- •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.
3.3.1.3. Система пожаротушения
В здании реактора выполнена разводка пожарного водопровода. На всех этажах и лестничных площадках установлены пожарные краны, оборудованные рукавами и стволами. Краны установлены в шкафы. В шкафах имеются углекислотные огнетушители. Пультовая реактора, электрощитовые, аккумуляторная и помещения вычислительного центра обеспечены углекислотными огнетушителями.
В дополнение к указанным средствам пожаротушения на первом этаже реактора: в 8 метрах от щита низкого напряжения расположена установка ОУ-80, оборудованная двумя углекислотными баллонами, шлангами с раструбами. Установка ОУ-80 передвижная, может быть доставлена в любое место на первом этаже реактора.
Для нераспространения пожара в кабельных каналах выполнены противопожарные перегородки из несгораемого материала.
В здании реактора смонтирована система охранно-пожарной сигнализации. Датчики пожарной сигнализации типа ИП-105-2/1 в количестве 255 штук сведены в 20 лучей и практически установлены во всех помещениях.
Базовый и линейные блоки типа "Рубин-3" установлены на вахте, где обеспечено круглосуточное дежурство охраны.
Система пожарной сигнализации запитана по первой категории электроприемников в соответствии с ПУЭ 1.2.17.
На территории площадки реактора имеется подземный пожарный резервуар с водой ёмкостью 400 м3. Забор воды в случае пожара можно производить из бассейна градирни, объем которого равен 500 м3. Предусмотрено подключение пожарных шлангов и заправки машины от скважины.
3.3.2. Управляющие системы безопасности
3.3.2.1. Аппаратура каналов защиты по превышению уровня и скорости изменения плотности нейтронного потока (мощности) реактора.
Аварийная защита реактора по уровню мощности осуществляется тремя независимыми между собой каналами (1УТ, 2УТ, ЗУТ). Во всех трех каналах используются приборы УТ-20 с компенсированными ионизационными камерами КНК.-53М и блоками питания БП-38. Канал обеспечивает защиту в диапазоне мощности с 10-4 Nном до 1,2 Nном (рис 30) .
Аварийная защита по уровню мощности работает по принципу «2 из 3» .
Аварийная защита по периоду (скорости нарастания мощности) осуществляется тремя независимыми между собой каналами (1УЗС, 2УЗС, ЗУЗС). Во всех каналах используются приборы УЗС-21, обеспечивающие защиту в диапазоне мощности с 2·10-6 Nном до 1,2 Nном.
Каналы 2УЗС и ЗУЗС с подвижными ионизационными камерами. Аварийная защита по периоду работает по принципу «2 из 3». В момент извлечения камер защита работает по принципу «1 из 2». Совмещение измерительной части каналов контроля и каналов защиты по скорости нарастания мощности в приборах УЗС-21 обосновано главным конструктором.
Система аварийной защиты реактора обеспечивает автоматическую остановку реактора при возникновении следующих аварийных сигналов:
1. При превышении заданного уровня мощности более, чем на 20%, начиная с 10-4 Nном, по любым двум из трех приборов УТ-20;
2. Неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех приборов УТ-20 или блоков питания ионизационных камер каналов УТ (неисправность защиты по уровню мощности).
Аварийный сигнал по превышению уровня мощности формируется одновременно с сигналом неисправность защиты по мощности также при:
неисправности или нерабочем состояния любых двух из трех приборов УТ-20;
исчезновении напряжения + 500В в блоке питания или нерабочем состоянии любых двух из трех блоков питания ионизационных камер приборов УТ-20;
различных комбинациях, например, неисправности одного из трех приборов УТ-20 и превышении заданного уровня мощности, зафиксированного любым одним из трех приборов УТ-20.
3. При достижении периода Т= 10 с по любым двум из трех приборов УЗС, начиная с мощности 2 ·10-6 Nном.
4. Неисправности или нерабочем состоянии любых двух приборов УЗС или блоков питания ионизационных камер каналов У3С ("неисправность защиты по периоду").
Аварийный сигнал по уменьшению периода формируется одновременно с сигналом неисправность защиты по периоду также при:
неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех приборов УЗС;
исчезновении напряжения + 500В в блоке питания или нерабочем состоянии любых двух из трех блоков питания ионизационных камер каналов УЗС;
различных комбинациях, например, неисправности одного из трех
приборов УЗС и уменьшении периода, зафиксированного любым одним из трех приборов УЗС.
5. При нажатии кнопки аварийной защиты "КАЗ" на пульсе управления. На пульте оператора установлена также кнопка аварийного сброса стержней А31, А32 - кнопка КАС, которой обесточиваются электромагнитные муфты стержней АЗ.
