Справка

Ядерные реакторы, критические и подкритические стенды, принципиально отличаются с точки зрения их потенциальной опасности для населения.

В критических и подкритических стендах содержится необлученное ядерное топливо, в котором даже в случае возникновения неуправляемой цепной реакции количество продуктов радиоактивного распада достаточно невелико и не содержит потенциальной опасности для населения. Это свойство определяется требованиями правил к конструкции таких стендов.

Общие данные реакторов:

РНЦ «Курчатовский институт» : ИР –8 исследовательский, пучковый, мощностью 8000кВт;

Гидра – испытательный, растворный, мощностью 25 кВт;

Гамма – испытательный, мощностью 125 кВт ;

Ф –1 – исследовательский, мощностью 24 кВт;

Аргус – исследовательский, растворный, мощностью 25 кВт;

ОР – исследовательский с широким пучком, мощностью 300кВт

(среднегодовой мощностью до 30 кВт);

Мр – исследовательский, петлевой, мощностью 40000 кВт.

Научно – исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ):

ИР –50 – исследовательский, пучковый, мощностью 50 кВт;

Московский инженерно – физический институт (МИФИ) :

ИРТ – исследовательский, пучковый, мощностью 2500 кВт;

Технический отчет :«Результаты экспертизы документации по безопасности и мероприятий по обеспечению безопасности при ядерных и радиационных инциндентах на исследовательских ядерных реакторах (ИЯР), расположенных в г. Москве».

СЗАО – РНЦ «Курчатовский институт»

Реактор ИР – 8

Реактор ИР – 8 – исследовательский, пучковый реактор бассейнового типа, тепловой мощностью 8.000кВт (8МВт), эксплуатируется с 1965 года. В 1981году не реакторе проведена его полная реконструкция, не затронувшая только теплообменники и часть трубопроводов первого контура. Реактор относится к классу бассейновых типа ИРТ и является самым мощным реактором данного типа в стране.Основное назначение реактора –проведение ядерно-физических исследований и производство изотопов для медицины. Особенностью данного реактора являетсяприменение для охлаждения активной зоны вертикально расположенного эжектора.

Основные технические характеристики

Тип и количество ТВС....................................................................................................... – ИРТ – 3М, 16шт(UO в алюминии)

Максимальный запас реактивности............................................................................... – 22,4% к/к

Количество стержней СУЗ (РР + АЗ + АР)......................................................................– 10 + 2 + 1

Расход теплоносителя..........................................................................................................– 780 т/ч

Давление воды в 1 контуре................................................................................................ – до 4 атм.

Температура воды на вх/вых активной зоны................................................................ – 47,5⁰C/67 ⁰ С

Количество U 235 в активной зоне................................................................................... – 4,37 кг

В рассмотренном Техническом обосновании безопасности (ТОБ) за максимальную проектную аварию принята авария, связанная с прекращением циркуляции теплоносителя через одну ТВС вследствие блокировки посторонним предметом, в результате которой дозы внешнего облучения от облака щитовидной железы, существенно меньше, среднегодовой дозы фонового облучения людей и составляет ~ 90 мбэр.

В качестве максимальной запроектной аварии принято осушение активной зоны вследствие разгерметизации горизонтального экспериментального канала. Утверждается, что в результате такой аварии разгерметизации ТВС не произойдет. Аварии связанные с внешним воздействием на реактор в ТОБе не рассмотрены.

Эксперименты, проведенные на реакторе показали возможность нормального расхолаживания активной зоны реактора в аварийной ситуации, полного обесточивания реактора.

Техническое обоснование безопасности (ТОБ) реактора составлено в целом достаточно полно, с подробным описанием устройства реактора, его систем, пределов и условий эксплуатации, однако ТОБ имеет следующие недостатки требующие его доработки : не согласован с органами надзора и головными специализированными организациями по проектированию ИР; не рассмотрены последствия аварий, связанных с внешними воздействиями на реактор; не представлено расчетное обоснование

и заключение специализированной организации о сейсмостойкости здания; не обоснована эффективность аварийной душирующей системы охлаждения активной зоны в случае аварии с потерей теплоносителя и одновременном отказе городского водопровода; санитарно-защитная зона не согласована с ЗГУ при Минздраве и Госстрое; не выполнено требование п.58 СП-ИР о системе очистки стоков – трубопроводы спецканализации и баки отстойники не оборудованы устройствами, позволяющими обнаружить утечки; не обоснована радиационная безопасность в случае переполнения баков спецканализации в реультате аварии с осушением бака реактора.

