7.“Верифициране” е процесът на определяне дали качеството или характеристиките на продукта (като компютърни програми, аналитични методи, модели на ЯЦ, процедури и инструкции) са такива, както е декларирано, както е предвидено или както се изисква.
\n
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.
\n
9.“Външно събитие” е събитие, което не е свързано с експлоатацията на ЯЦ, но което би могло да въздейства върху безопасността на ЯЦ.
\n
10.“Вътрешно събитие” е събитие, свързано с експлоатацията на ЯЦ, което би могло да въздейства върху безопасността на ЯЦ.
\n
11.“Вътрешна самозащита на реакторната инсталация” е свойството на реакторната инсталация да осигурява безопасността на базата на естествени обратни връзки, процеси и характеристики.
\n
12.“Геодинамична зона” е линеен или пръстеновиден участък от земната кора, в границите на който е констатиран градиент на скоростта на кватернерските движения, равен или по-голям от 10 -9 за година.
\n
13.“Единичен отказ” е отказът, който води до загуба на способността на компонента да изпълнява предписаните му функции по безопасност, а също и всякакви последващи откази в резултат от него.
\n
14.“Експлоатационни състояния” са състоянията на нормална експлоатация и очаквани експлоатационни събития.
\n
15.“Експлоатационни предели” са стойности на параметрите и характеристики на състоянието на системите (компонентите) и на ядрената централа като цяло, определени в проекта за нормална експлоатация.
\n
16.“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.
\n
17.“Експлоатация” е цялата дейност, осъществявана за постигане на целта, за която е била изградена ядрената централа, 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.
\n
18.“Експлоатираща организация” е организацията, която е лицензиант или притежател на разрешение по ЗБИЯЕ.
\n
19.“Защитна система за безопасност” е система, предназначена за предотвратяване или ограничаване повреждането на ядреното гориво, обвивките на топлоотделящите елементи и компонентите, съдържащи радиоактивни вещества.
\n
20.“Квалифициране” е процесът на установяване на доказателства, че конструкцията, системата или компонентът ще работи, когато това е необходимо, при специфицираните условия за работа и в съответствие с изискванията за работа на системата.
\n
21.“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.
\n
22.“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.
\n
23.“Контур на топлоносителя на реактора” е контурът, предназначен за циркулиране на топлоносителя през активната зона в установените в проекта режими и условия на експлоатация.
\n
24.“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.
\n
25.“Култура на безопасност” е квалификационната и психологическата подготовка на персонала, при която осигуряването на безопасността на ядрената централа е приоритетна цел и вътрешна потребност, водеща към съзнаване на отговорността и самоконтрол при изпълняване на всички дейности, влияещи на безопасността.
\n
26.“Локализираща система за безопасност” е система, предназначена за предотвратяване или ограничаване на разпространението на отделящите се при аварии радиоактивни вещества и йонизиращи лъчения извън предвидените в проекта граници и попадането им в околната среда.
\n
27.“Надпроектна авария” е аварията, чиито последствия са по-тежки от проектната авария, но без значително повреждане на активната зона, както и тежката авария.
\n
28.“Неоткрит отказ” е отказ на система (компонент), който не се проявява в момента на неговото възникване при нормална експлоатация и не се идентифицира с предвидените средства за контрол в съответствие с програмите за техническо обслужване и проверка.
\n
29.“Нормална експлоатация” е експлоатацията в рамките на експлоатационните предели и условия.
\n
30.“Осигуряваща система за безопасност” е система, предназначена за снабдяване на системите за безопасност с енергия, работен флуид и за създаване на условия за тяхното функциониране.
\n
31.“Отказ по обща причина” е отказът на две или повече системи или компоненти вследствие на единично конкретно събитие или причина.
\n
32.“Очаквано експлоатационно събитие” е отклонение на процеса на експлоатация от нормалната експлоатация, което се очаква да се осъществи най-малко един път през срока на експлоатация на ядрената централа, но което поради предвидените в проекта мерки не предизвиква значително повреждане на КСК, важни за безопасността, или не води до аварийни условия.
