- •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.
3.2.4. Биологическая защита
Биологическая зашита реактора на уровне активной зоны в радиальном направлении включает в себя:
бериллий - 69 мм (со стороны ВТС - 596 мм);
воду - 600 мм;
тяжелый бетон с плотностью 6,5 и 5,2 т/м3 - 1800 мм.
Сверху над активной зоной защита обеспечивается слоем воды высотой 6200 мм.
Снизу под активной зоной защитой служит слой воды толщиной 500 мм и стальные плиты общей толщиной 60 мм.
Верхняя часть (выше активной зоны) биологической зашиты
выполнена из обычного бетона плотностью 2,3т/м3.
Основное технологическое оборудование реактора - трубопроводы, насосы первого контура, теплообменники, задерживающая ёмкость, фильтры очистки воды I контура, фильтры воздухоочистки системы спецвентиляции размещены в подвальных помещениях, имеющих перекрытия из тяжелого бетона толщиной до 600 мм.
Шахта-хранилище отработавших ТВС заглублена до отметки -1,72 м, имеет боковую защиту из тяжелого бетона. Сверху над ТВС находится слой воды 5500 мм, надежно защищающий персонал от гамма-излучения.
3.2.5. Экспериментальное оборудование и устройства
Экспериментальные устройства реактора обеспечивают проведение широкого круга исследований.
Реактор имеет 10 горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК) для вывода пучков нейтронов (рис. 4), 9 из которых приварены к стенке бака реактора.
8 ГЭК-ов имеют внутренний диаметр 100 мм, два ГЭКа касательных имеют внутренний диаметр 150 мм. Касательный канал ГЭК-4 проходит через весь бак и имеет два выхода: в физический зал и радиационный павильон. Касательный канал ГЭК-Т имеет один выход. Горизонтальные каналы с внутренним диаметром 100 мм изготовлены из нержавстальных труб с толщиной стенки 4 мм. Концы каналов проточены до толщины 2 мм. Донышки ГЭКов имеют толщину 2 мм. Касательный канал ГЭК- 4 имеет толщину стенок 5 мм.
В районе активной зоны реактора ГЭК-4 проточен до толщины 2,5 мм. Канал ГЭК- 4 изготовлен из двух частей с сильфоном между ними для компенсации температурного расширения.
Касательный канал ГЭК-Т изготовлен из трубы Ø 150 х 5 мм, материалом которой является сплав алюминия САВ-1. ГЭК-1 имеет с наружной стороны фланец, который крепится к ответному фланцу с патрубком, приваренному к стенке бака реактора.
Между фланцами установлена свинцовая прокладка. Опыт эксплуатации свинцовых прокладок в проходке через стенку бака в течение 10 лет до реконструкции реактора и 7 лет после реконструкции подтвердил их надежность. Под фланцевым соединением ГЭК-1 установлен поддон с выводом трубки от него в физический зал для обнаружения течи воды.
Со стороны радиационного павильона в бак вварен патрубок с фланцем для прохода трубы от генератора активности радиационного контура. Основной и ответный фланец изготовлены из нержавеющей стали. Прокладка между фланцами изготовлена из свинца.
Зазоры между торцами ГЭКов и корпусом активной зоны реактора равны 3 ± 0,5 мм.
Максимальное значение плотности потока быстрых нейтронов (Е> 0,821 МэВ) на торце ГЭК равно 1, 81012 н./см2. с. МВт.
ГЭКи со стороны физического зала перекрываются шиберами, обеспечивающими биологически защиту от нейтронного и гемма-излучения. Управление шиберами производится с пультов, установленных в соответствующих секторах физического зала.
Горизонтальные каналы № 3, 5, 8 оборудованы пневмотранспортными устройствами, позволяющими облучать образцы в пеналах, подаваемых на позицию облучения (в ГЭКи) из экспериментальных установок, находящихся в смежных с физическим залом лабораториях.
Проекты "пневмопочт" прошли техническую экспертизу у главного конструктора и научного руководителя, согласованы этими головными организациями.
ГЭК-9 оборудован "холодной петлей", позволяющей облучать изделия при температуре 85К. Экспертиза проекта холодной петли проведена, главным конструктором. Проект согласован с научным руководителем, главным конструктором.
В ГЭК-4 производится облучение кремниевых слитков (легирование кремния). Проект экспериментальной установки согласован головными организациями.
Загрузка облучаемых образцов в ГЭК-4 практически не влияет на реактивность реактора. Экспериментально при загрузке в ГЭК образца с бором был определен следующий эффект реактивности:
- загрузке в ГЭК образца вводит отрицательную реактивность.
- выгрузка образца из ГЭК вводит положительную реактивность 0,015эфф
Для облучения изделий в пределах корпуса активной зоны установлены три канала наружным диаметром 44 мм в центральные бериллиевые блоки. Из них два канала сухие, изогнутые для исключения прямого прострела гамма нейтронного излучения. Один канал прямой с водой. Каналы изготовлены из труб, материал - сплав алюминия АД-1.
Загрузка экспериментального образца (горной породы) в центральный сухой канал вводит отрицательную реактивность 0,04 эфф выгрузка образца вводит положительную реактивность 0,04эфф.
Облучение в ЦЭКах изделий в кадмиевом чехле не допускается, в виду расплавления кадмия от радиационного разогрева.
Установка в центральный бериллиевый блок сухого экспериментального канала вводит положительную реактивность 0,42эфф. Заполнение канала водой вводит отрицательную реактивность 0,42эфф.
