения с посочване на ориентацията и границите на зоните с потенциално опасни разломни нарушения; 4.1.2. амплитуди, скорости и градиенти на най-новите и съвременните движения на земната кора, параметри на възможните премествания; 4.1.3. характеристики на активните разседни зони (геометрични схеми, амплитуди и посоки на преместванията по разседите, данни за последното активиране); 4.2. в границите на площадката на ИЯИ се определят: 4.2.1. характеристиките на изходните колебания на земните пластове при земетресения с интензивност МРЗ на кота 0,00 на площадката; 4.2.2. опасността от свлачищни премествания на склоновете с отчитане условията на земните пластове и сеизмичните колебания с интензитет до МРЗ включително, както и отчитане влиянието на подземни води, тектонични нарушения, съвременни геодинамични процеси; 4.2.3. възможността за развитие и влияние върху ИЯИ на карстови (термокарстови), суфозионни и карстово-суфозионни процеси; 4.2.4. наличието на специфични земни пластове (биогенни, пропадъчни, набъбващи, осолени, многогодишно замръзнали, алувиални, техногенни), тяхната мощност и физико-механични свойства (деформационни модули, якостни характеристики и др.) и влиянието им върху неравномерността на слягането под сградите и съоръженията на ИЯИ, техните деформации при земетресения с интензитет до МРЗ включително; 4.2.5. зоните на водонаситени несвързани земни пластове, склонни към самовтечняване при сеизмични въздействия с интензитет до МРЗ включително; 4.2.6. влиянието на повишаване нивото на подпочвените води и заливане на площадката при разпространяване повдигането на подземните води от язовирите, филтрацията от поливните земи, изтичания на вода, валежи, топене на сняг; 4.2.7. интензитетът на смерч, максималните тангенциални стойности на стената и постъпателната скорост на движение на смерча, падът на налягането между периферията и центъра на фунията на смерча; 4.3. за площадката се определят максималното ниво на водата и продължителността на възможното наводняване при падане на валежи, интензивно топене на сняг, високо водно ниво във водоема, блокиране на реката от ледове, лавина и свличане. За крайбрежна площадка се оценяват характеристиките на възможното максимално наводнение при цунами или съчетание на прилив и вълни, предизвикани от вятър. Определя се вероятността за възникване на цунами (сейши) с отчитане на сеизмо-тектонични условия, конфигурацията на крайбрежието, свлачища и срутвания във водоема; 4.4. за площадката се определя влиянието и на други процеси, явления и фактори от естествен произход (ураган, екстремални валежи, температура на въздуха и водата, обледявания, гръмотевични бури, прашни и пясъчни бури, ерозия на бреговете на реки и водоеми). 5. Районът на разполагане и площадката на ИЯИ се изследва за идентифициране на източници на потенциална техногенна опасност: 5.1. анализът и оценката на влиянието върху безопасността на източниците на техногенна опасност се изпълняват с отчитане разстоянието на тези източници до ИЯИ. Допуска се пренебрегване на източници на техногенна опасност, вероятността от възникване на аварии на които е по-малка от 1.10-6 1/ г.; 5.2. обектите (източниците) на техногенна опасност се характеризират с възможни аварии, предизвикващи взривове и пожари, изхвърляне на взривоопасни, токсични и корозионноактивни вещества; 5.3. анализира се влиянието върху безопасността на всички стационарни и подвижни източници на взривове, включително на промишлени обекти за производство, преработване, съхраняване и транспортиране на химически и взривни вещества, разположени на разстояние до 5 km, на складове с боеприпаси - на разстояние до 10 km от границата на площадката. Определят се параметрите на въздействие на най-опасния взрив и се обосновава безопасността на ИЯИ с отчитане на ударната вълна и вторичните последици от предполагаемия взрив във вид на сътресение на земните пластове, летящи предмети и местните условия за миграция на газовия облак; 5.4. анализира се влиянието върху безопасността на ИЯИ на всички стационарни и подвижни източници на аварийно изхвърляне на химически активни вещества на разстояние до 5 km от границата на площадката, включително на промишлени обекти, на които се осъществява обработка, използване, съхраняване и транспортиране на токсични и корозионноактивни вещества; 5.5. определят се параметрите на въздействие върху ИЯИ и вероятността за достигането им при събития, предизвикани от: 5.5.1. взривове и пожари, изхвърляне на взривоопасни, лесно запалими, токсични и корозионноактивни газове и вещества на промишлени обекти, наземен и воден транспорт; 5.5.2. падане на летателни апарати (самолети, хеликоптери); 5.5.3. наводнения с достигане на напорните фронтове от язовири, разположени нагоре по течението на реките от площадката; 5.5.4. аварии на водния транспорт и в бреговите пристанищни зони, съпровождащи се с взривове и пожари, химически опасни изхвърляния, ако ИЯИ е разположена на крайбрежие; 5.5.5. електромагнитни полета; 5.5.6. външни пожари (горски масиви, торфени находища, горяща течност); 5.5.7. разработване на находища на