§ 60.

1. Granicę ciśnieniową obiegu chłodzenia reaktora projektuje się w sposób umożliwiający przez cały okres eksploatacji elektrowni jądrowej lub reaktora badawczego prowadzenie, w odpowiednich odstępach czasu, bezpośrednich lub pośrednich kontroli i prób stanu technicznego elementów składowych tej granicy - odpowiednio do realizowanych przez nie funkcji bezpieczeństwa, w celu wykazania braku niedopuszczalnych wad materiałowych lub niedopuszczalnej degradacji stanu technicznego tych elementów, z punktu widzenia zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej.

2. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się, że wskaźniki integralności granicy ciśnieniowej obiegu chłodzenia reaktora, takie jak przecieki, podlegają monitorowaniu, którego wynik uwzględnia się przy określaniu rodzaju i zakresu kontroli niezbędnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego. Obieg chłodzenia reaktora wyposaża się w system wykrywania i pomiaru wielkości przecieków, ułatwiający niezwłoczne ich zlokalizowanie.

3. W projekcie elektrowni jądrowej oraz reaktora badawczego zapewnia się możliwość przeprowadzania okresowej kontroli stanu technicznego odpowiednich części systemów chłodzenia wtórnych w stosunku do obiegu chłodzenia reaktora, w szczególności systemu chłodzenia powyłączeniowego.