- •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.
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Утверждаю
Директор ГНУ «НИИ ЯФ
при ТПУ»
__________А.И.РЯБЧИКОВ
«____» _________2004 г.
ОТЧЕТ
ПО ОБОСНОВАНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИРТ-Т,
№ 32-3А.
г. Томск
СОДЕРЖАНИЕ:
|
Стр |
|
|---|---|---|
1. |
Характеристика района и площадки исследовательского реактора |
6 |
1.1. |
Историческая справка |
6 |
1.2. |
Головные организации при сооружении ИРТ-Т |
6 |
1.3. |
Характеристика площадки |
6 |
1.3.1. |
География и демография |
6 |
1.3.2. |
Метеорология |
8 |
1.3.3. |
Инженерно-геологические и гидрологические условия площадки |
8 |
1.3.4. |
Сейсмичность площадки реактора |
9 |
1.3.5. |
Влияние на безопасность ИР явлений природного и техногенного характера |
9 |
1.3.6. |
Здания и сооружения, размещенные на территории площадки реактора |
10 |
1.3.7. |
Радиационная нагрузка персонала и населения в окрестности в нормальных условиях |
10 |
2. |
Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов ИР |
13 |
2.1. |
Основные принципы и критерии безопасности |
13 |
2.2. |
Технические мероприятия по обеспечению безопасности |
13 |
2.2.1. |
Перечень контролируемых параметров |
14 |
2.2.2. |
Контроль качества при изготовлении и монтаже наиболее важных узлов и устройств реактора |
14 |
2.2.3. |
Периодическая проверка работоспособности систем и устройств реактора |
14 |
3. |
Описание конструкции и характеристик ИР, его систем и оборудования |
16 |
3.1. |
Общее описание реактора |
16 |
3.1.1. |
Тип и назначение реактора, его основные параметры |
16 |
3.1.2. |
Здание и оборудование реактора |
17 |
3.1.3 |
Классификация систем и элементов реактора |
32 |
3.1.4. |
Системы и элементы нормальной эксплуатации ИР |
32 |
3.1.5. |
Системы и элементы безопасности реактора |
33 |
3.1.6. |
Перечень оборудования и трубопроводов ИР ИРТ-Т с подразделением их на классы безопасности и группы согласно НП-033-01 |
35 |
3.1.7. |
Номенклатура оборудования и трубопроводов ИР ИРТ-Т, подлежащих регистрации в Госатомнадзоре РФ |
38 |
3.2. |
Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности |
38 |
3.2.1. |
Активная зона и отражатель |
38 |
3.2.1.1. |
Характеристики ядерного топлива |
39 |
3.2.1.2. |
Нейтронно-физические характеристики реактора |
47 |
3.2.1.3. |
Теплогидравлические характеристики реактора |
68 |
3.2.2. |
Система охлаждения реактора |
77 |
3.2.2.1. |
Первый контур |
77 |
3.2.2.2. |
Второй контур |
81 |
3.2.2.3. |
Система водоподготовки и снабжения реактора обессоленной водой |
81 |
3.2.2.4. |
Система очистки воды первого контура |
83 |
3.2.2.5. |
Система охлаждения биологической защиты |
86 |
3.2.3. |
Система контроля и управления |
87 |
3.2.3.1. |
Система контроля мощности |
87 |
3.2.3.2. |
Система управления |
90 |
3.2.3.3. |
Система контроля технологических параметров |
93 |
3.2.3.4. |
Система радиационного дозиметрического контроля |
97 |
3.2.4. |
Биологическая защита |
100 |
3.2.5. |
Экспериментальное оборудование и устройства |
101 |
3.2.6. |
Система перегрузки топлива |
104 |
3.2.7. |
Система электроснабжения |
106 |
3.2.8. |
Система вентиляции |
110 |
3.2.9. |
Спецканализация и очистка сбросных вод |
110 |
3.2.10. |
Водоснабжение ИР и экспериментальных устройств |
112 |
3.2.11. |
Оборудование для хранения топлива |
113 |
3.2.12. |
Оборудование для хранения радиоактивных отходов |
119 |
3.3. |
Система безопасности |
120 |
3.3.1. |
Защитные системы безопасности |
120 |
3.3.1.1. |
Аварийная защита реактора |
120 |
3.3.1.2. |
Система аварийного охлаждения |
120 |
3.3.1.3. |
Система пожаротушения |
122 |
3.3.2. |
Управляющие системы безопасности |
123 |
3.3.2.1. |
Аппаратура каналов защиты по превышению уровня и скорости изменения плотности нейтронного потока (мощности) реактора |
123 |
3.3.2.2. |
Приборы контроля технологических параметров |
124 |
3.3.2.3. |
Система логики СУЗ (система блокировок) |
127 |
3.3.3. |
Локализирующие системы безопасности |
128 |
3.3.3.1. |
Система спецканализации |
128 |
3.3.3.2. |
Система очистки воды первого контура охлаждения |
128 |
3.3.3.3. |
Система спецвентиляции |
130 |
3.3.4. |
Обеспечивающие системы |
133 |
3.3.4.1. |
Система аварийного электроснабжения |
133 |
3.3.4.2. |
Система аварийного водоснабжения |
133 |
4. |
Анализ безопасности |
134 |
4.1. |
Критерии и принципы безопасности ИР |
134 |
4.2. |
Перечень исходных событий аварий |
134 |
4.3. |
Анализ отдельных исходных событий проектных аварий |
135 |
4.3.1. |