полезни изкопаеми, минни изкопи (тунели, шахти, кариери); 6. В наблюдаваната зона се изследват аерологичните, хидрометеороложките, хидрогеоложките и геохимичните условия на разсейване, миграция и натрупване на радионуклидите, както и естественият радиационен фон, съставя се прогноза за изменение на тези условия през целия период на експлоатация на ИЯИ: 6.1. атмосферната дисперсия се оценява с отчитане на слаб вятър, безветрие, температура на въздуха, приземни и височинни инверсии, устойчивост на атмосферата, валежи, мъгли в района на разполагане на ИЯИ; 6.2. определят се характеристиките на миграция на радионуклидите в повърхностните и подземните води и натрупването на радионуклиди на дъното на водоемите с отчитане на: 6.2.1. възможното радиоактивно замърсяване на дренажните и подпочвените води; 6.2.2. физико-химичните свойства на радионуклидите; 6.2.3. кинетиката на геохимичните реакции и възможното изменение на минералогичните особености на пластовете; 6.2.4. литоложкия състав, мощността на водоносните и водоупорните слоеве, земните пластове в зоната на изветряване и почвения слой; 6.2.5. сорбционната способност на насипните отлагания, земните пластове и почвения слой по отношение на радионуклидите и опасните химически вещества; 6.2.6. посоката и скоростта на движение на замърсените потоци към местата на освобождаване (водосток, водоем, водовземни сондажи и др.); 6.2.7. характеристика и стратификация на водоносни хоризонти; 6.2.8. хидравлична връзка между подземните и повърхностните води; 6.2.9. характеристики на водоеми, хидросъоръжения, данни за водоползването, нивата и дебитите на водата, скоростта на течението на реките, възможния механизъм на пренос и утаяване на радионуклидите; 6.3. при избора на площадка се обосновава радиационната обстановка за нормална експлоатация, проектни и надпроектни аварии и се разработват технически и организационни мероприятия, осигуряващи безопасността на населението. Оценката на радиационната обстановка за нормалната експлоатация на ИЯИ се извършва с прилагане на вероятностно разпределяне на параметрите на атмосферната дисперсия, характерни за района на разполагане. Оценката на радиационната обстановка за проектни и надпроектни аварии се извършва за най-неблагоприятните метеорологични условия, характерни за района на разполагане на ИЯИ; 6.4. последиците от възможното радиационно въздействие на аварийните радиоактивни изхвърляния от ИЯИ върху населението и околната среда трябва да бъдат определени с отчитане на: 6.4.1. резултатите от оценката на радиационната обстановка; 6.4.2. характеристиките на водовземните съоръжения в наблюдаваната зона; 6.4.3. характеристиките на водоемите за риболов, възпроизводство на рибните запаси и други биологични ресурси в наблюдаваната зона; 6.4.4. данните за съществуващото и планирано разпределение на населението в района на разполагане на ИЯИ.

към чл. 123 Фактори, които трябва да бъдат разгледани при разработването на пределите и условията за безопасна експлоатация на ИЯИ Въз основа на списъка, представен по-долу, експлоатиращата организация трябва да определи конкретните фактори в зависимост от типа и характеристиките на ИЯИ и да дефинира експлоатационни предели и условия, които могат да бъдат ограничения към експлоатацията и административни ограничения. Групирането на елементите по системи или дейности с общ произход е примерно. Представеният списък не изчерпва всички възможни фактори. 1. Гориво, горивни елементи и касети: 1.1. обогатяване по уран-235; 1.2. материали, от които е произведено горивото; 1.3. геометрия; 1.4. съдържание на уран; 1.5. ограничения по дълбочина на изгаряне; 1.6. критерии за повреда на горивото; 1.7. инспектиране и тестване на свежи горивни елементи и касети. 2. Манипулации и съхраняване на горивото: 2.1. съхраняване на свежо гориво; 2.2. съхраняване на отработено гориво; 2.3. съхраняване на повредено гориво; 2.4. възможности за изваждане и съхраняване на елементи от активната зона; 2.5. изисквания за подготовка на горивото за транспорт. 3. Активна зона: 3.1. допустими вътрешни или периферни кухини; 3.2. максимален и минимален брой горивни елементи; 3.3. условия за отражателя (т.е. тип на отражателя и конфигурация); 3.4. брой на органите за контрол и управление; 3.5. смесени конфигурации на активната зона (зони, съдържащи гориво с различно обогатяване); 3.6. позволени конфигурации; 3.7. условия за определяне на нови конфигурации; 3.8. мощност на реактора; 3.9. средна и максимална (пикова) мощност в горивните елементи; 3.10. коефициент на запас до криза на топлообмен или нестабилност на потока. 4. Реактивност. Система за контрол и управление: 4.1. максимален запас на реактивност; 4.2. запас на реактивност за спиране на реактора при експлоатация и при преместване на горивото; 4.3. тегло по реактивност на органите за въздействие върху реактивността; 4.4. скорости за въвеждане на реактивност чрез механизмите за контрол на реактивността, експериментите или горивните елементи; 4.5. общо тегло по реактивност на всички експерименти; 4.6. максимално тегло по реактивност на специфични експерименти; 4.7. тегло по реактивност на дублиращата система за спиране на реактора (ако има такава); 4.8. баланс на реактивността (т.