Чл. 1. Тази наредба определя основните технически и организационни изисквания за осигуряване на ядрената безопасност при проектиране, изграждане, въвеждане в експлоатация и експлоатация на изследователските реактори и изискванията относно организацията на работа, подготовката и квалификацията на персонала.

Чл. 2. Наредбата регламентира безопасността на изследователския реактор, свързана с предотвратяване загубата на контрол и управление на верижната реакция на делене в активната зона на реактора, изключване на възможността за образуване на критична маса извън активната зона при транспортиране и съхраняване на ядреното гориво, а също предотвратяване повреждането на топлоотделящите елементи над допустимите предели, предизвикано от нарушението на технологичния процес при експлоатация на реактора.

Чл. 3. За осигуряване на ядрената безопасност на изследователските реактори са необходими техническо съвършенство на реактора и на неговото оборудване, сигурен контрол на технологичните процеси при експлоатация на реактора, правилна организация на работа, висока професионална квалификация и строга дисциплина на персонала.

Глава втора
ТЕХНИЧЕСКИ ИЗИСКВАНИЯ КЪМ КОНСТРУКЦИЯТА И ОБОРУДВАНЕТО НА РЕАКТОРА

Раздел I
Общи изисквания

Чл. 4.
(1) Проектът на реактора трябва да съдържа технически и организационни мерки, насочени към осигуряване на ядрената безопасност при нормална експлоатация, а също и в аварийни режими, при които всеки възможен отказ в едно от устройствата на реактора може да съвпадне с продължително неоткрит отказ в друго устройство.
(2) Списъкът на отказите на устройствата, разглеждани в проекта на реактора, в частта за осигуряване на ядрената безопасност се съгласува с Комитета за мирно използуване на атомната енергия (КМИАЕ).

Чл. 5. Проектът на системите и устройствата на реактора, чието повреждане или неправилно функциониране може да повлияе на ядрената безопасност, трябва да съдържа анализ на последствията от възможните откази на съставните елементи с отделяне на опасните откази и оценка на последствията им. Тези системи и устройства трябва да бъдат осигурени със средства за контрол и при необходимост да се дублират.

Чл. 6. Не се допуска многоцелево използуване на системите и устройствата на реактора, ако не е доказано, че такова съчетаване на функциите им не ще доведе до нарушаване условията и изискванията на ядрената безопасност.

Чл. 7.
(1) Системите и отделните устройства на реактора, влияещи на ядрената безопасност, се подлагат на контрол и изпитания в процесите на изготвяне, монтаж, настройка и периодична проверка в процеса на експлоатация. В техническия проект трябва да бъдат предвидени приспособления, апаратура и методики за:
1. проверка на работоспособността на най-отговорните части на системите и устройствата;
2. периодични изпитания на системите и устройствата за съответствие на проектните показатели;
3. периодична проверка на последователността и времето за преминаване на сигнала, включително и на сигналите за задействуване на аварийната защита;
4. проверки за включване на оборудването, в това число и преход на аварийни източници за захранване.
(2) Апаратурата и методиките за проверките не трябва да влияят на безопасната експлоатация на реактора.
(3) В техническия проект трябва да бъде определен списъкът на системите и на оборудването, работоспособността на които се проверява на работещ и на спрян реактор.

Чл. 8. Техническите характеристики на приборите на системата за управление и защита и на контролно-измерителните прибори и апаратура трябва да осигуряват фиксиране на причините за задействуване на аварийната защита. Обемът на получената информация трябва да е достатъчен, за да е възможно възстановяването на картината на аварийния процес.

Чл. 9.
(1) Системата за сигнализация на реактора трябва да дава следните сигнали:
1. аварийни (светлинни и звукови, включително и сирена за аварийно известяване) - при достигане прага на задействуване на аварийната защита;
2. предупредителни (светлинни и звукови) - при приближаване на параметрите към прага на задействуване на аварийната защита, при повишаване на радиацията над установените предели, при нарушаване нормалното функциониране на оборудването;
3. указателни - фиксиращи положението на работните органи на системата за управление и защита, наличие на напрежение във веригите за електрозахранване, състояние на оборудването, включване на отделните прибори и др.
(2) За всеки реактор и за неговите експериментални устройства обемът на сигнализациите се определя в проекта.

Чл. 10. Системите на реактора, предназначени за осигуряване на ядрената безопасност, а също за предотвратяване или намаляване на последствията от ядрената авария, се проектират, изготвят и монтират с отчитане на допълнителните натоварвания, възможни в резултат на въздействието на климатичните условия и природни явления, характерни за дадения район, като земетресение, урагани, наводнение и др.

Чл. 11.
(1) Техническият проект на реактора трябва да удовлетворява изискванията на тази наредба и да бъде съгласуван в частта за осигуряване на ядрената безопасност с КМИАЕ.
(2) За даване на съгласие за утвърждаване на техническия проект за изграждане на реактора не по-късно от 60 дни преди внасяне за утвърждаването му се представят в КМИАЕ следните материали:
1. обяснителна записка, включваща въпросите на физиката на реактора, като:
а) зареждане на активната зона;
б) баланс на реактивността;
в) ефективност на работните органи на системата за управление и защита;
г) ефекти на реактивността;
д) влияние на експерименталните устройства върху реактивността и др.;
2. обяснителна записка на проекта на системата за управление и защита на реактора, включваща:
а) описание на системата за управление и защита;
б) структурна схема на логиката;
в) характеристика на каналите за контрол и защита;
г) списък на аварийните сигнали и др.;
3. техническо обоснование на безопасността за изграждането и експлоатирането на реактора;
4. други материали, отразяващи изпълнението на изискванията на тази наредба.

Раздел II
Изисквания към конструкцията на реактора

Чл. 12.
(1) Преди проектирането на активната зона на реактора и на неговите експериментални устройства се определят и обосновават от условията за безопасна експлоатация допустимите предели за повреждане (количество и степен на повреждане) на топлоотделящите елементи.
(2) Активната зона на реактора и експерименталните устройства трябва да бъдат така проектирани, че при условията на нормална експлоатация и през целия срок на работа на реактора да не се превишават допустимите предели за повреждане на топлоотделящите елементи.

Чл. 13. При проектиране на реактора пълният мощностен коефициент на реактивност трябва да бъде отрицателен за всички режими на работа. Ако при някои експлоатационни условия той е положителен, в проекта трябва да бъде осигурена и специално доказана ядрената безопасност на реактора при работа в стационарни, преходни и аварийни режими.

