- •Утверждаю
- •Характеристика района и площадки исследовательского реактора ир
- •Историческая справка
- •Головные организации при сооружении ир ирт-т
- •Характеристика площадки
- •География и демография
- •Метеорология
- •Инженерно-геологические и гидрологические условия площадки
- •Сейсмичность площадки реактора
- •Влияние на безопасность ир явлений природного и
- •Здания и сооружения, размещенные на территории площадки реактора
- •Радиационная нагрузка персонала и населения в окрестности в нормальных условиях
- •Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов ир
- •2.1. Основные принципы и критерии безопасности
- •2.2. Технические мероприятия по обеспечению безопасности
- •2.2.1. Перечень контролируемых параметров
- •2.2.2. Контроль качества при изготовлении и монтаже наиболее важных узлов и устройств реактора
- •2.2.3. Периодическая проверка работоспособности систем и устройств реактора
- •Описание конструкции и характеристик ир ирт-т, его систем и оборудования
- •3.1. Общее описание реактора
- •3.1.1. Тип и назначение реактора, его основные параметры
- •3.1.2. Здание и оборудование реактора
- •Экспликация помещений
- •3.1.3. Классификация систем и элементов реактора
- •3.1.4. Системы и элементы нормальной эксплуатации реактора ирт-т
- •Системы и элементы безопасности реактора
- •3.1.6. Перечень оборудования и трубопроводов реактора ирт-т с подразделением их на классы безопасности и группы согласно нп-033-01 и пн аэ г-7-008-89 (Правил аэу).
- •3.1.7. Номенклатура оборудования и трубопроводов реактора ирт-т, подлежащих регистрации в Госатомнадзоре рф
- •3.2. Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности
- •3.2.1. Активная зона и отражатель
- •3.2.1.1. Характеристики ядерного топлива
- •3.2.1.2. Нейтроно-физические характеристики реактора
- •3.2.1.3. Теплогидравлические характеристики реактора
- •Система охлаждения реактора
- •3.2.2.1. Первый контур
- •Второй контур
- •3.2.2.3. Система водоподготовки и снабжения реактора обессоленной водой
- •3.2.2.4. Система очистки воды первого контура
- •3.2.2.5. Система охлаждения биологической защиты
- •Система контроля и управления
- •3.2.3.1. Система контроля мощности
- •3.2.3.2. Система управления
- •3.2.3.3. Система контроля технологических параметров
- •3.2.3.4. Система радиационного дозиметрического контроля
- •3.2.4. Биологическая защита
- •3.2.5. Экспериментальное оборудование и устройства
- •3.2.6. Система перегрузки топлива
- •3.2.7. Система электроснабжения
- •3.2.9. Спецканализация и очистка сбросных вод
- •3.2.10. Водоснабжение реактора и экспериментальных устройств
- •3.2.11. Оборудование для хранения топлива
- •3.2.11.1.Хранилище свежего топлива
- •3.2.11.2. Хранилище отработанного топлива
- •3.2.12. Оборудование для хранения радиоактивных отходов.
- •3.3. Системы безопасности.
- •3.3.1. Защитные системы безопасности.
- •3.3.1.1. Аварийная защита реактора.
- •3.3.1.2. Система аварийного охлаждения реактора.
- •3.3.1.3. Система пожаротушения
- •3.3.2. Управляющие системы безопасности
- •3.3.2.1. Аппаратура каналов защиты по превышению уровня и скорости изменения плотности нейтронного потока (мощности) реактора.
- •3.3.2.3. Система логики суз (система блокировок)
- •3.3.3. Локализирующие системы безопасности
- •3.3.3.1. Система спецканализации описана в п. 3.2.9.
- •3.3.3.3. Система спецвентиляции.
- •3.3.4. Обеспечивающие системы.
- •3.3.4.1. Система аварийного электроснабжения.
- •3.3.4.2. Система аварийного водоснабжения.
- •4. Анализ безопасности реактора
- •4.1. Основные принципы и критерии безопасности ир.
- •4.2. Перечень исходных событий аварий.
- •4.3. Анализ отдельных исходных событий проектных аварий.
- •4.3.1. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура.
