{"html": "<div class=\"lf-doc\"><div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">1.</span>“Заявител” е лице, което е подало или от чието име е подадено заявление по реда на наредбата за издаване, изменяне, подновяване или прекратяване на лицензия или разрешение по ЗБИЯЕ, както и: а) страните по сделката при подадено заявление за издаване на разрешение за сделка с ядрено съоръжение; б) лицензиантът на ядреното съоръжение при подадено заявление за внос или износ на ядрен материал по чл. 40, ал. 1 ЗБИЯЕ или едноличен търговец или юридическо лице, което иска да осъществи вноса или износа на основание чл. 40, ал. 2 ЗБИЯЕ.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">2.</span>“Инвеститор” е участник в процеса на строителството, определен като възложител съгласно Закона за устройство на територията.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">3.</span>“Идентификационни данни на заявителя” са собственото, бащиното и фамилното име, единният граждански номер, постоянният и настоящият адрес в Република България - за физическите лица, и пълното наименование, седалището и адресът на управление, номерът на съдебната регистрация, БУЛСТАТ и данъчният номер, както и собственото, бащиното и фамилното име на лицата, които имат представителна власт съгласно актуалната съдебна регистрация - за юридическите лица и за едноличните търговци.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">4.</span>“Лицензиант” е лице, на което по реда на ЗБИЯЕ и на наредбата е издадена лицензия, която е влязла в сила и не е прекратена.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">5.</span>“Титуляр на разрешение” е лице, на което по реда на ЗБИЯЕ и на наредбата е издадено разрешение, което е влязло в сила и не е прекратено.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">6.</span>“Окончателно прекратяване на експлоатацията на ядрено съоръжение” е заключителен етап от периода на експлоатация на ядреното съоръжение, през който ядреното съоръжение се привежда в състояние, характеризиращо се с липса на ядрено гориво на площадката на съоръжението или с разполагане на горивото в границите на площадката, но само в специални хранилища, предназначени за продължително безопасно съхраняване на ядреното гориво.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">7.</span>“Кондициониране на РАО” са дейности, в резултат на които се получава опаковка РАО, годна за манипулиране, превозване, съхраняване и/или погребване. Кондиционирането включва дейности, целящи получаване на РАО в твърда форма и пакетиране на РАО.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">8.</span>“Погребване на РАО” е разполагане на РАО в подходящо съоръжение без намерение за бъдещото му извличане.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">9.</span>“Опаковъчен комплект” е съвкупност от елементи, които са необходими за пълно изолиране на радиоактивното съдържание на комплекта от околната среда.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">10.</span>“Опаковка” е опаковъчен комплект с неговото радиоактивно съдържание.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">11.</span>“Превоз” е промяна на местонахождението, специфично преместване (транспортиране, придвижване) на даден товар, включващо, ако е наложителен, транзитен престой и временно складиране, от мястото на произход на товара до мястото на неговото предназначение.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">12.</span>“Превозвач” е всяко лице, което извършва превоз на радиоактивни материали чрез различни видове превозни средства.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">13.</span>“Превозно средство” е: а) при превоз по шосе - товарен автомобил или седлови влекач с полуремарке; б) при превоз по железопътна линия - железопътна платформа или железопътен вагон; в) при превоз по воден път - всеки плавателен съд, трюм, отсек или обозначена част на палубата на плавателния съд; г) при превоз по въздуха - всеки летателен апарат (товарен или пътнически самолет).</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">14.</span>“Товар” е опаковка или опаковки, пратка от радиоактивен материал, който е класифициран, опакован, маркиран, снабден с етикети и във всяко отношение е приведен в подходящото състояние за превоз съгласно нормативните изисквания.