Чл. 14. Конструкциите на реактора и на активната зона трябва да бъдат такива, че при нормални и аварийни режими на работа на реактора да се изключва възможността за заклинване на работните органи на системата за управление и защита.

Чл. 15. Активната зона на реактора трябва да бъде така проектирана, че да изключва възможността за непредвидено преместване на елементите на активната зона, а също и за случайното изменение на състава и конфигурацията й.

Чл. 16. Характеристиката на ядреното гориво, конструкцията на реактора и оборудването на първи контур със спомагателните системи, включително и системата за очистване на топлоносителя, трябва да изключват възможността за образуване на критична маса при разрушаване на активната зона или при разтопяване на горивото.

Чл. 17. Характеристиките на ядреното гориво, разположението на топлоотделящите елементи, работните органи на системата за управление и защита и другите устройства в активната зона, влияещи на реактивността, трябва да изключват възможността за възникване на локални критични маси.

Чл. 18. В проекта на реактора при необходимост трябва да бъде предвидена система за аварийно охлаждане, предотвратяваща повреждането на топлоотделящите елементи над допустимите предели при неизправност на системата за нормално топлоотвеждане.

Раздел III
Изисквания към експерименталните устройства на реактора

Чл. 19.
(1) Експерименталните устройства на реактора не трябва да създават условия за възникване на локална критична маса и изкривяване на полето на енергоотделяне, което може да доведе до повреждане на топлоотделящите елементи.
(2) Експерименталните устройства трябва да бъдат конструирани по такъв начин, че да изключват възможността за тяхното непредвидено преместване, водещо до изменение на реактивността.

Чл. 20. Монтажът и демонтажът на експерименталните устройства не трябва да водят до непредвидено преместване на другите устройства и елементите на активната зона на реактора.

Чл. 21. Експерименталните устройства трябва да бъдат снабдени при необходимост с детектори за контрол на неутронния поток и топлофизичните параметри.

Чл. 22.
(1) Сигналите за контрол на основните параметри на експерименталните устройства трябва да бъдат изведени на пулта за управление и при необходимост да бъдат включени в аварийната защита на реактора.
(2) Включването на сигналите от експерименталните устройства в щатната система за управление и защита на реактора не трябва да влошава способността на аварийната защита да изпълнява своите защитни функции.

Чл. 23. Скоростта за увеличаване на реактивността при работа с експерименталните устройства не трябва да бъде по-голяма от 0,07 Ѓеф/сек. Ако при това въвежданата реактивност превишава 0,7 Ѓеф, увеличението на реактивността трябва да бъде със стъпка, не по-голяма от 0,3 Ѓеф.

Чл. 24.
(1) Експерименталните устройства на реактора, които са изготвени и монтирани в реактора в процеса на експлоатацията му (образци, канали и др.), трябва да имат техническа документация, включваща разчетна или експериментална оценка на въздействията им върху реактивността.
(2) Ако при това се наложи увеличение на ефективността на работните органи на системата за управление и защита в сравнение с проекта, монтирането на експерименталните устройства трябва да бъде съгласувано с КМИАЕ.

Раздел IV
Изисквания към системата за управление и защита

Чл. 25. Системата за управление и защита трябва да осигурява надежден контрол на мощността (интензивността на верижната реакция), да управлява и аварийно да спира верижната реакция, а също да поддържа реактора в подкритично състояние.

Чл. 26.
(1) Работните органи на системата за управление и защита по функционално значение се подразделят на органи за:
1. аварийна защита;
2. автоматично регулиране;
3. компенсиране.
(2) Съчетаването на функциите на работните органи на системата за управление и защита се разрешава при изпълнение изискванията на чл. 6.

Чл. 27. Работните органи на системата за управление и защита трябва да имат указатели за положението им и крайни изключватели, задействуващи се по възможност от работния орган. За работните органи на аварийната защита не е задължително наличието на указатели за тяхното междинно положение.

Чл. 28. Системата на аварийната защита, трябва да изпълнява своите защитни функции, без да е зависима от наличието на външни източници за захранване и да има не по-малко от два канала за контрол на нивото на мощността, указатели за положението им и крайни изключватели на работните органи на системата за управление и защита.

Чл. 29. Електрическата схема на системата за управление и защита трябва да изключва възможността за увеличение на реактивността чрез работните органи, в случай че работните органи на аварийната защита не се намират в работно положение.

Чл. 30. При сработване на аварийната защита, а също при неизправност в работните органи системата за управление и защита трябва по възможност да намалява реактивността с максимална скорост.

Чл. 31. Скоростта за увеличение на реактивността от работните органи на системата за управление и защита не трябва да превишава 0,07 Ѓеф/сек. За работните органи с ефективност, по-голяма от 0,7 Ѓеф, увеличението на реактивността трябва да бъде със стъпка, не по-голяма от 0,3 Ѓеф, и трябва да бъде предвидена възможност за допълнително изключване на веригата за захранване на двигателя от пулта за управление.

Чл. 32. Системата за управление и защита трябва да бъде в състояние да се справи с непредвидено извличане (в границите на проектните скорости) на едновременно работещи органи за регулиране или на най-ефективен орган, така че да не се допуска увеличение на мощността, което може да доведе до превишаване на допустимите предели за повреждане на топлоотделящите елементи или на експерименталните устройства.

Чл. 33. Техническата документация на системата за управление и защита трябва да съдържа анализ за поведението на системата при невъзможни неизправности като: къси съединения; влошаване на изолацията; падане на напрежението и др.

Чл. 34. Преди първоначалния пуск на реактора системата за управление и защита трябва да премине проверка за неправилни действия.

Чл. З5.
(1) Управлението на реактора и неговите основни системи трябва да се извършва от пулта за управление, който да има телефонна и високоговорителна връзка с реакторната зала и при необходимост - с други помещения. От пулта за управление трябва да бъде осигурено визуално или с помощта на телевизионна инсталация наблюдение на реакторната зала и на площадката на реактора.
(2) Трябва да бъде предвидена възможност за спиране на реактора от друго помещение в случай на невъзможност да се извърши това от пулта за управление.

