Реактор «Гамма»

Реактор «Гамма», тепловой мощностью 125 кВт, введен в эксплуатацию в 1981году, как прототип установки специального назначения, служащей источником электроэнергии мощностью несколько десятков кВт. Отличительными особенностями реактора, вытекающими из его назначения являются :саморегулирование (что дает возможность эксплуатировать без оператора), система охлаждения на основе естественной циркуляции теплоносителя, термоэлектрический метод преобразования энергии, одноразовая загрузка активной зоны на весь период эксплуатации, трехконтурная схема передачи тепла от активной зоны к охлаждающей технической воде.

Конструктивно реактор представляет собой основной корпус диаметром 660мм и толщиной стенки 45мм, помещенный в кессон высотой 3800мм, который находится в воде бассейна размерами 4,6 х 4,6 х 7м. Изнутри бассейн облицован нержавеющей сталью. Вода бассейна охлаждается с помощью двух теплообменников технической водой.

Основные технические характеристики реактора

Тип и количество ТВС............................................................................................ .......... – ТВЭЛ ледоколов, 69 сборок

Максимальный запас реактивности............................................................................... – 2,0 эф

Количество стержней СУЗ................................................................................................. – 33

Расход теплоносителя через активную зону................................................................... – 3 т/час

Избыточное давление воды в контурах 1/2/3.................................................................. – 20/0/4 кгс/см

Температура воды на вх/вых активной зоны................................................................. – 180⁰С/190⁰С

В рассмотренном ТОБ за исходное событие максимальной проектной аварии принята разгерметизация первого контура реактора непосредственно в центральный зал (при отсутствии воды в бассейне). Ссылаясь на расчеты, сделанные в соответствующем отчете ИАЭ утверждается, что разгерметизация ТВС в этом случае не произойдет. Избыточное давление в Центральном зале за счет выброса около 100кг теплоносителя поднимается до 0,12 кгс/см.

Активность основных радионуклидов в воздухе зала составит :

Йод – 131................................................ – 1,1 х 10 ки

Стронций – 90 и Цезий –137............... – 1,6 х 10 ки

Принимая, что примерно 10% этой активности через существующие неплотности в герметизации зала попадет в атмосферу (степень негерметичности оценена экспериментально), утверждается (со ссылкой на расчет), что в 50 м от здания реактора ингаляционная доза внутреннего облучения лиц составит 2,5 мбэр, т.е. существенно ниже величины, регламентированной НРБ.

В качестве максимальной проектной аварии в ТОБе принята аврия с подъемом и зависанием всех органов СУЗ. Вследствие конструктивного упора на решетке компенсирующей группы, ее подъем от положения критического состояния

составит всего 11,5 мм ( ~ 0,01 эф ), что приведет к повышению мощности реактора до 134 МВт и давления до 64 кгс/см, что не приведет к каким – либо последствиям, т.к. данные параметры примерно в 2 раза ниже проектных.

Учитывая, что в районе ИАЭ взрывоопасные объекты отсутствуют, а пролет воздушных судов над территорией ИАЭ запрещен, авторы ТОБ отказались от рассмотрения последствий внешних воздействий на реактор. В целом, объем, содержание и полнота изложения материалов ТОБ, включая перечень рассмотренных аварий, можно признать удовлетворяющим уровню требований к таким докуиентам. Качество рассмотрения аварийных процессов и правильность выводов авторов можно оценить только при детальной экспертизе всех отчетов, на которые делаются ссылки в ТОБ. Необходимо отметить, что ТОБ утв.

руководством института только 29.12.90г. и пройти запланированное согласование с ГСПИ и ГУБ ЧС Минатомэнергопрома СССР не успел.

Необходимо отметить, что организация работ в гермозоне, отсутствие проектных требований к степени ее герметичности не исключают возможности поступления в атмосферу 100% (а не 10%) выбросов при разгерметизации 1 контура реактора.