\n
33.“Пасивен компонент (пасивна система)” е компонентът (системата), чието функциониране не зависи от външно въздействие, като команда за задействане, механично преместване или захранване с енергия.
\n
34.“Периодична оценка на безопасността” е систематична преоценка на безопасността на ЯЦ в експлоатация, провеждана на определени интервали за определяне влиянието на натрупващите се ефекти от стареене, извършените изменения, експлоатационния опит и техническите достижения и насочена към осигуряване на високо ниво на безопасност през срока на експлоатация на ЯЦ.
\n
35.“Персонал” са всички лица, работещи постоянно или временно на площадката на ЯЦ.
\n
36.“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.
\n
37.“Предели за безопасност” са определените в проекта стойности на параметрите на технологичния процес, отклоненията от които могат да доведат до авария.
\n
38.“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 на безопасна експлоатация на ядрената централа.
\n
39.“Проектна авария” е аварията, с отчитането на която се проектира ядрената централа в съответствие с определените проектни предели, включително за степен на повреждане на горивото и освобождаване на радиоактивни вещества в околната среда.
\n
40.“Проектни предели” са стойности на параметрите и характеристиките на състоянието на КСК, важни за безопасността и на ЯЦ като цяло, определени в проекта за всички експлоатационни състояния и аварийни условия.
\n
41.“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.
\n
42.“Район на разполагане на ЯЦ” е територията, включително площадката на ЯЦ, на която се определят условията за разполагане на ЯЦ и са възможни явленията, процесите и факторите с природен и техногенен произход, способни да оказват влияние върху безопасността на ЯЦ.
\n
43.“Резервен пулт за управление” е част от блока на ЯЦ, разположена в предвидено в проекта помещение и предназначена, в случай на отказ на БПУ, за надеждното привеждане на блока в подкритично разхладено състояние и неограниченото му поддържане в това състояние, за задействането на системите за безопасност и за получаване на информация за състоянието на реактора.
\n
44.“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.
\n
45.“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.
\n
46.“Конструкции, системи и компоненти за нормална експлоатация” са предназначените за нормална експлоатация КСК.
\n
47.“Конструкции, системи и компоненти, важни за безопасността” са системите за безопасност, а също така и КСК за нормална експлоатация, отказите на които нарушават нормалната експлоатация на ядрената централа или препятстват отстраняването на отклоненията от нормална експлоатация и могат да водят до проектни и надпроектни аварии.
\n
48.“Конструкции, системи и компоненти” (КСК) са всичките съставни части на ядрената централа освен човешкия фактор. Конструкциите са пасивни елементи, като сгради, съдове и екрани. Системата е съставена от няколко компонента, съединени по такъв начин, че да изпълняват специфична (активна) функция.
\n
49.“Състояния на ядрената централа” са експлоатационните състояния и аварийните условия.
\n
50.“Тежка авария” е аварията, която предизвиква значително повреждане на активната зона.
\n
51.“Управление на аварии” е предприемане на комплекс от действия по време развитието на надпроектна авария с цел: предотвратяване разширяването на дадено събитие в тежка авария; намаляване на последиците от тежка авария; постигане на дълготрайно безопасно устойчиво състояние.
\n
52.“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.
\n
53.“Функция на безопасност” е конкретната цел, която трябва да бъде постигната за осигуряване на безопасност.
\n
54.“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.
\n
§ 2
\n
(1)Изборът на площадка, проектирането, строителството и въвеждането в експлоатация на ядрени централи, както и техните реконструкции, основни ремонти и модернизации се извършват при спазване на техническите изисквания за безопасност по наредбата, при условията и по реда на Закона за устройството на територията (ЗУТ) и ЗБИЯЕ
\n
(2)Разрешението по чл. 33, ал. 1, т. 1 ЗБИЯЕ за определяне местоположението (избор на площадка) е основание за издаване на разрешение от министъра на регионалното развитие и благоустройството по чл. 124, ал. 2 и 4 ЗУТ - за изработване на подробен устройствен план.