6. При нажатии кнопки аварийной защиты "КАЗ" на верхней площадке реактора или коридоре второго этажа около помещений щитовой станции управления.
7. При исчезновении постоянного напряжения от аккумуляторной батареи 220В или 110В, а также переменного напряжения 380В.
3.3.2.2. Приборы контроля технологических параметров обеспечивают остановку реактора при возникновении следующих аварийных сигналов:
1. При уменьшении перепада давления на активной зоне на 20% от установленного значения для заданного уровня мощности.
2. При уменьшении давления теплоносителя в первом контуре охлаждения на 20% от установленного значения для заданного уровня мощности.
5. При уменьшении расхода теплоносителя в первом контуре на 20% от установленного значения для заданного уровня мощности.
4. При уменьшении давления теплоносителя, создаваемого насосом аварийного охлаждения, на 20% от установленного значения для заданного уровня мощности.
5. При уменьшении расхода теплоносителя, создаваемого насосом аварийного охлаждения, на 20% от установленного расхода (50 м3/ч).
6. При уменьшении расхода теплоносителя во втором контуре охлаждения на 20% от установленного значения для заданного уровня мощности.
7. При уменьшении давления теплоносителя во втором контуре охлаждения на 20% от установленного значения для заданного уровня мощности.
8. При снижении уровня воды в бассейне реактора на 0,2 м от нормального уровня 7,3 м (установлено два канала снижения уровня воды).
9. При превышении температуры воды на входе в активную зону свыше 45°С.
10. При превышении перепада температуры на активной зоне на 20%.
Срабатыванию аварийной защиты предшествуют следующие предупредительные сигналы:
Т 20 сек;
Т 10 сек от 1УЗС;
Т 10 сек от 2УЗС;
Т 10 сек от ЗУЗС;
N NПС ;
N NАЗ от 1 УТ;
N NАЗ от 2 УТ;
N NАЗ от 3УТ;
неисправность первого канала защиты по Т;
неисправность второго канала защиты по Т;
неисправность третьего канала защиты по Т;
неисправность первого канала защиты по N;
неисправность второго канала защиты по N,
неисправность третьего канала защиты по N;
увеличение перепада температуры воды на активной зоне;
увеличение температуры воды на входе в активную зону;
уменьшение перепада давления на активной зоне;
уменьшение давления в первом контуре;
уменьшение расхода в первом контуре;
уменьшение давления во втором контуре;
уменьшение расхода во втором контуре;
уменьшение расхода аварийного охлаждения;
уменьшение давления аварийного охлаждения;
уменьшение уровня воды в бассейне.
Имеются следующие предупредительные сигналы:
неисправность цепей АЗ;
неисправность узкопрофильных приборов;
отказ автомата;
нет 110В на УПС;
нет 127В;
нет = 15В;
нет = 48В;
нет = 110В от выпрямителя;
нет = 110В от аккумуляторов;
верхний уровень дистиллята в бассейне;
верх 24 м3 бака;
верх 5 м3 бака;
вода в приямке I к;
вода в приямке II к;
вода в приямке задерживающей емкости;
вода в приямке теплообменников;
уменьшение расхода первого контура НОЗ;
уменьшение давления первого контура НОЗ;
уменьшение расхода второго контура НОЗ;
уменьшение расхода через фильтры очистки воды I контура;
уменьшение расхода В1;
увеличение выброса;
-остановка ВГ- вентилятора градирни;
-остановка насоса ( I контура, II контура, НОЗ );
-остановка вентилятора системы спецвентиляции В-1;
-открыт клапан № I естественной циркуляции;
-открыт клапан № 2 естественной циркуляции;
К указательным световым сигналам относятся:
защита деблокирована;
защита к взводу стержней АЗ-1,2 готова;
защита взведена;
автомат включен;
низ стержня, 1АЗ;
верх стержня 1АЗ;
движение стержня 1АЗ;
низ стержня 2АЗ;
верх стержня 2АЗ;
движение стержня 2АЗ;
низ 1КС;
низ 2КС;
низ 5КС;
низ первой подвижной камеры (2УЗС);
верх первой подвижной камеры;
движение первой подвижной камеры;
низ второй подвижной камеры;
верх второй подвижной камеры (3УЗС);
движение второй подвижной камеры;
блокировка включена (с миганием);
проверка мигания,
Аварийные и предупредительные сигналы запоминаются и сопровождаются звуковой и световой сигнализацией. Звук и мигание можно деблокировать кнопкой КСЗ, Световые аварийные сигналы можно деблокировать только после исчезновения последних кнопкой КДЗ, Световые предупредительные сигналы можно снять кнопкой КСС также только после исчезновения сигнала.