- •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.
Разгерметизация фланцевого соединения радиационного контура.
Узел прохода радиационного контура (РК) через стенку бака реактора выполнен в виде фланцевого соединения с уплотнительной прокладкой из свинца. Один из фланцев узла приварен к патрубку бака реактора, второй фланец приварен к трубе Ø 76 х 3 мм, выходящей из бака реактора в помещение радиационного павильона. В первом фланце имеется кольцевая канавка под свинцовую прокладку глубиной 7 мм, шириной 23 мм, с внутренним диаметром 164 мм. На ответном фланце имеются три кольцевые концентрические зуба, которые при затяжке фланцев болтами углубляются в свинцовую прокладку. Все детали узла прохода РК, кроме прокладки, изготовлены из стали марки 12Х18Н10Т. Свинцовая прокладка в узле прохода РК стояла на реакторе в течение 10 лет с 1967 г. по 1977 год. За весь период эксплуатации не обнаружено течи воды через прокладку.
После реконструкции реактора свинцовая прокладка используется в работе уже более двадцати лет без признаков разуплотнения.
Помещение радиационного павильона облицовано нержавеющими листами, имеет сток в спецканализацию и оборудовано вытяжной спецвентиляцией. Разгерметизация фланцевого соединения, демонтаж ГА не приведут к выходу жидких радиоактивных стоков за пределы радиационного павильона.
Разгерметизация фланцевого соединения гэк-1.
Горизонтальный экспериментальный канал № 1 в отличие от остальных девяти нержавстальных каналов изготовлен из трубы, материалом которой является сплав алюминия САВ-1. Канал имеет внутренний диаметр 150 мм, толщина стенки - 5 мм. Узел прохода канала через стенку бака выполнен в виде фланцевого соединения с прокладкой из свинца.
Во фланце, приваренном к патрубку бака реактора имеется кольцевая канавка глубиной - 7 мм, шириной - 23 мм, с внутренним диаметром 207 мм. На ответном фланце, который приварен к каналу ГЭК-1 и изготовлен также из сплава САВ-1, имеются три кольцевых концентрических зуба. При затяжке фланцев болтами зубья входят в свинцовую прокладку. Как отмечено в п 4.3.11. на реакторе свинцовые прокладки в контакте с дистиллированной водой использовались в течение 25 лет. После реконструкции реактора свинцовые прокладки стоят уже более 20 лет.
Для контроля появления течи воды под фланцами установлен небольшой поддон с импульсной трубкой, которая выходит из защиты ГЭК-1 в физический зал. Появление капель воды из импульсной трубки говорит о разгерметизации фланцевого соединения.
К биологической защите ГЭК-1 в физическом зале смонтирован поддон системы сбора и возврата протечек в бак через душирующее устройство на активную зону.
Поэтому в случае сильной течи из ГЭК-1 в работу включается указанная система. Кроме того, экспериментальное устройство ГЭК-1 имеет поддон высотой 1300 мм над уровнем пола экспериментального зала, что предотвратит оголение активной зоны в случае разрыва ГЭК-1.
Падение груза на настил бассейна реактора.
Настил бассейна реактора изготовлен из оргстекла толщиной 15 мм. Листы оргстекла закреплены на металлической раме. Настил закрывает бак реактора сверху, препятствуя выходу радиоактивных газов в экспериментальный зал. Из-под настила производится отсос воздуха системой спецвентиляции через фильтры с активированным углем и выбросом воздуха в вентрубу высотой 40 м. В верхней части бака над активной зоной установлена площадка СУЗ, которая представляет собой конструкцию, изготовленную из швеллеров высотой 160 мм, Сверху и снизу к швеллерам болтами крепятся нержавстальные листы толщиной 10 мм. Швеллера изготовлены из полос нержавеющей стали: ребра толщиной 20 мм, полка толщиной 10 мм, скрепленных сваркой. В конструкции площадки швеллера установлены по периметру и два швеллера установлены по центру на расстоянии 400 мм друг от друга.
Тросики стержней СУЗ проходят внутри конструкции площадки на расстоянии 100 мм от нижней облицовки и на 40 мм от верхней облицовки. При падении самого тяжелого груза - пятитонного контейнера с максимальной высоты 50 см над площадкой удар примут на себя швеллера конструкции и листы перекрытия. Тросики не прогнутся.
Канал для прохода тросиков СУЗ к приводам в массиве биологической защиты реактора перекрыт плитой из алюминиевого сплава толщиной 20 мм. Зазор между тросиками и плитой 40 мм, между тросиками и дном канала 200 мм. Для устранения прогиба тросиков при падении груза на плиту по согласованию с главным конструктором (исх. № 060-04/2471 от 27.03.91 г.) и научным руководителем под тросики в канал установлена жёсткая металлическая рама, сваренная из швеллера высотой 150 мм. Рама перекрыта плитой и испытана на прочность под нагрузкой 5 т – контейнера. Зазор между тросиками и рамой составляет от 10 до 35 мм.
Перегрузка ТВС из бака реактора в шахту-хранилище производится с помощью свинцового контейнера весом 5 т. Контейнер устанавливается в специальные гнезда над перегрузочными каналами. Транспортировка контейнера над настилом невозможна из-за ограждения вокруг бака. Только из-за грубейшей ошибки крановщика, совпадающей с отказом в системе управления краном, может возникнуть аварийная ситуация, приводящая к падению 5т - контейнера на настил бака. В данном случае настил из оргстекла вместе с контейнером обрушится в бак реактора. Наихудшим последствием этой аварии может быть разгерметизация экспериментального канала ГЭК-1. Авария, связанная с разгерметизацией ГЭК, описана в п. 4.4.1. Поскольку перегрузочные работы проводятся на остановленном реакторе с активной зоной в разотравленном состоянии (через трое суток после остановки реактора), расплавление твэлов не произойдет даже при оголении активной зоны и совпадающим при этом отказе в работе системы сбора и возврата протечек в бак через душирующее устройство.