- выполнять требования технологических регламентов и инструкций;
- знать назначение знаков радиационной опасности, световой и звуковой сигнализации системы радиационного контроля и порядок действий при их срабатывании;
- уметь правильно применять средства индивидуальной защиты (далее - СИЗ), включая автономные средства защиты органов дыхания, предписанные в каждом конкретном случае;
- знать и выполнять соответствующие действия в случае возникновения радиационной аварии, уметь оказывать само- и взаимопомощь при травмах, ожогах, отравлениях и др. несчастных случаях;
- незамедлительно информировать руководителя работ и службу радиационной безопасности обо всех случаях нарушения технологических регламентов, отказов оборудования, разлива и просыпания радиоактивных веществ, изменения разрежения в герметичном технологическом оборудовании и т.п.;
- контролировать уровни загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов после проведения технологических операций, заменять загрязненные выше установленных значений спецодежду и СИЗ, контролировать загрязнение кожных покровов в санпропускнике после окончания рабочей смены.
5.6. Персонал группы Б, работающий на промплощадке ИР или на территории его СЗЗ, должен:
- пройти вводный инструктаж;
- знать свои действия в случае сигнала о возникновения радиационной аварии;
- уметь оказывать само- и взаимопомощь при травмах, ожогах, отравлениях и др. несчастных случаях;
- знать кратчайшие маршруты эвакуации с территории промплощадки организации и ее СЗЗ.
VI. Требования к производственным зданиям и помещениям
6.1. Размещение оборудования, входящего в комплекс ИР, следует предусматривать в отдельном здании, разделенном на зоны контролируемого и свободного доступа. В зону контролируемого доступа включается отдельное здание (или часть его), где размещены реактор, оборудование контура охлаждения, петлевые и экспериментальные установки, защитные "горячие" камеры, мастерские для ремонта загрязненного радиоактивными веществами оборудования, радиохимические лаборатории и другие помещения для работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующего излучения (далее - ИИИ).
6.2. Помещения зоны контролируемого доступа (далее - ЗКД) по уровню радиационного воздействия должны разделяться на:
- помещения постоянного пребывания персонала, в которых персонал может находиться полную рабочую смену;
- периодически обслуживаемые помещения, предназначенные для проведения работ, связанных со вскрытием технологического оборудования - узлы загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления радиоактивных отходов (далее - РАО) и т.п. Вход в периодически обслуживаемые помещения осуществляется через стационарный или временный саншлюз, а время пребывания в них ограничивается в зависимости от параметров радиационной обстановки;
- необслуживаемые помещения, предназначенные для размещения реактора и технологического оборудования, являющегося основным источником ионизирующих излучений. Доступ персонала в необслуживаемые помещения при работающем технологическом оборудовании должен быть исключен.
6.3. Категория обслуживания помещений ЗКД определяется проектом в зависимости от реальных условий эксплуатации оборудования и радиационной обстановки и может быть изменена по согласованию с ЦГСЭН.
6.4. Взаимная изоляция помещений ЗКД и зоны свободного доступа (далее - ЗСД), а также помещений внутри ЗКД обеспечивается строительными конструкциями, биологической защитой, вентиляционными устройствами и санитарно-бытовыми помещениями. Вход персонала в ЗКД и выход из нее должен осуществляться только через санитарный пропускник.
6.5. Проход персонала в необслуживаемые помещения при остановленном реакторе и не работающем технологическом оборудовании должен осуществляться через стационарные (или временные) саншлюзы. Места размещения стационарных саншлюзов определяются проектом.
6.6. В помещениях ЗКД (кроме помещений, где находится оборудование и коммуникации с жидким натрием) должны быть предусмотрены при необходимости коммуникации для подачи воды и моющих растворов, для проведения дезактивации. Полы в помещениях должны иметь уклон и трапы для стока смывных вод в спецканализацию.
6.7. Основной и резервный пульты управления исследовательским реактором должны размещаться в отдельных помещениях. Защита пультов управления и пути доступа к ним должны обеспечить безопасность персонала в случае аварии. Щит (пульт) радиационного контроля должен быть расположен в ЗКД.
6.8. Комплекс помещений защитных ("горячих") камер следует размещать в зоне контролируемого доступа. Планировка и оборудование комплекса помещений "горячих" камер исследовательского реактора и материаловедческих лабораторий должна соответствовать требованиям, предъявляемым ОСПОРБ-99 к обеспечению работ первого класса.
6.9. Конструкция "горячих" камер должна обеспечивать защиту от излучений и возможность дистанционного выполнения производственных операций с помощью манипуляторов. Управление арматурой на коммуникациях (газ, вакуум и др.) должно осуществляться из операторской с панели, вынесенной на фасадную сторону камеры.
6.10. На реакторах с жидкометаллическим теплоносителем в комплексе помещений, где расположены реактор и основное технологическое оборудование, должны быть предусмотрены помещения и устройства для отмывки и дезактивации внутриреакторного оборудования и оборудования первого контура от радиоактивного щелочного металла.
6.11. В зоне контролируемого доступа ИР с жидкометаллическим теплоносителем проектом должен быть предусмотрен комплекс помещений для утилизации отходов щелочных металлов.
6.12. Управление процессами сбора и утилизации отходов щелочных металлов осуществляется из пультовой. Защита между пультовой и камерой утилизации, отделка и оснащение помещений комплекса для утилизации отходов щелочных металлов должны выполняться в соответствии с требованиями радиационной и пожарной безопасности.
6.13. Внутренняя отделка помещений ЗКД, включая помещения для дезактивации, должна выполняться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99, предъявляемыми для работ с открытыми радионуклидными источниками.