Анализ последствий аварийной ситуации, возникшей при остановке насосов первого контура |
135 |
4.3.2. |
Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением органов регулирования |
140 |
4.3.3. |
Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ |
138 |
4.3.4. |
Разрыв горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭКов) реактора |
143 |
4.3.5. |
Разрыв трубопроводов первого контура системы теплоотвода от реактора |
148 |
4.3.6 |
Нарушение герметичности тепловыделяющего элемента |
165 |
4.3.7. |
Заклинивание рабочих органов СУЗ |
166 |
4.3.8. |
Блокировка расхода теплоносителя через ТВС |
167 |
4.3.9. |
Разгерметизация перегородок между верхней и нижней полостями бака ИР |
168 |
4.3.10. |
Разгерметизация генератора активности радиационного контура |
170 |
4.3.11. |
Разгерметизация фланцевого соединения радиационного контура |
171 |
4.3.12. |
Разгерметизация фланцевого соединения ГЭК-1 |
171 |
4.3.13. |
Падение груза на настил |
172 |
4.3.14. |
Пожар в пультовой реактора |
173 |
4.3.15. |
Разрушение опорной решетки активной зоны |
176 |
4.3.16. |
Отключение второго контура охлаждения |
177 |
4.4. |
Анализ отдельных исходных событий запроектных аварий |
178 |
4.4.1. |
Разрыв касательного ГЭК-1 диаметром 150 мм |
178 |
4.4.2. |
Оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны реактора |
186 |
4.4.3. |
Анализ безопасности ИР при потере внешних и внутренних источников электроэнергии |
187 |
4.4.4. |
Анализ последствий аварийной ситуации, возникшей при остановке насосов I контура с наложением полного отказа аварийной защиты |
192 |
4.4.5. |
Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением стержня автоматического регулирования при полном отказе аварийной защиты |
197 |
4.4.6. |
Анализ последствий запроектной аварии, вызванной незапланирован-ным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ, с наложением отказа аварийной защиты |
200 |
4.5. |
Анализ ответов СУЗ на возможные неисправности |
203 |
4.5.1. |
Структурная схема СУЗ |
203 |
4.5.2. |
Анализ отказов в СУЗ по основным функциям системы |
206 |
4.5.3. |
Анализ отказов в СУЗ по функциям АЗ |
207 |
4.5.4. |
Отказы в системе автоматического регулирования мощности |
208 |
4.5.5. |
Влияние отказов в источниках питания СУЗ |
209 |
4.5.6. |
Влияние единичных отказов в логических и исполнительных цепях СУЗ |
212 |
4.5.7. |
Влияние отказов в длинных линиях по общей причине на ответы в аппаратуре СУЗ |
215 |
5. |
Организация эксплуатации. Ввод в эксплуатацию ИР |
221 |
5.1. |
Основные документы, регламентирующие эксплуатацию ИР |
221 |
5.2. |
Ремонтные и перегрузочные работы |
222 |
5.2.1. |
Регламент проведения ремонтных работ |
222 |
5.2.2. |
Перечень подлежащих проверке узлов, систем и оборудования, обеспечивающих ядерную безопасность реактора |
223 |
5.2.3. |
Регламент проведения перегрузочных работ |
225 |
5.3. |
Загрузка новой активной зоны |
228 |
5.3.1. |
Физический пуск ИР |
228 |
5.3.2. |
Энергетический пуск ИР |
230 |
6. |
Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации |
232 |
7. |
Условия безопасной эксплуатации. Поддержание условия безопасной эксплуатации |
235 |
7.1. |
Планово-профилактические работы, контроль металла, техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов ИР ИРТ-Т |
235 |
7.2. |
Госповерка приборов СУЗ и КИП, испытание и проверка функционирования системы безопасности |
235 |
7.3. |
Внесение изменений в конструкцию систем и элементов Изменение пределов и условий безопасной эксплуатации ИР |
235 |
7.4. |
Проведение ядерно-опасных и исследовательских работ на ИР |
236 |
7.5 |
Перечень отступлений от нормативных документов |
236 |
8. |
Радиационная безопасность. Система радиационного контроля на ИР |
246 |
9. |
Учет и контроль ядерных материалов |
247 |
9.1. |
Нормативные документы по учету и контролю ЯМ |
247 |
9.2. |
Описание системы учета и контроля ЯМ |
247 |
9.3. |
Ответственность за учет и контроль ЯМ, проведение физической инвентаризации |
248 |
10. |
Безопасность при обращении и транспортировании радиоактивных отходов |
249 |
11. |
Физическая защита. Меры по охране ИР |
250 |
11.1. |
Инженерно-технические средства физической защиты ИР |
250 |
11.2. |
Организационные мероприятия по физической защите ИР |
251 |
12. |
Мероприятия на случай аварии на ИР. Противопожарная защита |
253 |
13. |
Обеспечение качества |
264 |
14. |
Вывод ИР из эксплуатации |
273 |
15. |
Перечень нормативной документации, требования которой распространяются на ИР |
275 |