е. схема за височината на изтегляне на механизмите за въздействие върху реактивността, разпределение на дълбочината на изгаряне по обема на активната зона); 4.9. тип и брой на органите за контрол и управление (включително материал, конфигурация). 5. Експериментални устройства: 5.1. материали: съвместими с вътрешните условия, капсулиране на пробите за облъчване, делящите се материали и др.; 5.2. експлозивни материали; 5.3. влияние на отказ на експеримент върху реактора и влияние на отказ на реактора върху експериментите. 6. Защитна система и система за спиране на реактора: 6.1. тип и минимален брой на устройствата за измерване на неутронния поток, необходими за аварийно спиране на реактора за всяко експлоатационно състояние; 6.2. тип и минимален брой на другите устройства за измерване (температура, поток, радиационно поле и др.), необходими за аварийно спиране на реактора; 6.3. предупредителни и аварийни предели за изброените по-горе устройства; 6.4. блокировки и изключватели; 6.5. байпасиращи канали; 6.6. други инструменти по безопасност; 6.7. време на закъснение на системата за спиране на реактора (време за спускане на прътите). 7. Система за локализиране, включително вентилационна: 7.1. температура, влажност и въздушен поток в различните части на реактора; 7.2. пад на налягането през филтрите; 7.3. относително налягане на системата за локализация към атмосферното (нормално, в аварийни условия); 7.4. способност за изолиране на локализиращата система и стартиране на аварийната вентилационна система; 7.5. експлоатация, която изисква локализиране; 7.6. конфигурация и минимално оборудване за вентилация; 7.7. дебит на вентилационната система; 7.8. опасни материали вътре в локализиращата система; 7.9. филтри и ефективност на залавяне на йод. 8. Система за охлаждане: 8.1. водно-химичен режим на топлоносителя (съдържание на твърди частици, разтворени газове, рН и електропроводност); 8.2. температура, налягане и разход в характерни точки; 8.3. конфигурация на системата за различни режими на експлоатация (колко на брой и какви помпи ще са в експлоатация, какви клапани ще са отворени или затворени и др.); 8.4. промяна в условията за охлаждане от естествена към принудителна циркулация и обратно; 8.5. ниво на охладителя или на забавителя; 8.6. аварийно охлаждане на активната зона; 8.7. откриване загуба на охладител и стойности за сигнализация; 8.8. съдържание на радионуклиди в охладителя; 8.9. съдържание на продукти на делене в охладителя; 8.10. наличност на охладител; 8.11. краен поглътител на топлина. 9. Система за електрозахранване: 9.1. система за аварийно електрозахранване за всички експлоатационни състояния (т.е. конфигурация на електрическите шини, списък на оборудването, свързано с една шина, включване и работа на дизел генераторите или батериите и др.); 9.2. тестване на аварийната система за електрозахранване. 10. Радиационна защита по време на експлоатация: 10.1. тип (газове, частици, гама, неутрони и др.) и местоположение на системите за радиационен контрол; 10.2. предупредителни нива за сигнализация за уредите за измерване на радиационните полета (включително сигнал за спиране на реактора, ако има такъв); 10.3. граници за концентрацията на радионуклиди и други граници за течни или газови изтичания, които могат да бъдат освободени в даден момент, като максимални годишни освобождавания (границите за площадката могат да се прилагат там, където са разположени повече от една реакторни инсталации на същата площадка); 10.4. контрол на дозите на облъчване при експлоатация, като годишна граница на дозата; 10.5. граници за повърхностно радиоактивно замърсяване при експлоатация; 10.6. колективна доза при експлоатация; 10.7. критерии за защита на респираторния тракт и специално работно облекло; 10.8. критерии за вземане на биологични проби или извършване на целотелесно измерване; 10.9. капацитети за съхраняване на течни и твърди РАО. 11. Система за контрол и управление: 11.1. тип и брой на устройствата за измерване, свързани със системите за безопасност; 11.2. контролно-измервателни прибори за пускане на реактора; 11.3. монитори за визуализиране; 11.4. системи за събиране на данни; 11.5. изисквания за калибриране на контролно-измервателните прибори и периодичният им контрол, включително осъвременяване на документите. 12. Спомагателни системи и оборудване: 12.1. защита от пожари; 12.2. системи за комуникация; 12.3. съоръжения за охрана; 12.4. кранове (т.е. ограничаване на манипулациите и товарите); 12.5. системи за аварийно осветление. 13. Пускане и експлоатация на ИЯИ: 13.1. изпълнение на проверките и попълване на актове от проверките; 13.2. визуални инспекции на активната зона, затворите (шибрите) на хоризонталните канали и биологичната защита; 13.3. допълнителни условия за пускане на реактора след самоволно изключване на реактора. 14. Други ограничения: 14.1. други характеристики на проекта; 14.2. характеристики на площадката; 14.3. административни условия.