Среди имеющихся на реакторе недостатков в его техническом состоянии особое беспокойство вызывает работоспособность душирующего устройства, т.к. экспериментально не подтверждена эффективность системы, сборные емкости 2 х 50м не обеспечивают сбор теплоносителя при разгерметизации ГЭК из-за отсутствия соответствующих трапов.

Реактор «Гидра»

Реактор «Гидра» – сооружен в 1972 году, относится к классу импульсных, самогасящихся, растворных реакторов. Мощность в импульсе до 30 Мдж. В качестве топливного раствора применен уранил –сульфат 90%-го обогащения. Флюенс потока нейтронов за импульс – до 1,8 х 10 н / см. Основное назначение реактора – проведение с его помощью эксперимен – тов по радиационному материаловедению и исследование свойств реакторов подобного класса.Конструктивно реактор представляет собой герметичную, цилиндрическую емкость из нержавеющей стали (диаметром 452мм, толщиной стенки 30мм). Емкость рассчитана на давление 200 кгс/см. Реактор размещен в отсеке 3м х 3м х 4м с биологической защитой из бетона. Частота работы реактора выбрана с условием, чтобы не требовалось какого-либо принудительного охлаждения.

Основные характеристики реактора :

Концентрация U235 в растворе............................................................................... – 80 г/л

Количество U 235....................................................................................................... – 1800 г

Максимальный запас реактивности...................................................................... – 6 эф

Количество стержней СУЗ (ПУ + КО).................................................................... – 1 + 4

Максимальное давление в корпусе......................................................................... – до 40кгс/см

В Техническом обосновании безопасности (ТОБ) обоснована ядерная безопасность реактора при возможных аварийных ситуациях, связанных с неисправностями оборудования, ошибками персонала, внешними воздействиями. Результаты обоснования подтверждены исследованиями, выполненными непосредственно на реакторе. Из-за низкой среднесуточной мощности (3квт/сутки) и достаточного запаса реактивности перегрузочные работы на реакторе могут выполняться 1 раз в 10лет. Малая степень выгорания топлива обеспечивает необходимый уровень радиационной безопасности при возможных авариях с утечками уранил-сульфата. Режим самогасящей вспышки делает реактор независимым от неисправностей в системе его управления и защиты(СУЗ).Основной технической особенностью данного типа реактора, в противоположность реакторам стационарной мощности является обеспечение большой скорости ввода положительной реактивности. В данном случае она вводится пусковым устройством, рабочим органом которого является пусковой стержень.

В качестве максимальной проектной аварии реактора в ТОБе рассмотрено невозвращение рабочих органов СУЗ в активную зону. В результате – после вспышки от проектной величины мощность реактора стабилизируется на уровне десятков киловатт и зависит от наличия внешнего охлаждения. Герметичность корпуса реактора обеспечивает отсутствие выбросов радиоактивных продуктов деления.

В качестве максимальной запроектной аварии (МЗА) рассмотрена максимальная проектная авария сопровождающаяся разгерметизацией корпуса реактора. Показано, что активность смеси продуктов деления обусловлена в основном радиоактивными благородными газами и в существенно меньшей степени радиоактивными галогенами. Во всех случаях протекания аварии максимальная доза в приземном слое атмосферы за счет выброса не превышает предельно-допустимого значения, определенного ё в ПДВ-83. МЗА характеризуется в ТОБе как инциндент с локальным загрязнением производственных помереактора без превышения предельно-допустимого уровня загрязнения окружающей среды.

К недостаткам ТОБ необходимо отнести : Краткое изложение обоснования, без должного объема описания систем реак – тора, расчетных и иллюстрирующих материалов; отсутствие согласования ТОБ (рассмотрен только руководством института)

с надзорными органами; отсутствие обоснования безопасности при воздействии на реакторах высоких температур (при пожарах) и низких температур (при стихийных явлениях); не учтены требования, рекомендованные “Правилами АЭС” (ПН

АЭ Г – 7 – 008 – 89) для ИЯР; отсутствие обоснованного срока службы основного оборудования реактора; отсутствие конкретных результатов, характеризующих и подтверждающих выводы о радиационной безопасности реактора при рассмотренных авариях.