Чл. 36.
(1) За да се контролира мощността (интензивността на верижната реакция), реакторът трябва да бъде снабден с канали за контрол по такъв начин, че в процеса на излизане в критично състояние и на всякакво ниво на мощност контролът на неутронния поток като минимум да се осъществява по четири независими между себе си канала:
1. два канала за измерване нивото на мощността с показващи и записващи прибори;
2. два канала за измерване скоростта за нарастване на мощността (или измерване на реактивността) с показващи прибори.
(2) В случай че използуваните канали за измерване работят в ограничени диапазони, работните диапазони на съответните канали трябва да се препокриват в границата на не по-малко от един порядък.
(3) Нивото на мощността на реактора трябва да се записва непрекъснато.

Чл. 37.
(1) Аварийната защита на реактора трябва да осигурява автоматичното му спиране при възникване на авариен сигнал.
(2) Времето за въвеждане на работните органи на системата за управление и защита, сигналите и праговете за защита трябва да бъдат обосновани в проекта.

Чл. 38.
(1) Аварийната защита на реактора трябва да бъде така проектирана, че да осигурява в процеса на пускането на реактора или на което и да е ниво на мощност защитата му като минимум по четири независими канала:
1. два канала за защита по ниво на мощност над 1% от номиналната;
2. два канала за защита по скорост на нарастване на мощността над 10Е-3% от номиналната.
(2) В случай че използуваните канали за защита работят в ограничени диапазони, работните диапазони на съответните канали трябва да се препокриват в границата на не по-малко от 1 порядък. Превключването на диапазоните не трябва да препятствува задействуването на работните органи на аварийната защита или да довежда до увеличение на времето й за задействуване. Аварийната защита трябва да се задействува по сигнала на който и да е от каналите й.
(3) Ако броят на каналите на аварийната защита по ниво на мощност или по скорост на нарастване на мощността е по-голям от два, за намаляване броя на лъжливите сработвания се допуска задействуване на аварийната защита при съвпадане на сигналите от които и да са два канала от дадения тип.
(4) Допуска се изключване на защитата по скорост на нарастване на мощността при работа на реактора в стационарен режим с автоматичен регулатор. При преминаване на ръчно управление и при изменение нивото на мощност трябва да бъде осигурено автоматично включване на защитата по скорост на нарастване на мощността.

Чл. 39. При използуване в системата за управление и защита на минимално допустимо количество канали за аварийна защита и канали за контрол, предвидени в чл. 36 и З8, ремонтът на всеки от указаните канали трябва да се извършва при спрян реактор.

Чл. 40. Независимостта на каналите на аварийната защита трябва да бъде такава, че всякакво повреждане на тези канали да не нарушава функциите на аварийната защита.

Чл. 41. Допуска се съвместното използуване на каналите за контрол и каналите за аварийна защита. Каналите за контрол по ниво на мощност и по скорост на нейното нарастване могат да се използуват съвместно с каналите за аварийна защита по ниво на мощност и по скорост на нейното нарастване. При това повреждането или излизането от работа на елемент или устройство от съвместно използуваните канали не трябва да влияе на способността на аварийната защита да изпълнява своите защитни функции.

Чл. 42. Аварийната защита на реактора трябва автоматично да се задействува в следните случаи:
1. при достигане на аварийното ниво по мощност;
2. при достигане на аварийното ниво по скорост за нарастване на мощността;
3. при изчезване на напрежението във веригите за захранване на системата за управление и защита;
4. при неизправност или при неработно състояние на кой и да е канал от аварийната защита (при два работещи канала);
5. при появяване на аварийни технологични сигнали, изискващи спирането на реактора;
6. при натискане на бутоните за аварийна защита.

Чл. 43. Аварийното ниво по период на удвояване на мощността трябва да бъде не по-малко от 10 сек, а предупредителното - не по-малко от 15 сек.

Чл. 44. Аварийната защита трябва да има не по-малко от две независими групи работни органи, които автоматично да се включват при поява на авариен сигнал.

Чл. 45. Количеството, разположението, ефективността и скоростта за въвеждане на работните органи на аварийната защита трябва да бъдат определени в проекта на реактора, където да е показано, че при всякакви аварийни режими работните органи на аварийната защита даже без най-ефективната група да осигуряват:
1. достатъчна скорост за аварийно намаляване мощността на реактора, която не води до повреждане на топлоотделящите елементи над допустимите предели;
2. извеждане и поддържане на реактора в подкритично състояние с отчитане на възможните изменения на реактивността с течение на времето, така че да съществува възможност за въвеждане на други по-бавни работни органи на системата за управление и защита.

Чл. 46. Подкритичността на активната зона след извличане на работните органи на аварийната защита при напълно въведени останалите работни органи на системата за управление и защита трябва да бъде по-голяма от 0,01 (Кеф < 0.99) за момента на кампанията и състоянието на активната зона с максимален ефективен коефициент на размножение, включващ и реактивността, която се внася от експерименталните устройства.

Чл. 47.
(1) Аварийната защита трябва да бъде така проектирана, че след като веднъж е задействувана, действието й винаги да се довежда докрай.
(2) При появяване на авариен сигнал работните органи на аварийната защита трябва да се привеждат в действие и от всяко междинно състояние, в което се намират.

Чл. 48. Системата на аварийната защита трябва да позволява проверка за преминаване на аварийните сигнали от датчиците до приводите на работните органи.

Чл. 49. Реакторът трябва да бъде оборудван със система за автоматично регулиране на мощността.

Чл. 50. В проекта на системата за управление и защита трябва да бъдат определени:
1. диапазонът на мощността на реактора, в пределите на който регулирането му се осъществява с автоматичен регулатор;
2. точността, с която се поддържа тази мощност.

Чл. 51. Интензивността и местоположението на неутронния източник се избират по такъв начин, че въвеждането му в реактор без гориво да се съпровожда със забележимо изменение на показанията на каналите за контрол на мощността.

Чл. 52. Преместването на неутронния източник трябва да се извършва дистанционно. При това пускът на реактора се блокира, ако източникът не се намира в работно положение.

Глава трета
ВЪВЕЖДАНЕ НА ИЗСЛЕДОВАТЕЛСКИЯ РЕАКТОР В ЕКСПЛОАТАЦИЯ

Раздел I
Общи положения

Чл. 53. Въвеждането на реактора в експлоатация след завършването на строителните и монтажните работи и комплектуването и подготовката на персонала включва:
1. провеждане на пускови операции, в това число и изпитания на системите, осигуряващи ядрената безопасност;
2. оформяне на техническата и експлоатационната документация;
3. провеждане на физически и енергетически пуск (комплексно изпробване на оборудването на реактора).