- •4.3.2. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением органов регулирования.
- •4.3.3. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.3.4. Разрывы горизонтальных экспериментальных каналов (гэКов) реактора.
- •4.3.4.1. Разрыв радиального гэка диаметром 100 мм
- •4.3.4.2. Разгерметизация касательного канала гэк-4 диаметром 150 мм.
- •Разрывы трубопроводов первого контура системы теплоотвода от реактора
- •4.3.5.1. Разрыв всасывающего трубопровода после задерживающей емкости.
- •4.3.5.2. Разрыв всасывающего трубопровода после биологической защиты.
- •4.3.5.3. Разрыв напорного трубопровода в точке "в".
- •4.3.5.4. Разрыв трубопровода между одним из насосов и напорным коллектором.
- •4.3.6. Нарушение герметичности тепловыделяющего элемента.
- •4.3.7. Заклинивание рабочих органов суз.
- •Блокировка расхода теплоносителя через твс (проектная авария с максимальными радиационными последствиями).
- •Разгерметизация перегородки между верхней и нижней полостью бака.
- •Разгерметизация генератора активности радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения гэк-1.
- •Падение груза на настил бассейна реактора.
- •Пожар в пультовой реактора, приводящий к обрывам и коротким замыканиям в цепях управления и защиты.
- •Разрушение опорной решетки активной зоны.
- •Отключение второго контура охлаждения.
- •Анализ отдельных исходных событий запроектных аварий.
- •4.4.1. Разрыв касательного гэка диаметром 150 мм.
- •4.4.1.1. Радиационные последствия разрыва касательного гэКа-1
- •4.4.2. Оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны ир.
- •4.4.3. Анализ безопасности ир при потере внешних и внутренних источников электроэнергии.
- •4.4.4. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура с наложением полного отказа аварийной защиты.
- •4.4.5. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением стержня автоматического регулирования при полном отказе аварийной защиты.
- •4.4.6. Анализ последствий запроектной аварии, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.5. Анализ ответов суз на возможные неисправности.
- •4.5.1. Структура суз и характеристики используемых каналов даны в п. 3.2.3.
- •4.5.2. В данном разделе проведен анализ отказов в суз и их последствий по основным функциям системы, обеспечивающим безопасность реактора.
- •4.5.3. Анализ отказов в суз по функции аз.
- •4.5.4. Отказы в системе автоматического регулирования мощности.
- •4.5.5. Влияние отказов в источниках питания суз на их выходные параметры.
- •4.5.6. Влияние единичных отказов в логических и исполнительных цепях суз на ее работу.
- •4.5.7. Влияние отказов в длинных линиях по общей причине на ответы в аппаратуре суз.
- •Организация эксплуатации.
- •5.2. Ремонтные и перегрузочные работы.
- •5.2.1. Регламент проведения ремонтных работ.
- •5.2.3. Регламент проведения перегрузочных работ.
- •Загрузка новой активной зоны реактора.
- •5.3.1. Физический пуск реактора.
- •5.3.2. Энергетический пуск.
- •Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации.
- •Условия безопасной эксплуатации. Поддержание условий безопасной эксплуатации.
- •7.1. Планово-профилактические работы (ппр), контроль металла, технические освидетельствования оборудования и трубопроводов ир ирт-т.
- •7.2. Госповерка приборов суз и кип, испытания и проверка функционирования систем безопасности.
- •7.3. Внесение изменений в конструкцию систем и элементов. Изменение пределов и условий безопасной эксплуатации ир.
- •7.4. Проведение ядерно-опасных и исследовательских работ на ир ирт-т.
- •7.5. Перечень отступлений от нормативных документов:
- •7.5.1. Фильтры очистки воды первого контура.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •7.5. 3. Всасывающий трубопровод первого контура.
- •Трубопроводы второго контура, расположенные под землей.
- •Система аварийного расхолаживания.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •Корпуса гцн (х280/29т).
- •Оборудование и трубопроводы первого контура.
- •Арматура I контура.
- •Крепеж фланцевых соединений.
- •Предохранительные устройства.
- •Сварные соединения фланцев на трубопроводах.
