Юао – мифи

Реактор ИРТ, мощностью 2,5МВт, сооружен по типовому проекту ТП – 3304 М в 1967 году. В 1990 году на нем была закончена реконструкция СУЗ, в результате которой реактор оснащен системой “Узор”, удовлетворяющей всем современным требованиям по безопасности, а таже завершены работы по системе локализации, сбора и возврата радиоактивных протечек воды (СЛА). Реактор является гетерогенным, водяным,бассейнового типа, со стационарным потоком тепловых нейтронов максимальной плотностью 5,3 х 10 н/см с. Реактор предназначен для проведения научно – исследовательских и учебных работ по различным направлениям ядерно-физических исследований.

Основные технические характеристики реактора :

Тип и количество ТВС................................................................................................... – ИРТ –2М,3М; 20шт

Максимальный запас реактивности........................................................................... – 7,5% к/к

Количество стержней СУЗ (КС+АЗ+АР).................................................................... – 3+3+1

Расход теплоносителя в 1 контуре............................................................................... – 145 т/ч

Давление воды в 1 контуре............................................................................................ – 0 – 4 кгс/см

Температура воды на вх. Активной зоны................................................................... – 45⁰С

Количество U235 в зоне.................................................................................................. – 3,3 кг

ТОБ реактора достаточно полно соответствует предложенному Госпроматомнадзором содержанию.

В качестве исходного события для максимальной проектной аварии на реакторе принято полное оплавление одной ТВС при блокировке проходного сечения для теплоносителя. В результате аварии, при наихудшем ее протекании за 3 суток на границе СЗЗ(250м) создается интегрированная концентрация по изотопу йода –131 в 9 х 10 ки с/л, что значительно меньше уровня воздействия (4.1 х 10 ки с/л0, при котором требуется реализация мероприятий по защите населения.

В качестве максимальной запроектной аварии без объяснения ее причин, принято 3% оплавление активной зоны при ее полном обезвоживании. В результате аварии, при ее весьма консервативной оценке, доза внешнего и внутренннего облучения, в случае равномерного выброса продуктов деления в течение 3 суток составит на границе СЗЗ 4,4 бэр.

Приняв в качестве максимальной запроектной “постулированную” аварию, авторы ТОБа отказались от рассмотрения последствий внешних воздействий на реактор.

Необходимо отметить, что в ТОБе недостаточно обоснованы исходные события аварий (почему для МПА принята разгерметизация одной ТВС, какими мерами исключена возможность случайного или преднамеренного перекрытия проходного сечения целого ряда ТВС ?.).

Не приводится обоснование к принятию 3% оплавления активной зоны в случае МЗА.

Оценка программы радиационной безопасности

В соответствии с международной и отечественной практикой нормативными документами по безопасности рассматриваются две группы радиационного облучения :

• источник радиации находится под контролем и облучение ограничено нормативными величинами;

• контроль над радиоактивными источниками нарушен и облучение не может быть ограничено нормативными величинами.