Чл. 54. Приемането на реактора за въвеждане в експлоатация се осъществява от приемателна комисия.

Раздел II
Физически пуск

Чл. 55. Към началото на физическия пуск трябва да бъдат подготвени за експлоатация и оформени с актове за готовност:
1. реакторът;
2. системата за управление и защита;
3. системата за контролно-измерителните прибори и апаратура в обема, необходим за физическия пуск;
4. пусковият неутронен източник;
5. нещатната пускова апаратура, ако тя е необходима, от която сигналите на аварийната защита да са въведени в щатната аварийна защита на реактора;
6. устройството за транспортиране, зареждане и презареждане на свежото и използуваното ядрено гориво;
7. системата за дозиметричен контрол;
8. системата за химична и специална подготовка на топлоносителя, включително и системата за подгряване (при необходимост); 9. системата за аварийно известяване;
10. телефонната и високоговорителна уредба;
11. системата за аварийно охлаждане, ако е предвидена;
12. други технологични системи, необходими за физическия пуск.

Чл. 56. По времето на физическия пуск на реактора системата за управление и защита трябва да отговаря на изискванията на раздел IV на глава втора. При това се допуска блокировка на сигналите на аварийната защита от технологичните системи, които при провеждане на физическия пуск не се използуват.

Чл. 57. За провеждането на физическия пуск трябва да бъде подготвена следната документация:
1. програма за физическия пуск;
2. методики за провеждане на експериментите по време на физическия пуск;
3. инструкция за експлоатация на реактора;
4. план за аварийните мероприятия;
5. инструкция за осигуряване на ядрената безопасност при провеждането на физическия пуск;
6. инструкция за транспортиране и съхраняване на свежото и използуваното ядрено гориво;
7. техническа документация на реактора и на експерименталните устройства, включваща описанието на оборудването и на системите, осигуряващи ядрената безопасност;
8. оперативна документация, включваща оперативни дневници, дневници с картограмите за зареждане на реактора и др.;
9. актове за готовност на системата за управление и защита и контролно-измерителните прибори и апаратура на реактора и другите системи;
10. заповед за назначаване на ръководителя на физическия пуск, на неговите работници и на групата за физическия пуск;
11. протоколи от изпитите на сменния персонал и дежурните физици;
12. заповед на ръководителя на реактора за допускане за работа на сменния персонал, издържал успешно изпитите за работните места;
13. длъжностните инструкции на сменния персонал на реактора и дежурния физик, утвърдени от ръководителя на реактора.

Чл. 58.
(1) В програмата за физическия пуск се определят:
1. редът за зареждане на реактора с щатни топлоотделящи касети;
2. редът за извеждане на реактора в критично състояние;
3. редът за провеждане и описание на експериментите.
(2) В обема на експериментите влиза определянето на следните данни за:
1. неутронно-физичните параметри на активната зона на реактора;
2. ефектите на реактивност;
3. характеристиките на органите за регулиране, компенсиране и за аварийна защита;
4. разпределението на неутронния поток;
5. влиянието на експерименталните устройства върху реактивността на реактора;
6. разпределението на енергоотделянето в реактора;
7. други данни.
(3) Частта от програмата за физическия пуск, в която се разглежда осигуряването на ядрената безопасност, се представя в КМИАЕ не по-късно от 60 дни преди започването на пуска съгласно чл.17, ал. 2 от Правилника за прилагането на Указа за държавния контрол по ядрената безопасност (ДВ, бр. 8 от 1981 г.).

Чл. 59. В инструкцията за експлоатация на реактора трябва да бъдат изложени правилата за експлоатация на реактора в различни режими и пределите и условията за безопасна експлоатация.

Чл. 60. Инструкцията за осигуряване на ядрената безопасност при провеждането на физическия пуск трябва да съдържа:
1. мерки за осигуряване на ядрената безопасност на реактора в режим на физическия пуск;
2. кратко описание на системата за управление и защита, включително и нещатната апаратура, ако тя се използува;
3. характеристики на каналите за контрол и каналите за аварийна защита.
4. очакваните значения на критичната маса;
5. ефективността на работните органи на системата за управление и защита;
6. оценка на влиянието на реактивността от топлоотделящите елементи, експерименталните устройства и топлоносителя.

Чл. 61. Готовността на реактора за физическия пуск се проверява от:
1. работна комисия, назначена от ръководителя на реактора;
2. комисия на КМИАЕ.

Чл. 62.
(1) Работната комисия проверява:
1. съответствието между проект и изпълнение на реактора;
2. работоспособността на оборудването;
3. наличието на протоколи от изпитание на оборудването;
4. актовете за завършване на пуско-настройващите работи;
5. наличието и оформянето на документацията, посочена в чл. 57, 58, 59 и 60;
6. подготовката на персонала на реактора за физическия пуск.
(2) Работната комисия съставя акт за готовността на системите и оборудването за провеждане на физическия пуск на реактора. Актът трябва да бъде утвърден в съответствие с установения ред.

Чл. 63.
(1) Комисията на КМИАЕ проверява:
1. акта на работната комисия;
2. готовността на реактора за физическия пуск в съответствие с чл. 55 в частта по осигуряване на ядрената безопасност;
3. техническата документация в съответствие с чл. 57, 58, 59 и 60;
4. подготовката на персонала за провеждане на физическия пуск.
(2) Резултатите от проверките на комисията се оформят с акт. При отсъствие на забележки утвърденият акт се явява разрешение за започването на физическия пуск. При наличието на забележки, препятствуващи провеждането на физическия пуск, разрешението се издава след отстраняването им, което се оформя с акт, подписан от ръководителя на реактора.
(3) В акта на КМИАЕ за готовност за провеждане на физическия пуск се отбелязват недостатъците, препятствуващи провеждането и на енергетическия пуск.

Чл. 64. Приемателната комисия въз основа на акта на работната комисия и разрешението на КМИАЕ взема решение за започване на физическия пуск.

Чл. 65. Физическият пуск на реактора се провежда в съответствие с утвърдената програма за физическия пуск и разработения въз основа на нея план-график.

Чл. 66. В процеса на достигане на критична маса се построяват криви 1/N по показанията на не по-малко от два канала за контрол на мощността. При това поне една от кривите трябва да има "безопасен ход".