- •Радиационная безопасность. Система радиационного контроля на ир.
- •9.Учет и контроль ядерных материалов (ям).
- •9.2. Описание системы учета и контроля ям.
- •9.3. Ответственность за учет и контроль ям, проведение физической инвентаризации.
- •10. Безопасность при обращении и транспортировании радиоактивных отходов.
- •11. Физическая защита. Меры по охране ир
- •11.1. Инженерно-технические средства физической защиты ир.
- •11.2. Организационные мероприятия по физической защите ир.
- •12. План аварийных мероприятий.
- •12.1. Основные понятия и определения аварийных состояний на реакторе.
- •12.2. Действия персонала при возникновении предаварийных ситуаций.
- •12.3. Действия персонала при незапланированном вводе положительной реактивности.
- •12.4. Действия персонала при повреждении оболочек твэлов в активной зоне реактора.
- •12.5. Действия персонала при разгерметизации горизонтального экспериментального канала.
- •12.6. Действия персонала при блокировке расхода теплоносителя через твс.
- •12.7. Действия персонала при разгерметизации трубопроводов или оборудования первого контура.
- •12.8. Действия персонала при отказах приборов и оборудования технологических систем реактора.
- •12.9. Действия персонала при выпадении облученных материалов или изделий из контейнера при его транспортировке внутри здания.
- •12.10. Действия персонала при исчезновении напряжения 380в (основного источника энергоснабжения).
- •12.11. Действия персонала реактора при возникновении пожара.
- •12.12. Действия персонала реактора при возникновении запроектной аварии.
- •12.13. Тренировки персонала реактора.
- •13. Обеспечение качества.
- •13.2. Ведение технологических процессов.
- •Ремонт оборудования и систем.
- •Метрологическое обеспечение эксплуатации и испытаний.
- •13.5. Периодические опробования и испытания систем и оборудования.
- •13.6. Получение, обращение и хранение материалов и оборудования.
- •13.7. Ведение эксплуатационной документации.
- •13.8. Организация сбора, обобщения данных о дефектах, отказах оборудования, нарушений в работе ир, передача информации проектным организациям, органам надзора.
- •Определение состояния эксплуатируемого оборудования и систем, замена оборудования (эксплуатационный контроль металла, контроль технологических параметров).
- •13.10. Работа с персоналом ир (подготовка персонала, аттестация, повышение квалификации).
- •13.11. Авторский надзор за эксплуатацией.
- •13.12. Выполнение мероприятий по повышению надежности и безопасности ир.
- •13.13. Замена приборов, средств информационно-вычислительной техники, модернизация ир.
- •13.14. Выполнение мероприятий по гражданской обороне.
- •13.15. Проведение ревизий, пересмотр программы.
- •14. Вывод ир из эксплуатации.
- •14.1. Предельные сроки работы основного оборудования.
- •15. Перечень нормативной документации, требования которой распространены на ир.
3.2.9. Спецканализация и очистка сбросных вод
Система спецканализации (рис. 35.) предназначена для сбора радиоактивной воды в спецрезервуары, находящиеся на территории промплощадки реактора. Система выполнена из нержавстальных труб и обеспечивает:
- слив воды из бака реактора при его опорожнении или переливе;
- слив дистиллята из шахты-хранилища при её переливе;
РИС. 35.
- сбор утечек и дренажей из насосной I контура, помещения теплообменников и внешней задерживающей емкости;
- сбор воды и растворов от мытья горячей камеры, радиационного павильона, ванны дезактивации, раковины на верхней площадке, спецшкафа лаборатории радионуклидов, из бака лаборатории ядерного легирования кремния. Спецрезервуары изготовлены из бетона, расположены ниже уровня поверхности земли на территории промплощадки и облицованы внутри нержавеющей сталью. Объем двух резервуаров по 100 м3 каждый, третий резервуар объемом 325 м3.
Сточные воды санпропускника собираются в 24 м3 баке. После анализа на радиоактивность стоки самотеком могут быть удалены в бытовую канализацию или насосом в 325 м3 бак.
