Държавен вестник, бр. 72, 2004 г., стр. 14

С Т Р .  14
Д Ъ Р Ж А В Е Н   В Е С Т Н И К
Б Р О Й  72
2. поддържане на отчет, контрол и архиви-
ране на документацията по управлението на
РАО и използваните съоръжения;
3. повишаване културата на безопасност и
квалификацията на персонала;
4. разработване и прилагане на вътрешни
документи (процедури, инструкции и методи-
ки) за осигуряване на безопасността и радиаци-
онната защита при управление на РАО;
5. контрол на съответствието на дейностите
по управление на РАО с изискванията за без-
опасност и радиационна защита.
Чл. 74. С програмата за осигуряване на ка-
чеството при управление на РАО се определят:
1. организацията на дейностите по управле-
ние на РАО, обучението и квалификацията на
персонала и контролът на документацията;
2. мерките за контрола на изпълнението на
проекта и извършените изменения, оценката на
установените недостатъци, извършваните ре-
монтни дейности и анализът на събития и отка-
зи на оборудването;
3. мерките при констатиране на несъответ-
ствие с изискванията за ядрена безопасност и
радиационна защита;
4. мерките за контрол и изпитвания на край-
ния продукт;
5. обемът и процедурите за радиационен
контрол и контролираните радиационни пока-
затели:
а) наблюдавани съоръжения и класифика-
ция на помещенията;
б) стойности и допустими отклонения на
контролираните радиационни показатели при
нормална работа и аварии;
в) периодичност на измерване на радиаци-
онните показатели;
г) методи за провеждане на общ и индивиду-
ален дозиметричен контрол;
д) технически средства за радиационен конт-
рол, данни за измервателната апаратура (тип,
модел, сериен номер, свидетелство за метро-
логична проверка) и средства за защита на пер-
сонала;
6. обемът и процедурите за регистриране и
архивиране на основните характеристики на РАО:
а) данни за източника и мястото на получа-
ване, категорията и количеството на РАО, мето-
дите на обработване, съхраняване и погребване;
б) радиационни свойства, като обща и спе-
цифична активност, радионуклиден състав, на-
личие на делящ се материал, мощност на доза-
та на повърхността на опаковката и повърхност-
но замърсяване;
в) химични свойства, като химичен състав,
химична стабилност, пирофорност и възпламе-
няемост, реактивност, корозионност, отделяне
на газ, токсичност, разграждане на органични
вещества;
г) физични свойства, като плътност, хомо-
генност, електропроводимост, порьозност, на-
личие на свободни пространства и вещества,
които влияят на физичните свойства;
д) механични свойства, като устойчивост на
удар и налягане;
е) термични свойства, като топлопроводи-
мост, топлоотделяне, устойчивост на темпера-
турни натоварвания;
ж) биологични свойства, като биологична
деградация;
з) защита и контейнери.
Чл. 75. (1) Не по-рядко от един път годишно
се извършва проверка по прилагането на систе-
мата за осигуряване на качеството от комисия,
определена от ръководителя на организацията,
която управлява РАО.
(2) Лицата, които осъществяват дейности по
управление на РАО, съхраняват надлежно дан-
ните по чл. 74, т. 6 до предаването им на лице,
отговорно за последващо управление на РАО,
но не по-малко от 50 години.
Г л а в а  е д и н а д е с е т а
ОЦЕНКА НА БЕЗОПАСНОСТТА НА
СЪОРЪЖЕНИЯ ЗА УПРАВЛЕНИЕ НА
РАДИОАКТИВНИ ОТПАДЪЦИ
Чл. 76. Спазване на изискванията и крите-
риите за безопасност се доказват чрез оценка
на безопасността на съоръжение за управление
на РАО.
Чл. 77. (1) Оценката на безопасността тряб-
ва да съдържа анализ на способността на съ-
оръжението да изпълни функциите си по без-
опасност при нормална експлоатация и в слу-
чай на очаквани състояния и събития, а така
също и в случай на аварии и събития с ниска
вероятност, а за съоръжение за погребване на
РАО—и при нарушаване на защитните бариери
в резултат на човешка дейност след затваряне
на съоръжението.
(2) Оценката на безопасността описва и обос-
новава мерки за намаляване на вероятността
от разпространение на радионуклиди в околна-
та среда в резултат на човешка дейност на пло-
щадката след затваряне на съоръжението.
Чл. 78. (1) При оценка на безопасността след
затваряне на съоръжението за погребване за
очаквани състояния и събития (нормална ево-
люция на системата за погребване) се използва
критерият по чл. 9, ал. 2.
(2) В случай на събития с малка вероятност
и човешка дейност на площадката на съоръже-
ние за погребване след затваряне като крите-
рии за безопасност се прилагат установените в
нормативните актове нива за намеса.
Чл. 79. (1) Оценката на безопасността се
основава на използването на данни и консерва-
тивни допускания, гарантиращи, че оцененото
облъчване на персонала и населението е, с го-
ляма степен на вероятност, по-високо от реал-
но очакваното.
(2) При сравняване на различни концепции
и проектни решения, както и за  целите на оп-
тимизацията на радиационната защита могат
да се използват и реалистични допускания, при