Чл. 67. При събирането на критична маса се съблюдава следният ред:
1. първата порция от топлоотделящи елементи, с която се зарежда реакторът, не трябва да превишава 10% от минималното значение на критичната маса;
2. след снемането на данните от приборите за контрол се зарежда втората порция, която не трябва да превишава първата;
3. всяка следваща порция не трябва да превишава 1/N от величината, равна на остатъка от екстраполираното значение на параметъра, съответствуващ на критичното състояние. Порцията се определя по графика 1/N, показваща най-малкото критично значение на параметъра;
4. при достигане К = 0,98 се оценява ефективността на работните органи на системата за управление и защита;
5. по-нататъшното зареждане се извършва дистанционно с порция, непревишаваща 0,3 Ѓеф. Ако при К > 0,98 не е възможно зареждането на зоната да продължи дистанционно или на порции с непревишаване на 0,3 Ѓеф, предварително реактивността се намалява с величина не по-малко от двукратното значение на големината на увеличение на реактивността, което позволява след зареждането на всяка порция да се увеличава реактивността дистанционно със стъпка не повече от 0,3 Ѓеф. Излизането на реактора в критично състояние трябва да се осъществява дистанционно.

Чл. 68. Ръководството на физическия пуск се осъществява от ръководителя на физическия пуск или от неговия заместник.

Чл. 69. Отговорност за съблюдаване на ядрената безопасност при физическия пуск носят:
1. за съответствието между приетите режими за работа в програмите и методите на физическия пуск - ръководителят на физическия пуск, а в смяната - дежурният физик;
2. при осъществяване на физическия пуск - ръководителят на реактора, а в смяната - ръководителят на смяната и персоналът на смяната в съответствие с длъжностните инструкции.

Чл. 70. Провеждането на работите по изпълнение на програмите по експериментите в съответствие със заданието се осъществява от ръководителя на смяната и сменния персонал. Дежурният физик осъществява ръководството при провеждането на експериментите и контролира осигуряването на ядрената безопасност.

Чл. 71. В дневника за разпореждания и в оперативния дневник се записват:
1. разпорежданията на ръководителя на физическия пуск и на ръководителя на реактора;
2. операциите, изпълнявани от персонала;
3. експериментите и резултатите от тях.

Чл. 72. Резултатите от физическия пуск се оформят в специален акт и отчет. Един екземпляр от тях се изпраща в КМИАЕ.

Раздел III
Енергетически пуск на реактора

Чл. 73. Енергетическият пуск включва поетапното и постепенно повишаване на мощността, определянето и уточняването на параметрите на активната зона, комплексното изпробване на системите и оборудването на реактора, провеждането на всеки етап от запланираните експерименти и анализи на получените резултати.

Чл. 74. Преди започването на енергетическия пуск трябва да бъдат приети за експлоатация всички щатни системи, устройства, съоръжения и инсталации, необходими за експлоатация на реактора, и да се подготви цялата документация, изброена в чл. 101 (без т. 1 и 2 на чл. 101).

Чл. 75. Енергетическият пуск на реактора се провежда в съответствие с програмата за енергетическия пуск, в която са нанесени корекциите (при необходимост) от резултатите на физическия пуск.

Чл. 76. Мерките по осигуряване на ядрената безопасност при енергетичния пуск трябва да бъдат изложени в инструкцията за експлоатация на реактора.

Чл. 77. В програмата за енергетическия пуск се определя редът за неговото провеждане и се дава описание на експеримента. В обема на експериментите трябва да влизат получаването на експериментални данни, посочени в чл. 58, ал. 2, и свързаните с мощността и температурата зависимости. За изпълнението на горната програма се съставят методики за провеждане на експериментите и план-график на енергопуска. Програмата в частта и по осигуряване на ядрената безопасност се съгласува с КМИАЕ.

Чл. 78. Проверка на готовността на системата и оборудването на реактора за енергетическия пуск се извършва от работна комисия, назначена със заповед на ръководителя на реактора. Комисията проверява готовността на системите и оборудването на реактора за енергетическия пуск, извеждането на реактора на мощност съгласно чл. 74, комплектуването, подготовката и разрешението за работа на щатния сменен персонал. Комисията съставя акт за готовността на реактора за енергетически пуск.

Чл. 79. Комитетът за мирно използуване на атомната енергия издава разрешение за провеждане на енергетическия пуск в частта за осигуряване на ядрената безопасност въз основа на следните документи:
1. съгласуваната с КМИАЕ програма за енергетическия пуск;
2. акта на работната комисия за готовността на реактора за енергетическия пуск;
3. акта за резултатите от физическия пуск;
4. акта, подписан от ръководителя на реактора, за отстраняване на недостатъците по забележките на комисията на КМИАЕ, препятствуващи провеждането на енергетическия пуск, и указанията в чл. 63, ако има такива.

Чл. 80. Приемателната комисия въз основа на акта на работната комисия за готовността на реактора за енергетическия пуск и разрешението на КМИАЕ взема решение за провеждане на енергетическия пуск на реактора.

Чл. 81. Ръководството на енергетическия пуск се осъществява от ръководителя на реактора. Работите по програмата за енергетическия пуск се провеждат от персонала на реактора. В тези работи при необходимост може да вземе участие специална пускова група. Правата и задълженията на членовете на пусковата група трябва да бъдат посочени в отделен документ за пусковата група.

Чл. 82. Отговорността за ядрената безопасност по време на енергетическия пуск се възлага на ръководителя на реактора, а в смяната - на ръководителя на смяната и на персонала на реактора в съответствие с длъжностните инструкции.

Чл. 83. Резултатите от провеждането на енергетическия пуск се оформят във вид на акт и отчет с препоръки по експлоатацията на реактора. Актът и отчетът се изпращат в КМИАЕ в срок до 3 месеца след приемането на обекта.

Чл. 84. Инструкциите за експлоатация на реактора и другата техническа документация трябва да бъдат коригирани съгласно резултатите от енергетическия пуск.

Глава четвърта
ЕКСПЛОАТАЦИЯ НА ИЗСЛЕДОВАТЕЛСКИЯ РЕАКТОР

Чл. 85. Преди започването на експлоатацията на реактора ръководството на организацията съгласува с КМИАЕ влияещите на ядрената безопасност изменения в проектните схеми и в конструкцията на оборудването, направени след физическия и енергетическия пуск.