6.14. Хранение облученных тепловыделяющих сборок (далее - ТВС), твэлов, образцов и т.п. должно осуществляться в специальных хранилищах, оборудованных биологической защитой, вентиляцией и очисткой удаляемого воздуха. Хранение дефектных ТВС и твэлов должно быть организовано таким образом, чтобы снизить радиационное воздействие на персонал и население как при нормальной эксплуатации, так и в случае аварии до установленных проектных пределов.
6.15. Вопросы обеспечения радиационной безопасности при обращении с РАО, образующимися в процессе эксплуатации ИР, изложены в соответствующем разделе ОСПОРБ-99 и в специальных правилах.
VII. Обеспечение радиационной безопасности при проведении технологического процесса
7.1. В основу обеспечения радиационной безопасности ИР, должен быть положен принцип глубокоэшелонированной защиты, реализуемый системой защитных барьеров. Состав защитных барьеров обосновывается и определяется на стадии проектирования в зависимости от типа реактора.
7.2. Для обеспечения радиационной безопасности персонала при проведении экспериментальных работ на ИР в проекте и при эксплуатации ИР должны быть реализованы следующие основные принципы:
- Для удержания и локализации радиоактивных веществ и химически активных сред, которые могут выйти в помещения ЗКД при отказах оборудования, следует предусматривать, как минимум два защитных барьера. В случае выхода радиоактивные вещества должны поступать на специальные системы очистки.
- Техническими и организационными мерами должна быть исключена возможность облучения персонала гамма-нейтронным излучением через скрытые полости экспериментальных каналов. При наличии коллимированных, направленных потоков нейтронов необходимо предусматривать дополнительную защиту во избежание попадания пучка нейтронов в соседние помещения.
- Проведение работ, связанных с облучением делящихся материалов, должно быть обеспечено техническими и организационными средствами постоянного контроля герметичности оболочек облучаемых капсул (контейнеров) с делящимися материалами по реперным радионуклидам.
- При выборе и использовании образцов, материалов, устройств, предназначенных для облучения в экспериментальных каналах реакторов, должна учитываться возможность выделения в воздух рабочих помещений токсических веществ из облучаемых материалов с разработкой мер контроля и улавливания этих веществ. При прочих условиях должны применять материалы, которые после облучения в экспериментальных каналах имеют меньшие уровни наведенной активности.
- На исследовательских реакторах должны быть предусмотрены системы очистки теплоносителя от продуктов деления и других радионуклидов, работающие по замкнутому циклу. На реакторах бассейнового типа должны быть предусмотрены методы улавливания и очистки воды бассейна от газообразных продуктов деления и коррозии (например, использование вакуумных дегазаторов). При эксплуатации реактора в программу технического обслуживания должны быть включены мероприятия по обеспечению качества теплоносителя.
7.3. Процессы, связанные с управлением реактором, процессы загрузки, выгрузки и транспортирования тепловыделяющих элементов и сборок, транспортно-технологические и ремонтные операции с радиоактивным оборудованием должны быть автоматизированы и осуществляться по возможности дистанционно. Наблюдение за операциями перегрузки должно осуществляться с защищенных пультов, оборудованных средствами связи и наблюдения. Извлечение и передача облученных образцов из активной зоны может осуществляться без останова аппарата, если это предусмотрено проектом и/или технологическим регламентом.
7.4. При выгрузке из реактора ТВС, каналов системы управления и защиты реактора (далее - СУЗ), облученных образцов и др. необходимо использовать защитные контейнеры. Следует предусмотреть технические и организационные меры по защите персонала от внешнего и внутреннего облучения и предотвращению загрязнения радиоактивными веществами воздуха и поверхностей центрального зала (далее - ЦЗ) и других помещений посредством:
- дополнительного экранирования;
- применения дистанционных механизмов;
- организации дополнительной вентиляции, спецканализации, радиационного контроля;
- организации временных саншлюзов.
При использовании в реакторах смешанного уран-плутониевого топлива на всех стадиях обращения с ним должна предусматриваться дополнительная защита от нейтронного излучения.
7.5. Все извлеченные из активной зоны ТВС должны немедленно помещаться в контейнеры, шахты, хранилища, бассейны. На реакторах с жидкометаллическим теплоносителем извлечение ТВС и другого оборудования из теплоносителя должно осуществляться только с применением защитных устройств (контейнеров), заполненных инертным газом и имеющим шлюзовую систему подключения к контуру.
7.6. Конструкция и оснащение бассейнов (хранилищ) для облученных ТВС должны предусматривать возможность механизированного дистанционного сбора просыпей топлива в специальные емкости. Выполнение этих операций должно осуществляться в соответствии с правилами ядерной безопасности.
7.7. Для хранения аварийных (негерметичных) ТВС и образцов должны быть предусмотрены герметичные защитные контейнеры (пеналы), вскрытие которых должно производиться только по специально разработанным программам, предусматривающим мероприятия, исключающие поступление радионуклидов в производственные помещения выше установленных контрольных уровней (далее - КУ).
7.8. Работы по перемещению облученных образцов, деталей и твэлов из одного бассейна в другой должны проводиться только в подводном положении, а при извлечении этих деталей из бассейнов должны предусматриваться меры, исключающие попадание радиоактивной воды на поверхности помещения и оборудования.
7.9. Все работы (перемещение, осмотр, резка, шлифовка и др.) с облученными ТВС, твэлами, образцами, загрязненным оборудованием и т.п. должны производиться с учетом требований ядерной безопасности и на основании предварительно разработанной утвержденной инструкции.