- •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.
3.2.3.2. Система управления
Рабочие органы СУЗ.
В качестве рабочих органов СУЗ используются 9стержней:
- один стержень автоматического регулирования (АР);
- шесть стержней компенсации (КС);
- два стержня аварийной защиты (АЗ).
Все стержни АЗ и КС расположены в активной зоне внутри б-ти трубных ТВС типа ИРТ-3М (рис.12). Стержень АР расположен в сменном бериллиевом блоке. Стержни КС объединены в группы по два стержня в каждой (всего 3 группы). Каждая группа имеет свой привод.
В качестве поглотителя во всех стержнях используются таблетки карбида бора, которые заключены в герметичный чехол из нержавеющей стали диаметром 23х1 мм. Диаметр таблеток у всех стержней одинаков и равен 21 мм. Длина поглотителя составляет 600 мы. Каждый стержень (кроме АР) ниже поглотителя имеет алюминиевый вытеснитель.
Внутренний диаметр канала, в котором устанавливается стержень, равен 26 мм. Рабочий ход каждого стержня, кроме АР (у которого он ограничен до 30 см), равен 60 см. Скорость перемещения стержней при взводе: стержней КС-1,2÷2,0 мм/с; АР-15мм/с (в ручном режиме) и 40 мм/с в автоматическом режиме при максимальном разбалансе.
Для исключения возможности управления реактором другим лицом, кроме начальника смены, в схему взвода стержней АЗ и КС введен замок управления с ключом (автомобильный замок зажигания). Контакты замка заведены в блоки управления приводами стержней СУЗ. Замыкание контактов готовности к взводу производится ключом, вставленным в замок.
Взвод групп стержней КС производится поочередно, "шагами ". За один "шаг" любая группа КС поднимается на 0,5 см.
Введенная максимальная реактивность за один "шаг" не более 0,2эф. Эффективность рабочих органов СУЗ и скорость увеличения реактивности при их извлечения составляют соответственно:
КС-1 - 3,3эф и 0,035эф/с;
КС-2 - 4,35эф и 0,035эф /с;
КС-3 - 4,6эф и 0,05эф /с;
АР - 0,45эф и 0,05эф /с.
При опускании группы стержней в нижнее положение система шагового перемещения отключается и они движутся с постоянной скоростью-2,0 мм/с. (При нажатии кнопки КАЗ или КАС, а также по сигналу аварийной защиты стержни АР и КС ускоренно погружаются в зону за 16 с.
Исходя из эффективности стержней и скорости увеличения реактивности при их извлечении, получается, что время полного извлечения стержней КС-1 или КС-2 составляет 130 с, а КС-3 – 155 с. Это почти на порядок больше, чем время ускоренного погружения КС при срабатывании аварийной защиты, равное 16 с. Аварийная ситуация, связанная с самопроизвольным извлечением органов регулирования рассмотрена в п. 4.3.2
Заклинивание рабочих органов СУЗ исключается следующими техническими средствами:
каналы под стержни СУЗ мокрые и выполнены на всю высоту бака реактора от нижней решетки до кронштейнов крепления, которые установлены над водой бассейна. Этим исключается возможность прикосновения к тросикам штангами во время перегрузочных работ и попадание посторонних предметов в пространство между каналом и стержнем. Сверху отверстия каналов закрыты нержавеющими плитами;
тросики к сервоприводам проходят под настилом верхней площадки реактора. Это исключает к ним доступ и случайное прикосновение во время работы и стоянки реактора. Зазор между тросиками и настилом составляет 40 мм до верхнего настила и 100 мм до нижних облицовочных плит;
повороты тросиков выполнены через блочки с колесиками на подшипниках качения. Это уменьшает трение при вращении блоков. Пазы на колесиках исключают сход тросика с них;
искривление каналов и стержней СУЗ не допускается ОТК завода-изготовителя и контролем при монтаже;
максимальный диаметр стержня СУЗ - 23,4 мм, минимальный внутренний диаметр канала - 26 мм. Таким образом, зазор между стержнем и каналом составляет не менее 1,3 мм;
соединения между составными частями стержня выполнены в виде шарниров;
между поглощающим элементом и вытеснителем шаровое шарнирное соединение;
между поглощающим элементом и верхним наконечником шарнирное соединение.
Завод изготовитель предъявляет высокие требования к чистоте обработки и шероховатости поверхностей стержней, внутренней поверхности каналов и шарнирных соединений:
в процессе эксплуатации проверяется ход стержней еженедельно перед пуском реактора;
состояние стержней СУЗ проверяется по " Методике осмотр и определения технического состояния поглощающих стержней СУЗ реактора ИРТ-Т", согласованной с заводом-изготовителем стержней.
При эксплуатации реактора в течение 25 лет не было ни одного случая заклинивания стержней СУЗ.
Приводы рабочих органов СУЗ.
У стержней КС используется привод с двигателем МИ-12Ф.
На обмотку возбуждения двигателя МИ-12Ф подается постоянный ток напряжением 110В, на якорь двигателя подается напряжение 15В. В аварийном режиме (при срабатывании АЗ и погружении стержней в зону) на якорь подается 110В.
У стержня АР привод с двигателем МИ12, шпунтовая обмотка которого питается постоянным током напряжением 110В. Напряжение, подаваемое на обмотку якоря, зависит от выходного напряжения устройства автоматического регулирования БАР.
Приводы всех стержней имеют конечные (верхние и нижние) выключатели, срабатывающие при вращении барабана, на который намотан трос, соединенный со стержнем.
Соединение троса с барабаном привода жесткое.
Контроль положения рабочих органов СУЗ.
Положение стержней КС и АР - контролируется указателями конечных и промежуточных положений.
Указатели конечных положений всех стержней (КС и АР) включаются и выключаются конечными выключателями соответствующего привода. Промежуточное положение КС и АР контролируется с помощью встроенного в привод сельсин - датчика типа БД404 и сельсин - приемника типа УП-2, установленного на пульте оператора.
Система автоматического регулирования уровня мощности.
Автоматическое поддержание заданного уровня мощности осуществляется с помощью блока БАР в диапазоне от 1·10-4 N ном до N ном. В этом диапазоне точность поддержания мощности не хуже, чем ± 1%. Максимальная скорость ввода положительной реактивности при работе АР в автоматическом режиме составляет 0,05 эф/с. БАР в диапазоне от 1·10-3 N ном до N ном позволяет производить автоматический переход с одного уровня мощности на другой (как в сторону увеличения мощности так и её уменьшения). Период увеличения мощности при этом составляет 30 с.
Канал автоматического регулирования обеспечивает автопуск реактора из подкритического состояния до 10-4 N ном ÷ N ном.
Автопуск осуществляется с периодом увеличения мощности, равном 30 с, от канала 2УЗС.
Рабочим органом в системе автоматического регулирования мощности является стержень АР, ход которого ограничен в пределах 30 см (линейная часть стержня) концевыми выключателями. При достижении стержня АР одного из конечных положений (верхнего или нижнего) включается на перемещение одна из групп стержней КС. При автопуске реактора первой извлекается группа стержней КС-5. Если группа КС-5 извлечется полностью, то начинается "шаговый" поочередный подъем групп стержней КС-1 и КС-2 до достижения критического состояния.