Чл. 86.
(1) Експлоатацията на реактора се разрешава след издаването от КМИАЕ на паспорт на изследователския реактор.
(2) За издаването на паспорт е необходимо организацията, експлоатираща реактора, в срок до 3 месеца след подписването на приемателния акт да представи в КМИАЕ:
1. данните, посочени в приложението;
2. предели и условия за безопасна експлоатация съгласно чл. 88;
3. отчети за резултатите от физическия и енергетическия пуск;
4. коригираната в резултат на физическия и енергетическия пуск инструкция за експлоатация на реактора.
(3) Всяко изменение на параметрите, указани в паспорта на реактора, се извършва след съгласуване с КМИАЕ.

Чл. 87. Експлоатацията на реактора и експерименталните устройства трябва да се провежда в строго съответствие с инструкцията за експлоатация на реактора и инструкциите за експлоатация на експерименталните устройства, системите и оборудването, в които трябва да бъдат отразени изискванията по осигуряване на ядрената безопасност.

Чл. 88.
(1) В съответствие с проектно-техническата документация и въз основа на резултатите от физическия и енергетическия пуск на реактора трябва да бъдат установени нормалните режими на работа на реактора (пределите и условията за безопасна експлоатация).
(2) В случай че възникне ядреноопасен режим, трябва да бъдат приети мерки за възстановяване на нормалните условия за експлоатация на реактора или да се приведе в действие системата за аварийна защита.

Чл. 89. Във всеки един момент от експлоатацията на реактора трябва да бъдат известни максималната възможна реактивност, запасът от реактивност и ефективността на работните органи на системата за управление и защита.

Чл. 90. Изследователските работи на реактора и поставянето на експерименталните устройства трябва да се провеждат по утвърдени програми и методики. Програмите трябва да съдържат реда за провеждане на изследванията и мерките за осигуряване на ядрената безопасност.

Чл. 91. Извеждането на реактора в критично състояние и на мощност се разрешава при изпълнението на следните минимални условия:
1. контролът на мощността да съответствува на изискванията, посочени в чл. 36;
2. аварийната защита на реактора да съответствува на изискванията, посочени в чл. 38 и 42;
3. ефективността на работните органи на системата за управление и защита да съответствува на изискванията, посочени в чл. 31;
4. работните органи на аварийната защита да се намират в готовност за извършване на защитно действие;
5. системата за сигнализиране да съответствува на изискванията, указани в чл. 9;
6. системите за нормално и аварийно електроснабдяване и охлаждане, а също контролно-измерителните прибори и апаратура да са приведени в работно състояние.

Чл. 92.
(1) При извършване на всякакви операции в активната зона на спрян реактор трябва да се провежда постоянен контрол, който в съответствие с чл. 36 да включва:
1. неутронния поток;
2. скоростта за нарастване на мощността или реактивността.
(2) Контролът на спрения реактор с топлоотделящите елементи в активната зона може да не се провежда при условие, че не се извършват никакви операции по него. В този случай:
1. реакторът трябва да бъде заглушен с всички щатни работни органи на системата за управление и защита, техните прибори да са обезточени, електрозахранването на системата за управление и защита изключено;
2. подкритичността на реактора трябва да съответствува на изискванията на чл. 46. Като допълнителни мерки за осигуряване на нужната подкритичност се предвиждат извеждане на част от ядреното гориво от активната зона, въвеждане на допълнителни поглътители и контрол на нивото на забавителя в реактора.

Чл. 93. Ръководството на организацията, експлоатираща реактора, трябва да утвърди списъка на подлежащите на проверки възли, системи, оборудване, осигуряващи ядрената безопасност на реактора, и да бъде установена периодичността на тяхното изпитание и проверка.

Чл. 94.
(1) Операциите, влияещи на реактивността на активната зона, като презареждане, ремонт, извеждане и въвеждане на оборудване в експлоатация и др., са ядреноопасни и трябва да се провеждат при строго съблюдаване изискванията за ядрена безопасност и контрол за състоянието на реактора.
(2) Не се разрешава провеждането едновременно на повече от една операция по презареждане.

Чл. 95.
(1) Ядреноопасните работи се извършват при спрян реактор по специално техническо решение, утвърдено от ръководителя на реактора, което трябва да съдържа:
1. списък на ядреноопасните операции;
2. технология за провеждане на ядреноопасните работи;
3. технически и организационни мерки за осигуряване на ядрената безопасност.
(2) Допуска се извеждане или спиране на експериментални устройства или образци от реактора, работещ на мощност в стационарен режим при условие, че скоростта на увеличение на реактивността не превишава 0,07 Ѓеф/сек.

Чл. 96. Технологията за провеждане на ядреноопасни работи, които постоянно се повтарят на реактора (смяна или ремонт на работни органи на системата за управление и защита, презареждане на горивото и др.), може да бъде описана в инструкцията за експлоатация на реактора. При този случай не е задължително съставянето на техническо решение.

Чл. 97.
(1) Ядреноопасните работи при спрян реактор трябва да се провеждат при изведени работни органи на аварийната защита. При това:
1. подкритичността на реактора не трябва да бъде по-малка от 0,01 за състояние на активната зона с максимално ефективен коефициент на размножение;
2. трябва да бъде осигурен контрол за неутронния поток;
3. каналите на аварийната защита трябва да се намират в работно състояние.
(2) Презареждането на горивото за реакторите, при които то се осъществява с отцепване на органите на системата за управление и защита, се извършва при въведени в активната зона работни органи. При това минималната подкритичност на реактора в процеса на презареждането с отчитане на възможните грешки трябва да е не по-малко от О,О2.

Чл. 98. Ядреноопасните работи се извършват от сменния персонал под ръководството на ръководителя на смяната.

Чл. 99. Зареждането на новата активна зона се извършва по правилата за събиране на критична маса в съответствие с чл. 66 и 67.

Чл. 100. След завършване на ремонта на оборудването и системите, влияещи на реактивността на активната зона и на ядрената безопасност на реактора, трябва да се извърши проверка за съответствието им с утвърдените характеристики.

Чл. 101. В състава на необходимата документация при експлоатация на реактора трябва да има:
1. акт на приемателната комисия за въвеждането на реактора в експлоатация;
2. паспорт на изследователския реактор, издаден от КМИАЕ;
3. инструкция за експлоатация на реактора;
4. инструкция за експлоатация на експерименталните устройства;
5. инструкция за експлоатация на системите и оборудването на реактора;
6. техническа документация на реактора и експерименталните устройства, която трябва да включва описание и схеми на оборудването и системите, осигуряващи ядрената безопасност;
7. актове и протоколи от изпитанията на оборудването и системите, осигуряващи ядрената безопасност;
8. инструкция за транспортиране и съхраняване на свежото и използуваното ядрено гориво;
9. план за аварийни мероприятия;
10. длъжностни инструкции за сменния персонал на реактора за всяко работно място;
11. протоколи от изпитите и инструктажа на сменния персонал;
12. разпореждане на ръководството на реактора за допуск на сменния персонал към самостоятелна работа;
13. оперативна документация, включваща оперативни дневници, дневник с картограмата за зареждане на активната зона, графици и др.;
14. списък на действуващата на реактора документация, утвърдена от ръководителя на реактора.