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">15.</span>“Товароизпращач” е всяко лице, което подготвя за превоз товара и съпътстващите го транспортни документи и ги представя за превоз по определено направление.</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">16.</span>“Товарополучател” е всяко лице, което получава превозвания за него товар.</div>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-2\"><span class=\"lf-art-num\">§ 2</span></h4>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">(1)</span>Лицата, които възнамеряват да подадат заявление за издаване на лицензия и/или разрешение по реда на наредбата, могат преди това да поискат председателят на АЯР да изрази мнение по определени въпроси от процедурен характер</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">(2)</span>Преди подаване на заявление за издаване на лицензия или разрешение за дейност с ИЙЛ лицата, които възнамеряват да осъществяват такава дейност, имат право да поискат от председателя на АЯР да извърши преценка дали са налице условията по чл. 56, ал. 2 или 3 ЗБИЯЕ. Преценката се извършва въз основа на представени документи, съдържащи радиационните характеристики на източника.</div>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-3\"><span class=\"lf-art-num\">§ 3</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">В случаите по чл. 17 и 18 на лицензианта или на титуляря на разрешение може да се връчи екземпляр от лицензията или разрешението с отразените изменения при запазване срока на действие на първоначалната лицензия или разрешение</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-4\"><span class=\"lf-art-num\">§ 4</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">Редът за пускане на енергиен блок на ядрена централа след презареждане на ядреното гориво се определя с условията на издадената лицензия за експлоатация на ядреното съо­ръжение</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-5\"><span class=\"lf-art-num\">§ 5</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">В случаите по чл. 47, ал. 1 ЗБИЯЕ Държавната комисия за енергийно регулиране из­праща служебно на председателя на АЯР акта, с който е прекратена лицензията, и го уведомява служебно за влизането в сила на този акт</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-6\"><span class=\"lf-art-num\">§ 6</span><span class=\"lf-art-t\">Председателят на АЯР одобрява със заповед образци на заявления, които се обявяват на официалната страница на АЯР в интернет</span></h4>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-7\"><span class=\"lf-art-num\">§ 7</span><span class=\"lf-art-t\">Председателят на АЯР дава указания за прилагането на наредбата и издава ръководства, методики и други документи за нейното прилагане</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">ПРЕХОДНИ И ЗАКЛЮЧИТЕЛНИ РАЗПОРЕДБИ</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-8\"><span class=\"lf-art-num\">§ 8</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">Когато наредбата предвижда да се прилагат подзаконови актове по прилагането на ЗБИЯЕ, които към момента на влизането й в сила все още не са приети и влезли в сила, се прилагат съответно подзаконовите нормативни актове, издадени на основание на Закона за използване на атомната енергия за мирни цели, доколкото не противоречат на ЗБИЯЕ</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-9\"><span class=\"lf-art-num\">§ 9</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">Ако в зависимост от естеството на дейностите ЗБИЯЕ и наредбата изискват последователното издаване на повече от едно разрешение и някои от тях са издадени по реда на Наредба № 5 от 1988 г. за издаване на разрешения за използване на атомна енергия (обн., ДВ, бр. 13 от 1989 г.; изм. и доп., бр. 37 от 1993 г. и бр. 12 от 2001 г.), повторното издаване по реда на наредбата на съответстващите им по ЗБИЯЕ разрешения не е необходимо</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-10\"><span class=\"lf-art-num\">§ 10</span></h4>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">(1)</span>Процедурата по предоставяне на държавно предприятие “Радиоактивни отпадъци” на имуществото на заварените към дата на влизане в сила на наредбата съоръжения за управление на РАО - държавна собственост, започва в сроковете, предвидени в ЗБИЯЕ</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">(2)</span>До датата на издаване на лицензия или разрешение на държавно предприятие “Радиоактивни отпадъци” за извършване на дейност със съоръженията по ал. 1 тези съоръжения се експлоатират от заварените титуляри на разрешения при условията на разрешенията, които са им издадени.