- •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.
3.2.12. Оборудование для хранения радиоактивных отходов.
Временное хранение радиоактивных (р/а) отходов на ИР производится в специальном помещении (хранилище радиоактивных отходов - ХРО), расположенном на первой этаже здания реактора. Вход в ХРО производится из экспериментального зала реактора. Перед входом в ХРО размещен саншлюз. В ХРО р/а отходы поступают в пластиковых мешках из контейнеров сборников р/а отходов, установленных на рабочих местах: верхняя площадка реактора, ремзона, насосная I контура, помещение спецвентиляции, лаборатории. В помещении ХРО отходы размещаются на стеллажах или в двух приямках, облицованных нержавеющей сталью. Для отправки в могильник спецкомбината "Маяк" (Новосибирская обл.) отходы упаковываются в железные ящики.
Хранение крупногабаритных р/а отходов (части труб ВЭК-ов, штанг, ионизационных камер и т.д.), а также временное хранение облученных изделий производится в сухих сборках. Сборки представляют собой пеналы из железных труб с внутренним диаметром 195 мм, длиной 7,8 м, установленных в количестве 28 штук в массиве биологической защиты реактора (рис. 39).
Сборки закрываются защитными пробками из тяжелого бетона. Из сборок осуществляется отсос воздуха системой спецвентиляции В1. Временное хранение слитков кремния и пеналов производится в помещении 114 (проботека). Подача облученных слитков кремния в лабораторию, расположенную над проботекой производится механическим подъемником. Облученные пробы пород в пеналах поступают в ХРО из лабораторий с помощью пневмотранспортного устройства.
3.3. Системы безопасности.
3.3.1. Защитные системы безопасности.
3.3.1.1. Аварийная защита реактора.
Для аварийной защиты на реакторе ИРТ-Т используются два стержня АЗ, каждый из которых имеет индивидуальный привод с электромагнитной муфтой. Кроме того, приводы компенсирующих стержней КС по сигналу аварийной защиты ускоренно за 16 секунд погружаются в активную зону. Время взвода каждого стержня АЗ составляет ~ 60 с. Скорость ввода положительной реактивности при взводе АЗ равна 0,043 эф/с. Время погружения стержней АЗ по сигналу аварийной защиты не более 0,8 с.
Скорость перемещения стержней при взводе - 11 мм/с.
Взвод стержней АЗ производится поочередно и только при нажатом ключе
(при отпускании ключа взвод стержней прекращается).
Эффективность рабочих органов СУЗ и скорость увеличения реактивности при их извлечении составляют соответственно:
АЗ-1 - 2,29эф и 0,043эф/с;
АЗ-2 - 2,16 эф и 0,041эф/с.
Для стержней АЗ используется привод СП-40, который приводится в движение двигателем ДГ-500.
На якорь двигателей ДГ-500 подается постоянный ток напряжением 15В, обмотки возбуждения и электромагнитные муфты питаются напряжением 48В.
Положение стержней АЗ контролируется указателями конечных положений.
3.3.1.2. Система аварийного охлаждения реактора.
1. Система аварийного охлаждения реактора при обесточивании электродвигателей насосов I контура охлаждения.
Система аварийного охлаждения предусмотрена для расхолаживания активной зоны при обесточивании электродвигателей всех ГЦН.
Система состоит из насоса аварийного охлаждения (НАО), работающего параллельное ГЦН, и двух клапанов естественной циркуляции теплоносителя. Электродвигатель НАО запитан от выпрямителя и параллельно от аккумуляторной батареи напряжением 220В. Работа насоса НАО контролируется по расходу и давлению. Нормальный расход 50 м3/ч, давление 1,7 кгс/см2 . Снижение расхода или давления на 10% от номинального приводит к предупредительной сигнализации, а 20% - вызывает аварийную остановку реактора.