\n
(3)Заповедите по чл. 33, ал. 4 ЗБИЯЕ за одобряване на избраната площадка и на техническия проект са основание за одобряване на подробния устройствен план и на техническия инвестиционен проект по ЗУТ от министъра на регионалното развитие и благоустройството.
\n
(4)Разрешението по чл. 33, ал. 1, т. 3 ЗБИЯЕ за строителство е основание за издаване на разрешение за строеж по ЗУТ от министъра на регионалното развитие и благоустройството.
\n
(5)Разрешението за ползване по ЗУТ е основание за издаване на разрешение за въвеждане в експлоатация по чл. 33, ал. 1, т. 4 ЗБИЯЕ.
\n
ПРЕХОДНИ И ЗАКЛЮЧИТЕЛНИ РАЗПОРЕДБИ
\n
§ 3
\n
(1)Разпоредбите на наредбата се прилагат съответно по отношение извършването на промени, водещи до изменение на конструкции, системи и компоненти, важни за безопасността на заварените ядрени централи, които са въведени в експлоатация до влизането на наредбата в сила
\n
(2)В случаите извън ал. 1 по отношение на заварените ядрени централи, които са въведени в експлоатация до влизането на наредбата в сила, се прилагат разпоредбите на глава пета, раздели I и IV - VII от тази наредба, като за тези ядрени централи трябва да бъдат изпълнени следните изисквания:
\n
1.честотата за значително повреждане на активната зона при тежки аварии, определена на базата на вероятностен анализ на безопасността, трябва да бъде достатъчно по-ниска от 10 -4 събития на ЯЦ за година;
\n
2.годишната ефективна доза за лице от населението, предизвикана от въздействието на течните и газообразните изхвърляния в околната среда при всички експлоатационни състояния, трябва да бъде по-ниска от 0,25 mSv;
\n
3.честотата за големи радиоактивни изхвърляния в околната среда, при които е необходимо предприемане на неотложни защитни мерки за населението, трябва да бъде по-ниска от 10 -5 събития на ЯЦ в година;
\n
4.годишната индивидуална ефективна доза от вътрешно и външно облъчване на населението на границата на радиационнозащитната зона и извън нея не трябва да бъде по-висока от 50 mSv за първата година след проектна авария;
\n
5.годишната индивидуална ефективна доза от вътрешно и външно облъчване на населението на границата на зоната за неотложни защитни мерки не трябва да бъде по-висока от 5 mSv за първата година след надпроектна авария и не повече от 1 mSv годишно за следващите години.
\n
(3)При продължаване срока на лицензия за експлоатация на енергиен блок на ядрена централа, която е въведена в експлоатация до влизането на наредбата в сила, оценката на ядрената безопасност и радиационната защита по чл. 20, ал. 2 ЗБИЯЕ се прави при спазване изискванията на чл. 22 от наредбата.
\n
(4)Лицата, които експлоатират ядрени централи, въведени в експлоатация до влизането на наредбата в сила, са длъжни да приведат дейността си в съответствие с изискванията по ал. 2 в срок две години от влизането на наредбата в сила.
\n
§ 4
\n
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
\n
§ 5(1) Нарушенията на наредбата се установяват с актове, съставени по реда на ЗБИЯЕ и Закона за административните нарушения и наказания
\n
(2)Неизпълнението на изискванията на наредбата се наказва като административно нарушение по смисъла на чл. 141, ал. 1 ЗБИЯЕ, освен ако не подлежи на по-тежко наказание.
\n
§ 6Указания и тълкуване по прилагането на наредбата се дават от председателя на Агенцията за ядрено регулиране
\n
§ 7Наредбата се приема на основание чл. 26, ал. 2 ЗБИЯЕ
\n
Приложение към чл. 12, ал. 2 Примерен списък на постулирани изходни събития и категоризация на състоянията, които се отчитат при анализа на безопасността на ЯЦ с реактори с вода под налягане 1. Категория 1. Стационарни състояния и преходни процеси при нормална експлоатация:
\n
1.1. Пускане.
\n
1.2. Работа на мощност.