</div>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-11\"><span class=\"lf-art-num\">§ 11</span></h4>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">(1)</span>Лицата, които към датата на влизане в сила на наредбата не притежават разрешение по реда на Наредба № 5 от 1988 г. за издаване на разрешения за използване на атомна енергия, но в чиято фактическа власт се намират ИЙЛ, са длъжни в 3-месечен срок от влизането в сила на наредбата да поискат разрешение за временното им съхраняване до предаването им като РАО. За неизпълнение на това задължение лицата носят отговорност по чл. 138, ал. 2 и 3 ЗБИЯЕ</div>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">(2)</span>Лицата по ал. 1, за които е открито производство по несъстоятелност или ликвидация, са длъжни да съхраняват безопасно ИЙЛ до предаването им като РАО.</div>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-12\"><span class=\"lf-art-num\">§ 12</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">Ако към датата на влизане в сила на наредбата определените в чл. 24, ал. 1 и 2 срокове за подаване на заявление за подновяване на действащи лицензии и разрешения са изтекли, лицензиантът или титулярят на разрешението може да подаде заявление за подновяване най-късно до изтичането на срока на лицензията или разрешението</p>\n<h4 class=\"lf-art\" id=\"p-13\"><span class=\"lf-art-num\">§ 13</span><span class=\"lf-art-t\">Наредбата се приема на основание чл. 26, ал. 1 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия</span></h4>\n<p class=\"lf-p\">Приложение към чл. 40, ал. 1, т. 1, буква “а”</p>\n<p class=\"lf-p\">Структура на отчет за анализ на безопасността на ядрено съоръжение (ОАБ) 1. Раздел I. Въведение 1.1. Предназначение на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">1.2. Обща характеристика на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">1.3. Цели и критерии по безопасност;</p>\n<p class=\"lf-p\">1.4. Структура на ОАБ, цели и обхват на всеки раздел;</p>\n<p class=\"lf-p\">1.5. Списък на нормативните документи и приложимите стандарти.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">2.</span>Раздел II. Общи характеристики на ядреното съоръжение 2.1. Генерален план на ядреното съоръжение;</div>\n<p class=\"lf-p\">2.2. Описание на принципната схема на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.3. Общи и специфични проектни критерии;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.4. Основни технически характеристики;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.5. Режими на експлоатация;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.6. Концепция за осигуряване на безопасността;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.7. Основни технически решения на технологичните системи и оборудване;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.8. Основни принципи за организация на експлоатацията;</p>\n<p class=\"lf-p\">2.9. Осигуряване на качеството.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">3.</span>Раздел III. Оценка на площадката на ядреното съоръжение 3.1. Географски, топографски и демографски условия на местоположението на площадката;</div>\n<p class=\"lf-p\">3.2. Техногенни фактори, характерни за площадката;</p>\n<p class=\"lf-p\">3.3. Хидро-метеорологични условия;</p>\n<p class=\"lf-p\">3.4. Геоложки, хидрогеоложки, сеизмични и инженерно-геоложки условия;</p>\n<p class=\"lf-p\">3.5. Въздействие на ядреното съоръжение върху околната среда и населението;</p>\n<p class=\"lf-p\">3.6. Програми за наблюдение и контрол на параметрите на площадката;</p>\n<p class=\"lf-p\">3.7. Специфични характеристики на площадката за целите на аварийното планиране и управлението на авариите;</p>\n<p class=\"lf-p\">3.8. Списък на външните въздействия на площадката.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">4.