Чл. 102. Отговорност за осигуряване на ядрената безопасност при експлоатация на реактора носят ръководствата на съответните министерства, другите ведомства и организации.

Чл. 103. Операторът на реактора има право самостоятелно да го спира, ако той намери, че продължаването на работата му е опасно.

Глава пета
ТРАНСПОРТИРАНЕ И СЪХРАНЯВАНЕ НА СВЕЖОТО И ИЗПОЛ3УВАНОТО ЯДРЕНО ГОРИВО В РАЙОНА НА РЕАКТОРА

Чл. 104.
(1) Транспортирането и съхраняването на свежото и използуваното ядрено гориво трябва да се извършват в съответствие с изискванията, изложени в инструкцията за транспортиране и съхраняване на свежото и използуваното ядрено гориво.
(2) Нормите и редът при транспортиране и при съхраняване на горивото трябва да бъдат обосновани в проекта на реактора.

Чл. 105. Разположението на топлоотделящите касети в стелажи при съхраняване на свежото гориво трябва да бъде такова, че да се осигурява подкритичност, не по-малка от 0,05 при възможни аварийни ситуации, в това число и при заливане на хранилищата с вода.

Чл. 106. При транспортиране и при съхраняване на използуваното ядрено гориво трябва да се:
1. осигурява подкритичност, не по-малка от 0,05 при всички аварийни ситуации;
2. изключва възможността за разтопяването му от остатъчното енергоотделяне.

Чл. 107. Всяка отделна транспортно-технологична операция, свързана с преместването на свежи и използувани топлоотделящи касети, трябва да бъде регистрирана в специален дневник с указание на местоположението им.

Глава шеста
ПЕРСОНАЛ НА РЕАКТОРА

Чл. 108. Експлоатацията на реактора се осъществява от персонал, включен в състава на смяната (сменен персонал).

Чл. 109.
(1) Сменният персонал се допуска към самостоятелна работа след провеждането на стаж по своята длъжност и след успешното полагане на квалификационни изпити за познаване на работното място и действуващите инструкции.
(2) Допускането на сменния персонал към самостоятелна работа се оформя с разпореждане на ръководителя на реактора.

Чл. 110.
(1) Програмата за квалификационни изпити, съставът на изпитните комисии и редът за провеждане на стажа се утвърждават от ръководителя на реактора.
(2) В програмата за квалификационни изпити на персонала на реактора се включват следните раздели:
1. теоретичен курс по специалността;
2. конструкция на реактора и неговите основни системи и устройства;
3. конструкция на експерименталните устройства;
4. функционална схема на системата за управление и защита, характеристики на каналите за контрол и аварийна защита;
5. физични характеристики на реактора;
6. динамично поведение на реактора в стационарни, преходни и аварийни режими;
7. конструкция и принцип на действие на системите и устройствата, осигуряващи ядрената безопасност на реактора;
8. документация на реактора.

Чл. 111. Сменният персонал всеки 2 години или след прекъсване на работа за повече от 3 месеца се подлага на проверочни изпити.

Чл. 112. Изпитите на ръководителя на смяната и на оператора на реактора се провеждат от комисия под председателството на ръководителя на реактора, а изпитите на персонала от технологичните служби се провеждат от комисия под председателството на ръководителя на съответната служба с участието на ръководителя от служба експлоатация.

Чл. 113. Задълженията на сменния персонал се определят в длъжностните инструкции. Всеки сътрудник трябва да знае не само своите задължения, но и задълженията на своите непосредствени ръководители и подчинени.

Чл. 114. Сменният персонал оперативно е подчинен на ръководителя на смяната и изпълнява само неговите разпореждания.

Глава седма
ДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛА НА РЕАКТОРА ПРИ АВАРИЙНИ СИТУАЦИИ

Чл. 115. При възникването на ядреноопасен режим или на ядрена авария персоналът на реактора трябва да действува съобразно инструкциите и плана за аварийни мероприятия.

Чл. 116. В плана за аварийни мероприятия се разглеждат различни аварийни ситуации, възможните последствия от авариите и се предвиждат мерки за ликвидиране на последствията от тях.

Чл. 117. При възникване на авария или когато съществуват съмнения за авария, в плана за аварийните мероприятия е необходимо да се предвидят:
1. спиране на реактора;
2. евакуация на хората от опасната зона;
3. оценка на радиационната обстановка;
4. локализация на аварията;
5. известяване на ръководството на организацията, експлоатираща реактора;
6. уведомяване на КМИАЕ.

Чл. 118. От момента на аварията до началото на работата на комисията по изясняването на причините за аварията се забранява отварянето на контролно-измерителната апаратура и изменянето на праговете за задействуване на аварийната и предупредителната сигнализация и защита.

Чл. 119. При всеки случай за възникване на ядреноопасен режим незабавно се уведомява КМИАЕ, отразяват се в протокол обстоятелствата за възникването му, прави се анализ на причините, след което те се отстраняват. Копие от протокола в едномесечен срок се изпраща в КМИАЕ.

Глава осма
ПРОВЕРКА И ИНСПЕКЦИЯ НА ЯДРЕНАТА БЕЗОПАСНОСТ НА ИЗСЛЕДОВАТЕЛСКИЯ РЕАКТОР

Чл. 120. Министерствата, другите ведомства и организациите, стопанисващи изследователския реактор, трябва да осъществяват мерки, насочени към осигуряване на ядрената безопасност, а също и да организират контрол за тяхното изпълнение.

Чл. 121. Периодично, но не по-рядко от един път в годината, със заповед на ръководителя на реактора се назначава комисия за проверка на състоянието на ядрената безопасност на реактора. Актът на комисията се утвърждава от ръководителя на реактора. Един екземпляр от акта се изпраща в КМИАЕ.

Чл. 122. Комитетът за мирно използуване на атомната енергия контролира състоянието на ядрената безопасност на реактора.

ДОПЪЛНИТЕЛНИ РАЗПОРЕДБИ

§ 1. Някои от употребените в наредбата понятия имат следния смисъл:
1. изследователски реактор е ядрен реактор, използуван в качеството на източник за радиоактивно излъчване и съоръжен с оборудване и устройства за провеждане на научно-технически изследвания;
2. система за управление и защита е технологична система на реактора, представляваща съвкупност от устройства, предназначени за контрол на мощността (интензивността на верижната реакция), за управление на верижната реакция и за аварийно спиране на верижната реакция;
3. контролно-измерителни прибори и апаратура са устройства за контрол на технологичните параметри при експлоатация на реактора като: температура, налягане, разход на топлоносител и др.;
4. аварийна защита е устройство от системата за управление и защита, предназначено за автоматично или дистанционно ръчно бързо спиране на верижната реакция;
5. автоматичен регулатор е устройство от системата за управление и защита, предназначено за автоматично управление на мощността на реактора;
6. компенсиращ орган или ръчен регулатор е дистанционно управлявано устройство на системата за управление и защита за компенсиране на реактивността, регулиране и разпределение на енергоотделянето в активната зона на реактора;
7. работен орган на системата за управление и защита е дистанционно управляемо устройство, с чието движение или изменение на състоянието в активната зона или в отражателя се осигурява изменението на реактивността на реактора;
8. група работни органи са работни органи, имащи един общ, независим от другите привод;
9. локална критична маса е количеството ядрено гориво в областта на активната зона, в границите на което може да възникне неуправляема самоподдържаща се верижна реакция.
10. физически пуск, на реактора е първото зареждане на активната зона на реактора с щатни топлоотделящи елементи или топлоотделящи касети, достигането на критичното състояние на реактора и изпълняването на необходимите експерименти на ниво на мощност, при което нагряването на топлоотделящите елементи е незначително;
11. енергетически пуск на реактора е извеждането на реактора от нивото на мощността при физическия пуск до предвиденото експлоатационно ниво на мощност и провеждане на необходимите експериментални изследвания за определяне на експлоатационните характеристики на реактора;
12. ядрена авария е аварията, свързана с повреждането на топлоотделящите елементи над допустимите предели, предизвикано от:
а) загуба на контрол и управление на верижната реакция на делене в активната зона на реактора;
б) образуване на критична маса в първи контур на реактора или при транспортиране и съхраняване на ядреното гориво;
в) нарушение на охлаждането на ядреното гориво;
13. ядреноопасен режим е отклонение от пределите и условията за ядрена безопасност при експлоатация на реактора, което не е довело до авария;
14. максимално възможната реактивност се определя за момента на кампанията и състоянието на реактора с максимален коефициент на размножение и представлява максималната реактивност, която може да бъде получена в реактора при извеждане на работните органи на системата за управление и защита и другите разположени в активната зона и в отражателя поглътители на неутрони и при въвеждане на подвижните части на реактора, водещи до увеличение на реактивността;
15. запас от реактивност е най-голямата реактивност на реактора, която може да бъде получена при извеждане на работните органи на системата за управление и защита;
16. експерименталните устройства са устройства за провеждане на научно-технически изследвания на реактора;
17. презареждаща операция е работа в реактора по преместване на топлоотделящите касети, отражателя, работните органи на системата за управление и защита, експлоатационните устройства и др. в активната зона или в отражателя с цел тяхната замяна или ремонт, монтаж, демонтаж и др.

§ 2. Лицата, нарушили тази наредба, носят отговорност съгласно чл. 5 от Указа за държавния контрол по ядрената безопасност (ДВ, бр. 54 от 1980 г.).

ЗАКЛЮЧИТЕЛНИ РАЗПОРЕДБИ

§ 3. Тази наредба се издава на основание чл.2 от Указа за държавния контрол по ядрената безопасност (ДВ, бр. 54 от 1980 г.) и е разработена въз основа на правилата за ядрена безопасност на изследователските реактори, одобрени от Постоянната комисия на Съвета за икономическа взаимопомощ по използуване на атомната енергия за мирни цели и препоръчани за ползуване в страните - членки на СИВ (т. VII от протокола на 35-ото заседание на Постоянната комисия, ноември 1978 г.).

§ 4. Наредбата е задължителна за всички министерства, други ведомства и организации при проектиране, изграждане, въвеждане в експлоатация и експлоатация на изследователските реактори.

§ 5. Отговорността за изпълнение и контролът за съблюдаване на изискванията на наредбата се възлагат на съответните ръководства на министерствата, другите ведомства, организации и лица, които извършват дейности по § 4.

Приложение
към чл. 86, ал. 2, т. 1

Необходими данни за оформяне на паспорта на изследователския реактор

1. Наименование на реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2. Предназначение на реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3. Организация, експлоатираща реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . 4. Дата за въвеждане в експлоатация . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5. Мощност на реактора, кВт . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6. Активна зона на реактора: а) ядрено гориво . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . б) забавител . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . в) отражател . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . г) топлоносител . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . д) ефективен диаметър, см . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . е) височина, см . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . ж) количество гнезда за топлоотделящи елементи, броя . . . . . . . . . . з) минимално количество топлоотделящи елементи за дадената мощност, броя . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7. Физически параметри на активната зона: а) максимално възможна активност (Ѓеф) . . . . . . . . . . . . . . . . . б) запас от реактивност (Ѓеф) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . в) сумарна ефективност на работните органи на системата за управление и защита при активна зона с максимално възможна реактивност (Ѓеф) . . . . . . . г) знак и величина на пълния мощностен коефициент на реактивност при работни параметри на активната зона . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . д) подкритичност на активната зона с извлечени работни органи на АЗ при активна зона с максимален ефективен коефициент на размножение (к/к) . . . . 8. Характеристика на системата за управление и защита на реактора: а) работни органи

Работни органи на:	Количество групи, броя	Количество работни групи в група, броя	Ефективност на групите, Ѓеф	Скорост на увеличение на реактивността при извлечение на работните групи, Ѓеф/сек.	Време за въвеждане на работните органи по сигнал на аварийната защита, сек.
Аварийната защита
Автоматичното регулиране
Компенсиране

б) допълнителни системи за въздействие върху реактивността . . . . . . . в) канали за аварийна защита (количество и тип) . . . . . . . . . . . . г) канали за контрол на мощността (количество и тип) . . . . . . . . . . 9. Тип на експерименталните устройства . . . . . . . . . . . . . . . .