\n
1.3. Поддържане в горещо състояние.
\n
1.4. Спиране до горещо състояние.
\n
1.5. Спиране до студено състояние.
\n
1.6. Презареждане.
\n
1.7. Експлоатация с изолиран циркулационен кръг;
\n
1.8. Разгряване и разхлаждане с максимално допустима скорост.
\n
1.9. Стъпаловидно изменение на товара (с 10 %).
\n
1.10. Изменение на натоварването (със скорост 5 % от товара в минута) в диапазон на мощност между 15 и 100 %.
\n
1.11. Понижаване на мощността от 100 % до ниво на собствени нужди с използване на редукционни устройства.
\n
1.12. Допустими гранични състояния съгласно пределите и условията за експлоатация.
\n
2.Категория 2. Очаквани експлоатационни събития с честота на поява по-голяма от 10 -2 за година:
\n
2.1. Непреднамерено извличане на група органи за регулиране при подкритично състояние на реактора.
\n
2.2. Непреднамерено извличане на група органи за регулиране при работа на реактора на мощност.
\n
2.3. Статично несъответствие в местоположението по височина на един орган за регулиране или падане на група органи за регулиране.
\n
2.4. Непреднамерено намаляване на концентрацията на бор в топлоносителя, частична загуба на разход през активната зона.
\n
2.5. Непреднамерено затваряне на изолиращ клапан на паропровод.
\n
2.6. Пълна загуба на товар и/или изключване на турбогенератор.
\n
2.7. Загуба на разход на основна питателна вода на парогенераторите.
\n
2.8. Неправилно функциониране на системата за основна питателна вода на парогенераторите.
\n
2.9. Пълна загуба на външно електрозахранване (до 2 часа).
\n
2.10. Увеличаване товара на турбогенератор над номиналния.
\n
2.11. Кратковременно понижаване на налягането в контура на топлоносителя на реактора (непреднамерено впръскване в компенсатора на налягане).
\n
2.12. Непреднамерено отваряне на предпазен клапан на парогенератор или понижаване на налягането във втори контур в резултат на единичен отказ.
\n
2.13. Непреднамерено задействане на системата за аварийно отвеждане на топлина от активната зона.
\n
2.14. Неправилно функциониране на системата за нормално подхранване на контура на топлоносителя на реактора.
\n
2.15. Много малка загуба на топлоносител (през импулсна линия).
\n
3.Категория 3. Аварийни състояния с ниска честота на поява в диапазона между 10 -2 и 10 -4 за година:
\n
3.1. Загуба на топлоносител от контура на топлоносителя на реактора (малко изтичане).
\n
3.2. Разкъсване на тръбопровод от втори контур (малко изтичане).
\n
3.3. Принудително намаляване на разхода на топлоносител през реактора.
\n
3.4. Неправилно зареждане с последваща експлоатация на горивна касета в активната зона.
\n
3.5. Извличане на един орган за регулиране при работа на мощност.
\n
3.6. Непреднамерено отваряне и незатваряне на предпазен клапан на компенсатора на налягане.
\n
3.7. Изтичане от резервоар на системата за нормално подхранване на контура на топлоносителя на реактора.
\n
3.8. Изтичане от резервоар на система за газообразни радиоактивни изхвърляния.
\n
3.9. Изтичане от резервоар на система за съхраняване на течни радиоактивни отпадъци.
\n
3.10. Скъсване на една тръбичка на парогенератор без предшестващ йоден спайк.
\n
3.11. Пълна загуба на външно електрозахранване (до 72 часа).
\n
4.Категория 4. Проектни аварии с много ниска честота на поява в диапазона между 10 -4 и 10 -6 за година:
\n
4.1. Скъсване на главен паропровод.
\n
4.2. Скъсване на тръбопровод за основна питателна вода.
\n
4.3. Заклинване на ротора на главна циркулационна помпа.
\n
4.4. Изхвърляне на произволен орган за регулиране.
\n
4.5. Загуба на топлоносител от контура на топлоносителя на реактора, включително до двустранно гилотинно разкъсване на тръбопровода с най-голям диаметър.