</span>Раздел IV. Основни критерии и подходи при проектиране на сградите, системите и елементите на ядреното съоръжение 4.1. Основни нормативни критерии и изисквания при проектиране на сградите, системите и елементите;</div>\n<p class=\"lf-p\">4.2. Класификация на системите и елементите по влиянието им на безопасността, по клас на качество и по сеизмична устойчивост;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.3. Описание и обосноваване на компановката на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.4. Въздействия, възникващи при нормална експлоатация и при преходни режими. Характеристики на въздействията;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.5. Проектни съчетания на натоварване на съоръженията и сградите на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.6. Защита на площадката от опасни геоложки процеси и наводнения;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.7. Методи за обосноваване и критерии за осигуряване устойчивостта на сградите и съоръженията на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.8. Определяне на натоварванията, произтичащи от външни и вътрешни динамични въздействия;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.9. Сгради, съоръжения, строителни конструкции, основи и фундаменти;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.10. Обосновка на якостта и работоспособността на системите и елементите на ядреното съоръжение;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.11. Ергономични и други изисквания, свързани с човешкия фактор и взаимодействието човек - машина;</p>\n<p class=\"lf-p\">4.12. Основни критерии при изграждане на системите за физическа защита и за пожарна и аварийна безопасност.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">5.</span>Раздел V. Описание на системите и елементите на ядреното съоръжение и съответствието им с проектните изисквания 5.1. Основни технологични системи и елементи, които осигуряват нормалната експлоатация на ядреното съоръжение (подробно описание на всяка отделна система с нейните елементи);</div>\n<p class=\"lf-p\">5.2. Системи за безопасност: защитни, локализиращи, управляващи и обезпечаващи;</p>\n<p class=\"lf-p\">5.3. Системи и средства за контрол и управление;</p>\n<p class=\"lf-p\">5.4. Системи за електрозахранване;</p>\n<p class=\"lf-p\">5.5. Спомагателни системи;</p>\n<p class=\"lf-p\">5.6. Системи за физическа защита и пожарна и аварийна безопасност.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">6.</span>Раздел VI. Управление на РАО - за ядрените съоръжения, в които се получават РАО или които са предназначени за управление на РАО 6.1. Източници и характеристики на РАО;</div>\n<p class=\"lf-p\">6.2. Критерии за приемане на РАО в съоръжението и изисквания към опаковките;</p>\n<p class=\"lf-p\">6.3. Система за управление на газообразни РАО;</p>\n<p class=\"lf-p\">6.4. Система за управление на течни РАО;</p>\n<p class=\"lf-p\">6.5. Система за управление на твърди РАО;</p>\n<p class=\"lf-p\">6.6. Радиационен контрол и система за вземане на проби.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">7.</span>Раздел VII. Управление на ядреното гориво - за ядрените съоръжения, в които се използва и/или съхранява ядрено гориво 7.1. Система за контрол и отчет на ядрения материал;</div>\n<p class=\"lf-p\">7.2. Входящ контрол на горивото;</p>\n<p class=\"lf-p\">7.3. Критерии за определяне на дефектно гориво;</p>\n<p class=\"lf-p\">7.4. Манипулации с горивото: оборудване, елементи, процедури;</p>\n<p class=\"lf-p\">7.5. Третиране на горивото в случай на повреди или откази;</p>\n<p class=\"lf-p\">7.6. Радиационни полета, контрол на замърсяването с радиоактивни вещества и очаквани из­хвърляния на радионуклиди в околната среда при нормална експлоатация.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">8.</span>Раздел VIII. Радиационна защита 8.1. Цели и критерии по радиационна защита и стратегия за тяхното достигане и изпълнение;</div>\n<p class=\"lf-p\">8.2. Оптимизиране на радиационната защита;</p>\n<p class=\"lf-p\">8.3. Източници на йонизиращи лъчения;</p>\n<p class=\"lf-p\">8.4. Отчитане на компановката на сградите, съоръженията и оборудването и на конструктивните особености при проектиране на радиационната защита;</p>\n<p class=\"lf-p\">8.5. Оценка на облъчването с йонизиращи лъчения на персонала при нормална експлоатация и при аварии;</p>\n<p class=\"lf-p\">8.6. Програма за радиационен мониторинг.