Държавен вестник, бр. 72, 2004 г., стр. 115

Б Р О Й  72
Д Ъ Р Ж А В Е Н   В Е С Т Н И К
С Т Р .  115
цедура. Предписаните и предприетите мерки са
с насоченост към предотвратяване на повторни
подобни случаи.
Чл. 937. Системата за управление и защита
на реактора (СУЗ) осигурява:
1. пускане и привеждане на активната зона
на реактора в подкритично състояние без на-
рушаване на границите за безопасна експлоа-
тация;
2. автоматично поддържане на даденото
ниво на мощност (интензивност на верижната
реакция);
3. контрол на неутронния поток във всички
диапазони на изменение на плътността на неут-
ронния поток в активната зона—от 10 % до 120 %
номинално ниво, осъществяван най-малко от три
независими помежду си канала за измерване с
показващи прибори, от които най-малко два са
снабдени със записващи устройства;
4. контрол на промяната на реактивността;
5. измерване на неутронната мощност (неу-
тронния поток) на всяко ниво на мощност от
трите независими канала с показващи (само-
пишещи) прибори;
6. аварийна защита на реактора на всички
нива на мощност независимо от състоянието и
наличието на енергозахранващите източници;
7. надеждно поддържане на реактора в под-
критично състояние и на средствата за контрол
на подкритичността на активната зона;
8. припокриване (поне от един порядък) на
измененията на измеряемите величини при
последователен преход от една група измери-
телни канали към друга;
9. автоматично понижаване на предвидена-
та в проекта мощност на ядрената паропроиз-
водствена инсталация (ЯППИ) при изменение
на технологичните параметри или изключване
на действащи съоръжения; при наличие на ня-
колко рода аварийна защита на ЯППИ за ава-
рийна защита първи род (АЗ-1) се приема най-
бързо действащата защита, която осигурява
автоматично спиране на реактора при възник-
ване на авария.
Чл. 938. Електрическата схема за управле-
ние на движението на органите на СУЗ  осигу-
рява автоматично въвеждане на поглъщатели-
те на неутрони (поглътители) в ядрения реак-
тор след сработване на АЗ. Ако работните орга-
ни на аварийната защита не са приведени в
работно положение, изключва се възможност-
та за въвеждането на положителна реактивност
с предвидените в техническия проект на ЯППИ
средства.
Чл. 939. Броят, разположението, ефектив-
ността и скоростта на въвеждане на изпълни-
телните органи на АЗ се избират така, че при
всякакви аварийни ситуации се осигурява:
1. достатъчна скорост на намаляване мощ-
ността на ядрения реактор за предотвратява-
не повреждането на топлоотделящите елемен-
ти (ТОЕ);
2. привеждане на реактора в подкритично
състояние и поддържането му в това състояние
с отчитане на възможно увеличаване на реак-
тивността за времето, необходимо за въвежда-
не на други, по-бавни органи на СУЗ;
3. предотвратяване образуването на локал-
ни критични маси.
Чл. 940. Разрешава се извеждането на ядре-
ния реактор в критично състояние и на мощ-
ност, ако са изпълнени условията:
1. изпълнителните органи на АЗ се намират
във вдигнато положение;
2. органите за автоматично регулиране (за
канални реактори) се намират в междинно по-
ложение;
3. осъществява се контрол на неутронния
поток и периода за разгон на реактора;
4. аварийната защита на реактора е вклю-
чена;
5. включени са  всички изпълнителни орга-
ни в системата за управление и защита;
6. системата за аварийно електрозахранване
е изправна, в състояние на готовност за работа
и с осигурен запас на дизелно гориво;
7. системата за аварийно въвеждане на те-
чен поглъщател на неутрони е изправна, в със-
тояние на готовност за работа и с осигурен за-
пас и концентрация на течния поглъщател;
8. системата за сигнализации и блокировки
е изпробвана и се намира в работно състояние;
9. системата за аварийно разхлаждане и сис-
темата за локализация на авариите са изправни
и в състояние на готовност за действие;
10. други условия, определени в проекта и
технологичния регламент за експлоатация.
Чл. 941. Операциите за извеждането на яд-
рения реактор в критично състояние се изпъл-
няват само под ръководството на дежурния
инженер на АЕЦ или на блока.
Чл. 942. Контролът на спрян реактор, кога-
то ядреното гориво се намира в активната зона,
е задължителен и се осъществява постоянно в
течение на целия престой, както и при зарежда-
не и презареждане на горивото, в съответствие
с технологичния регламент и утвърдените екс-
плоатационни инструкции.
Чл. 943. (1) В случай на възникване на  от-
клонение от нормалната експлоатация на
ЯППИ незабавно се изясняват и отстраняват
причините за възникването и се вземат мерки
за възстановяване на нормалната експлоатация.
(2) В случай на възникване на предаварийна
ситуация на ЯППИ и невъзможност за възста-
новяване на нормалната експлоатация ЯППИ
се спира от работа. Експлоатацията на ЯППИ
се възстановява само с писмено нареждане на
главния инженер на АЕЦ след изясняване и
отстраняване на причините, довели до възник-
ването на предаварийната ситуация.
(3) Операторът на ЯППИ има право и е длъ-
жен самостоятелно да спре реактора в случаи-
те, предвидени в технологичния регламент,