\n
4.6. Аварии при манипулиране с гориво.
\n
4.7. Скъсване на една тръбичка на парогенератор с предшестващ йоден спайк.
\n
Примерен списък на постулирани изходни събития и категоризация на състоянията, които се отчитат при анализа на безопасността на ЯЦ с кипящи реактори 1. Категория 1. Стационарни състояния и преходни процеси при нормална експлоатация:
\n
1.1. Пускане.
\n
1.2. Работа на мощност.
\n
1.3. Поддържане в горещо състояние.
\n
1.4. Спиране до горещо състояние.
\n
1.5. Спиране до студено състояние.
\n
1.6. Презареждане.
\n
1.7. Разгряване и разхлаждане с максимално допустима скорост.
\n
1.8. Стъпаловидно изменение на товара (с 10 %).
\n
1.9. Изменение на натоварването (със скорост 5 % от товара в минута) в диапазон на мощност между 15 и 100 %.
\n
1.10. Понижаване на мощността от 100 % до ниво на собствени нужди с използване на редукционни устройства.
\n
1.11. Допустими гранични състояния съгласно пределите и условията за експлоатация.
\n
2.Категория 2. Очаквани експлоатационни събития с честота на поява по-голяма от 10 -2 за година:
\n
2.1. Непреднамерено извличане на орган за регулиране при подкритично състояние на реактора.
\n
2.2. Непреднамерено извличане на орган за регулиране при работа на реактора на мощност.
\n
2.3. Статично несъответствие в местоположението по височина на орган за регулиране.
\n
2.4. Пълна загуба на товар и/или изключване на турбогенератор.
\n
2.5. Загуба на разход на основна питателна вода.
\n
2.6. Пълна загуба на външно електрозахранване (до 2 часа).
\n
2.7. Увеличаване товара на турбогенератор над номиналния (при работа на пълна мощност).
\n
2.8. Непреднамерено отваряне и незатваряне на регулиращ или байпасен клапан на турбогенератор.
\n
2.9. Затваряне на един стопорен клапан на турбогенератор.
\n
2.10. Непреднамерено задействане на системата за аварийно отвеждане на топлина от активната зона.
\n
2.11. Изолиране на реактора, загуба на основния краен поглътител на топлина.
\n
2.12. Загуба на всички вътрешни помпи (ако е приложимо).
\n
2.13. Непреднамерено отваряне на предпазен клапан на контура на топлоносителя на реактора.
\n
2.14. Незатваряне на предпазен клапан на контура на топлоносителя на реактора.
\n
3.Категория 3. Аварийни състояния с ниска честота на поява в диапазона между 10 -2 и 10 -4 за година:
\n
3.1. Загуба на топлоносител (скъсване на тръбопровод с малък диаметър в херметичния обем).
\n
3.2. Разкъсване на тръбопроводи извън херметичния обем (главен паропровод, тръбопровод питателна вода, връзка към басейна за понижаване на налягането).
\n
3.3. Неправилно зареждане с последваща експлоатация на горивна касета в активната зона.
\n
3.4. Изтичане от резервоар на система за газообразни радиоактивни изхвърляния.
\n
3.5. Пълна загуба на външно електрозахранване (до 72 часа).
\n
4.Категория 4. Проектни аварии с много ниска честота на поява в диапазона между 10 -4 и 10 -6 за година:
\n
4.1. Загуба на топлоносител (разкъсване на тръбопровод в херметичния обем).
\n
4.2. Разкъсване на тръбопровод с голям диаметър.
\n
4.3. Разкъсване на тръбопровод с междинен диаметър.
\n
4.4. Разкъсване на импулсна линия, излизаща от дъното на корпуса на реактора.
\n
4.5. Разкъсване на тръбопровод от системата за охлаждане на компоненти (заливане на системи за безопасност).
\n
4.6. Изхвърляне на произволен орган за регулиране.
\n
4.7. Аварии при манипулиране с гориво.
\n
4.8. Аварии с орган за регулиране.
\n
38988