Исчезновение переменного напряжения 380В на выпрямителе или постоянного напряжения 220В на аккумуляторной батарее вызывает аварийную остановку реактора. Контроль за работой НАО в течение 2,5 минут после отключения электроэнергии осуществляется по току электродвигателя НАО. Лампочка узкопрофильного прибора, показывающего ток НАО, запитана от аккумуляторной батареи. После работы в течение 2,5 минут НАО отключается с одновременным обесточиванием электромагнитных муфт клапанов естественной циркуляции теплоносителя. Клапаны открываются пружинами, подъемная сила которых 100 кгс. Вес клапана 30 кг. Разряжение, создаваемое ГЦН в совмещенной задерживающей емкости прижимает клапаны силой в 180 кг. Электромагнитные муфты необходимы для удержания клапанов в закрытом состоянии при отключенных ГЦН и работе только одного насоса НАО, который не создает достаточного разряжения, для прижатия клапанов. Ход клапанов 50 мм. Открытие каждого клапана фиксируется предупредительной звуковой и световой сигнализацией на пульте оператора. Срабатывание клапанов и работа НАО в течение 2,5 минут после остановки ГЦЦ проверяется 1 раз в неделю перед пуском реактора. Высота подъема клапанов измеряется и заносится в журнал предпусковой проверки оборудования.
2. Система сбора и возврата воды при разгерметизации бака реактора (система аварийного охлаждения активной зоны в случае потери теплоносителя).
Система сбора и возврата воды предназначена для сбора воды и ее возврата в бассейн реактора через душирущее устройство в случае полного мгновенного разрыва горизонтального экспериментального канала при условии, что шибер горизонтального канала закрыть невозможно. В этом случае согласно расчетным оценкам при разгерметизации ГЭК-а диаметром 150 мм опорожнение бака реактора произойдет через ~ 12 мин.
Система сбора и возврата воды состоит из трех поддонов общим объемом 48 м3, смонтированных на полу физического зала и примыкающих к биологической защите реактора. Поддоны соединены трубопроводом диаметром 110 мм с приёмной емкостью объемом 8 м3, установленной на отметке - 1,7 м (рис. 26). Пропускная способность трубопровода 50 м3/ч. Для перекачивания из 8м3 - емкости воды обратно в бассейн реактора через душирущее устройство установлены два насоса марки Х20/30. На всасе каждого насоса установлены вентили и обратные клапаны Ду50. Вода по трубе Ду 50 мм подается в верхнюю часть бака через душирущее устройство, закрепленное в верхней площадке СУЗ, разбрызгивается на активную зону. Душирующее устройство изготовлено из двух труб диаметром 48 х 3 мм, к которым приварены 30 сопел диаметром 10 мм.
Сопла направлены вниз на активную зону. Угол отклонения сопел от вертикали в сторону активной зоны составляет 4-7° и подобран опытным путем во время испытания душирующего устройства. Возможна подача технической воды из водонапорной башни пос. Спутник или артезианской скважины, расположенной на территории промплощадки реактора, на активную зону через душирующее устройство.
Подключение этих линий производится через два последовательно установленных вентиля.
Электродвигатели насоса системы возврата постоянного тока, подключены к выпрямителю и параллельно к аккумуляторной батареи напряжением 220В. Мощность электродвигателей 6 кВт. Электродвигатели включаются автоматически при совпадении предупредительных сигналов от датчиков:
появление воды в приемной 8м3- емкости;
снижение уровня воды в бассейне реактора на 2,7 м ниже нормального.
Сигналы появляются на щите оператора и сопровождаются световой и звуковой сигнализацией.
При отказе в работе первого насоса автоматически включается в работу второй насос системы возврата. Возможно включение насосов с местного пульта управления из комнаты № 145, где установлена приемная 8 м3-емкость, насосы и расходомер.
Для расхолаживания твэлов активной зоны система возврата должна обеспечивать расход 20 м3/ч в течение первого часа после разгерметизации ГЭК-а, затем 5-8 м3/ч в течение первых суток и 2-3 м3/ч в течение последующих суток. Общее время душирования активной зоны должно быть не менее трех суток. Возможно отключение системы и через меньшее время при условии заполнения бака реактора водой на метр или более выше активной зоны. После остановки реактора система возврата воды остается включенной в работу в режиме готовности в течение трех суток, т.е. при появлении двух указанных выше предупредительных сигналов на двигатели подается постоянное напряжение 220В от выпрямителя или аккумуляторной батареи, если исчезло переменное напряжение 380В. Емкость батареи обеспечивает работу насосов в течение 2,5 часов.
Возможна подача в бак реактора технической воды из системы первого контура охлаждения.