Спецканализация работает в режиме накопления радиоактивных стоков. За 20 лет эксплуатации реактора накоплено 245 м3 жидких отходов с удельной радиоактивностью 5·10-8 Ки/л. Ежегодно регенерируется 20 м3 спецстоков из одного из 100 м3 резервуаров. Очищенные спецстоки проверяются на соответствие нормам качества воды подпиточной по ОСТ 95-10134-91 и идут на подпитку I контура охлаждения ИР. Ежегодное пополнение спецрезервуаров составляет 15 20 м3 стоков.
Хозяйственно-фекальная канализация обеспечивает сбор сточных вод от лабораторий, служебных помещений, санузлов, в канализационные колодцы промплощадки, из которых стоки регулярно вывозятся спецмашинами в городской коллектор г. Томска.
3.2.10. Водоснабжение реактора и экспериментальных устройств
Техническая вода на реакторе необходима для:
- заполнения трубопроводов и градирни II контура (~550 м3);
- подпитки градирни (~10 м3/ч);
- заполнения пожарного резервуара (400 м3);
- снабжение лабораторий, санпропускников холодной и горячей водой.
Техническая вода на промплощадку подается из двух артезианских скважин, пробуренных в районе поселка Спутник.
В случае порыва трубопровода от поселка Спутник вода в здание реактора может быть подана из резервной скважины, пробуренной на территории промплощадки. В здание реактора вода подается по двум вводам с западной и восточной стороны. Предусмотрена возможность подачи технической воды для аварийного расхолаживания активной зоны через душирующее устройство в случае утечки теплоносителя из бака реактора и отказе в работе системы сбора и возврата протечек.
Дебет резервной скважины составляет 18 м3/ч.
3.2.11. Оборудование для хранения топлива
3.2.11.1.Хранилище свежего топлива
Хранение свежих ТВС на реакторе осуществляется в помещении, удовлетворяющем требованиям хранилища класса II (п.2.19 "Правил безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики", ПНАЭ Г-14-029-91).
Хранилище свежего топлива расположено на четвертом, самом верхнем этаже здания реактора. Помещение хранилища сухое, незатопляемое, без трубопроводов отопления и воды. Помещение имеет вытяжную вентиляцию. Хранилище относится к особо важной зоне. Вход в хранилище осуществляется по принципу двух лиц. Контроль за входом ведется с помощью видеокамер. Две двери хранилища изготовлены из железа, закрываются электромагнитными замками. Открытие двери
фиксируется охранной сигнализацией на пульте у вахтера. Помещение оборудовано пожарной сигнализацией с выводом на пульт к вахтеру реактора. В помещении установлены два датчика гамма-фона системы аварийной сигнализации о возникновении СЦР (самоподдерживающейся цепной реакции) с выводом световой и звуковой сигнализации в коридоры второго, третьего и четвертого этажей реактора. На полу хранилища установлен датчик обнаружения воды с выводом световой и звуковой сигнализации на пост охраны-реактора.
Из помещения хранилища организован дренаж воды на случай затопления.
В хранилище разрешается устанавливать не более 10 контейнеров с ТВС типа ИРТ-3М по 7 штук в контейнере. Контейнеры с ТВС размещаются на разметках, сделанных на полу красной краской. Контейнеры устойчивы по конструкции и дополнительного крепления к стенке не требуется.
Контейнеры с ТВС находятся в закрытом состоянии (крышки контейнеров заболчены), опечатаны.
Расчеты, проведенные в ОЯБ ФЭИ, показали, что даже при заполнении хранилища водой обеспечивается подкритичность более 0,1 (Кэфф < 0,9). Хранение свежих ТВС на реакторе регламентируется "Инструкцией по обеспечению ядерной безопасности при транспортировке и хранении свежего и отработанного топлива реактора", согласованной ОЯБ ФЭИ (исх. № 57-06/1662 от 22.10.93 г.) заключение № 93-105.
Вышеуказанная инструкция составлена с учетом требований технического описания "Сборки тепловыделяющие ИРТ-3М. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 0019.01.000.000.ТО, 1993 г.", составленного заводом-изготовителем и "Правил ПНАЭ Г-14-029-9I".
Тушение пожара в хранилище водой и пенными, огнетушителями ЗАПРЕЩАЕТСЯ.