В принципе, в пределах корпуса активной зоны могут быть установлены:
- еще 1 канал диаметром 44 мм в центральный бериллиевый блок;
- экспериментальные каналы или ампулы наружным диаметром 96 или 44 мм в бериллиевые блоки отражателя.
Экспериментально проведенная загрузка образца (арсенида галлия в канал наружным диаметром 96 мм, установленный в бериллиевый отражатель активной зоны) показала следующее:
- загрузка образца вводит отрицательную реактивность 0,089эфф;
- выгрузка образца вводит положительную реактивность 0,089эфф.
Перечисленные выше экспериментальные устройства не приводят к возникновению локальных критических масс и к перекосам полей энерговыделения:, которые могут привести к повреждению твэлов реактора.
Для облучения за пределами корпуса активной зоны (в водном отражателе) установлены вертикальные каналы (ВЭКи) из сплава алюминия АД-1:
- один канал диаметром 70х2 мм;
- 8 каналов диаметром 55х2 мм;
- один канал с пневмопочтой для пеналов диаметром 25 мм.
Общее количество ВЭК, которое может быть установлено вне корпуса активной зоны, равно 14 шт. Для этого в верхнем фланце корпуса активной зоны и в настиле верхней площадки выполнено 14 отверстий под установку ВЭК.
Два канала ВЭК-3 и ВЭК-7 заняты под ионизационные камеры каналов измерения уровня мощности реактора. Каналы ВЭК сухие, изогнутые, что исключает прострел нейтронов и гамма-излучения и позволяет обходиться без защитных пробок на каналах и производить загрузку и разгрузку образцов в каналы на мощности реактора.
Загрузка и разгрузка образцов (горных пород) в ВЭКи не влияет на реактивность реактора. Экспериментально отмечено, что загрузка образцов в борном контейнере в ВЭК-П (Ø70 мм) вводит отрицательную реактивность - 0,015эфф, выгрузка образца вводит положительную реактивность- 0,015эфф.
При заполнении сухого ВЭК водой изменение реактивности экспериментально не обнаружено.
Пневмотранспортное устройство, установленное в ВЭК-4, имеет специальный чехол в виде трубы, верхний конец которой выведен выше фланца активной зоны на 660 мм. В случае разрыва пневмопочты, воздух будет выходить в надреакторное пространство, и не может захватываться потоком воды, проходящим через активную зону. Высота чехла определена экспериментально при трех включенных ГЩ на подкритическом реакторе. Трубы пневмопочты нержавстальные, чехол выполнен из сплава алюминия АД-1. Между чехлом и нержавстальными трубами установлены прокладки из титана. Технический проект пневмотранспортного устройства ПП-28, установленного в ВЭК-4, согласован главным конструктором, научным руководителем. Все экспериментальные устройства удовлетворяют критериям и принципам безопасности в атомной энергетике.
Внутренняя тепловая сборка (ВТС)
Внутренняя тепловая сборка предназначена для формирования поля нейтронов с кадмиевым отношением 19 по золоту. ВТС состоит из бериллиевых блоков, установленных в 33 ячейки (рис.10). Шаг ячеек 71,5 мм х 71,5 мм. Бериллиевые блоки размерами по бериллию равны 67 х 67 х 660 мм и два бериллиевых блока размерам 138,5 х 138,5 х 660 мм. По конструкции бериллиевые блоки аналогичны бериллиевым блокам, установленным в отражатель активной зоны.
Корпус ВТС выполнен из алюминиевой (сплав АД-1) обечайки, приваренной снизу к дистанционирующей решетке. Сверху к обечайке приварен фланец. Нижняя решетка через титановые прокладки тремя болтами крепится к нержавсталъному листу совмещенной задерживающей емкости.
Нижние алюминиевые концевики блоков своими крестообразными прорезями устанавливаются на ребра дистанционирующей решетки.
Верхние концевики имеют дистанционирующие выступы. Размеры верхних концевиков по выступам равны 71,5 мм.
Внутренний размер фланца ВТС по максимальной грани (для 8-ми блоков) составляет 571,2 ± 0,5 мм. Если предположить наихудший вариант, когда все верхние наконечники блоков изготовлены с максимальным минусовым допуском - 0,2 мм, а Фланец с допуском +0,5 мм, то на 8 блоков по грани сборки будет зазор 1,3 мм. Практически бериллиевые блоки устанавливаются с небольшим усилием, что говорит о трении верхних наконечников и плотной их посадке. Конструкция сборки и условия ее эксплуатации исключают самопроизвольное перемещение бериллиевых блоков. Проект ВТС утвержден научным руководителем.
В бериллиевую сборку не допускается установка тепловыделяющих сборок. Выгрузка и загрузка бериллиевых блоков в сборку не влияет на реактивность реактора. Это подтверждено экспериментально при выгрузке двух бериллиевых блоков.
В сборку установлены:
два канала с ионизационными камерами СУЗ;
один экспериментальный канал с водой диаметром 45х2 мм;
две камеры КТВ-4 для измерения потока нейтронов комплекса ядерного легирования кремния.
Бериллиевый блок ГЭК-4
Вдоль грани активной зоны со стороны ГЭК-4 (рис.10) установлен бериллиевый блок размерами 190х550х648 мм. Блок охватывает экспериментальные каналы ГЭК-4 и ГЭК-2 и состоит из четырех частей, скрепленных с боков нержавстальными листами толщиной 12 мм. Вся конструкция укреплена болтами на тележке и может быть передвинута по рельсам для демонтажа зоны. Назначение блока - формирование поля тепловых нейтронов по сечению ГЭК-4 и в ВТС.