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">9.</span>Раздел IX. Експлоатация 9.1. Организационна структура на експлоатиращия;</div>\n<p class=\"lf-p\">9.2. Подготовка и квалификация на персонала;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.3. Инструкции и процедури;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.4. Техническо обслужване и ремонт;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.5. Мерки за осигуряване и поддържане на културата по безопасност;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.6. Система за обратна връзка от експлоатационния опит;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.7. Управление на стареенето на оборудването;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.8. Осигуряване на физическа защита;</p>\n<p class=\"lf-p\">9.9. Аварийно планиране и готовност за действия при аварии.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">10.</span>Раздел X. Анализ на безопасността на съоръжението, включително анализ на авариите 10.1. Методи за анализ на безопасността на съоръжението;</div>\n<p class=\"lf-p\">10.2. Списък и класификация на изходните събития и на проектните аварии;</p>\n<p class=\"lf-p\">10.3. Начални условия; изходни данни за изчисленията; описание и обосновка на използваните модели; критерии за приемливост;</p>\n<p class=\"lf-p\">10.4. Анализ на проектните аварии;</p>\n<p class=\"lf-p\">10.5. Анализ на надпроектните аварии и мерки за управлението им;</p>\n<p class=\"lf-p\">10.6. Обосновка на приемливостта на нивото на безопасност на ядреното съоръжение и/или на необходимостта от планиране на мерки за повишаване на безопасността.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">11.</span>Раздел XI. Предели и условия за експлоатация 11.1. Предели за безопасност;</div>\n<p class=\"lf-p\">11.2. Стойности на параметрите за задействане на системите за безопасност;</p>\n<p class=\"lf-p\">11.3. Експлоатационни предели и условия;</p>\n<p class=\"lf-p\">11.4. Изпитвания, проверки, надзор и оперативен контрол на системите, важни за безо­пасността;</p>\n<p class=\"lf-p\">11.5. Минимален брой на оперативния персонал при различни експлоатационни състояния, включително на правоспособния и квалифицирания персонал на блоковия пулт за управление;</p>\n<p class=\"lf-p\">11.6. Действия на персонала при отклонения.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">12.</span>Раздел XII. Управление на качеството 12.1. Проектиране и анализи;</div>\n<p class=\"lf-p\">12.2. Изграждане на съоръжението;</p>\n<p class=\"lf-p\">12.3. Експлоатация;</p>\n<p class=\"lf-p\">12.4. Извеждане от експлоатация.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">13.</span>Раздел XIII. Извеждане от експлоатация - за ядрени съоръжения, които се извеждат от експлоатация 13.1. Концепция за извеждане от експлоатация;</div>\n<p class=\"lf-p\">13.2. Характеристики на съоръжението с оглед на дезактивационните и демонтажните работи;</p>\n<p class=\"lf-p\">13.3. Прогнозен инвентарен списък на радиоактивните и други опасни материали в съоръ­жението;</p>\n<p class=\"lf-p\">13.4. Управление на РАО при извеждане от експлоатация;</p>\n<p class=\"lf-p\">13.5. Освобождаване от контрол на материали за повторно използване - критерии, прогнозни количества, варианти за повторно използване, рециклиране и/или управление като конвенционални отпадъци;</p>\n<p class=\"lf-p\">13.6. Мероприятия, системи и оборудване за дезактивация и демонтаж на съоръженията.</p>\n<div class=\"lf-abs\"><span class=\"lf-abs-num\">14.</span>Раздел XIV. Анализ на безопасността след затваряне - за ядрени съоръжения за погребване на РАО 14.1. Характеристики на РАО;</div>\n<p class=\"lf-p\">14.2. Защитни инженерни и естествени бариери;</p>\n<p class=\"lf-p\">14.3. Освобождаване на радионуклиди от съоръжението при нормални условия;</p>\n<p class=\"lf-p\">14.4. Освобождаване на радионуклиди от съоръжението при нарушаване на защитните бариери, включително човешка дейност на площадката;</p>\n<p class=\"lf-p\">14.5. Трансфер на радионуклиди до населението и оценка на облъчването с йонизиращи лъчения;</p>\n<p class=\"lf-p\">14.6. Дълговременна стабилност на съоръ­жението;</p>\n<p class=\"lf-p\">14.7. Анализ на резултатите, изводи и за­ключения.</p>\n<p class=\"lf-p\">24241</p></div>", "next": 0}