- •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.
4.3.2. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением органов регулирования.
Анализ скоростей ввода реактивности при самопроизвольных извлечениях органов регулирования показал, что наибольшая скорость введения реактивности имеет место при извлечении стержня АР и составляет 0,053 эф./с . (ЭФ =0,00785 к/к). Поэтому была рассмотрена аварийная ситуация, возникающая при самопроизвольном извлечении стержня АР.
При этом учитывалось наложение частичного отказа АЗ (не срабатывает наиболее весомый стержень). Расчет был выполнен с использованием программы REMOL [6] при следующих начальных данных:
-
мощность
- 6МВт,
температура входа
- 45°С,
расход теплоносителя через зону
- 900 т/ч,
эффективность АР
- 0,35% к/к,
время извлечения
- 8,4 с,
эффективность АЗ
-1,7% к/к,
время ввода АЗ
- 0,9 с,
время задержки АЗ
- 0,5 с,
эф
- 0,785% к/к.
В расчете принималось, что АЗ срабатывает по превышению 120% уровня первоначальной мощности, т.е. при мощности 7,2 МВт. Результаты расчета представлены на рис. 46 и 47. На рис. 46 дана мощность реактора, а на рис. 47 - максимальная температура оболочки наиболее напряженного канала как функции времени. Из рисунков следует, что данная ситуация даже при отказе наиболее эффективного стержня АЗ не представляет опасности, при этом максимальная по времени мощность реактора, не превысит 7,5 МВт, а температура - 85°С.
4.3.3. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
Подобная аварийная ситуация может возникнуть в результате наложения нескольких отказов и ошибок персонала при проведении перегрузочных работ. При стечении всех неблагоприятных обстоятельств может возникнуть следующая аварийная ситуация: в момент перегрузки ТВС оператор неправильно определил подкритичность реактора, и реактор находится в критическом состоянии. При перемещении ТВС происходит расцепление сборки со штангой и сборка падает в ячейку, где ее эффективность максимальная. В соответствии с данными из [7] наибольшая эффективность ТВС в рабочей загрузке у восъмитрубной ТВС, размещенной в ячейке 5-3, составляет 2,4% к/к. Время падения в воде составляет 0,5 с. Описанная аварийная ситуация была численно проанализирована при помощи компьютерной программы REMOL [6], причем были рассмотрены два варианта развития ситуации. В одном варианте (учитывая принцип единичного отказа) предполагалось, что один из стержней АЗ не сбрасывается, а в другом предполагалось, что отказа АЗ не происходит. Помимо перечисленных, использовались следующие начальные данные:
-
начальная мощность
- 6 кВт,
температура окружающей среды
- 20°С,
уставка срабатывания АЗ
- 16 кВт,
эффективность АЗ
штатное срабатывание
- 3,5% к/к,
отказ наиболее эффективного стержня
- 1,7% к/к,
задержка срабатывания АЗ
- 0,5 с,
время ввода стержней АЗ
- 0,9 с.
Результаты расчетов представлены на рис. 48-50. На рис. 48 дано изменение во времени мощности реактора. За нулевую точку принят момент времени, в который происходит расцепление штанги и сборки. Как видно из рисунка, вначале мощность очень резко (за время ~0,3 с) возрастает с фоновых значений до величины ~1000 МВт, а затем под действием сначала отрицательных эффектов реактивности, а затем и под действием отрицательной реактивности АЗ, быстро спадает до уровня 0,3÷0,4 МВт.
В дальнейшем мощность для обоих случаев ведет себя похожим образом с той разницей, что при частичном отказе АЗ мощность примерно вдвое больше и составляет ~0,8 МВт. Следует отметить, что при частичном отказе АЗ введенная положительная реактивность (2,4% к/к) больше, чем отрицательная реактивность АЗ (1,7% к/к), но все же реактор находится в устойчивом состоянии из-за действия отрицательных тепловых эффектов. При этом охлаждение происходит при помощи естественной конвекции, которая также стабилизирует тепловые режимы твэлов (разогрев теплоносителя или возникновение пара усиливает конвекцию и тем самым улучшает теплосъем). На рис. 49 приведена зависимость от времени массовой скорости теплоносителя в наиболее напряженном канале. