Чл. 72

Чл. 72.(1) За определяне на поведението на реакторната инсталация и басейна за съхранение на отработено гориво при събития и състояния, специфични за ЯЦ, се извършва детерминистичен анализ на безопасността, който включва неутронни, термохидравлични, радиологични, термомеханични и якостни пресмятания. (2) Определените в проектните основи събития и състояния на ЯЦ се групират и анализират в отделни категории с различни критерии за приемливост почл. 47, за да се демонстрира, че събитията с най-висока честота нямат радиологични последствия извън площадката и че събитията с потенциални последствия са много малко вероятни и изпълняват целите на безопасност почл. 4, ал. 3 и 4. В зависимост от очакваната честота на поява и възможните последствия се разграничават следните категории:

1. стационарни състояния и преходни процеси при нормална експлоатация;
2. очаквани експлоатационни събития;
3. аварии без стопяване на ядреното гориво;
4. аварии със стопяване на ядрено гориво.

(3) В категорията на стационарните състояния и преходните процеси при нормална експлоатация се анализират специфични за енергийния блок режими на: пускане; работа на мощност; поддържане в горещо състояние; спиране до горещо състояние; спиране до студено състояние; презареждане; разгряване и разхлаждане с максимално допустима скорост; стъпаловидно изменение на натоварването; изменение на натоварването в различни диапазони на мощност; понижаване на мощността от ниво на пълна мощност до ниво на собствени нужди; гранични състояния, определени от пределите и условията за експлоатация. (4) В категорията на очакваните експлоатационни събития се анализират специфични за енергийния блок преходни процеси, типично свързани със загуба на работно и/или резервно електрозахранване, изключване на турбогенератор/турбогенератори, откази в системите за контрол и управление, спиране на една или няколко главни циркулационни помпи. (5) В категорията на авариите без стопяване на ядреното гориво се анализират специфични за енергийния блок постулирани индивидуални изходни събития и събития с множествени откази, включително тези, произтичащи от вътрешни и външни опасности, от откази по обща причина и събития, които потенциално засягат всички ядрени съоръжения на площадката. (6) С анализа на безопасността се демонстрира, че авариите със стопяване на ядрено гориво, които водят до големи или ранни изхвърляния на радиоактивни вещества в околната среда, са практически изключени. (7) Състоянията, които трябва да са практически изключени, се определят с отчитане на:

1. изходни събития, които водят директно към тежка авария с големи или ранни изхвърляния (разрушаване на основни компоненти, като корпуса на реактора);
2. зависими откази, вътрешни и външни събития и опасности с възможност да причинят големи или ранни изхвърляния;
3. сценарии на аварии със стопяване на гориво, които застрашават целостта на херметичната конструкция;
4. стопяване на гориво в басейн за съхранение на отработено гориво (дори и когато се намира в херметичния обем) предвид невъзможността за практическо изпълнение на мерки за управление на аварията.

(8) За авариите със стопяване на ядрено гориво, които не могат да са практически изключени, се демонстрира, че е ограничено радиационното въздействие извън площадката и не се налага прилагане на дългосрочни мерки за защита на населението, в съответствие с целта на безопасност почл. 4, ал. 4. (9) Всяко изключване на изходно събитие или аварийна последователност от анализа на безопасността се обосновава и документира въз основа на съответствие с технически аргументирани критерии.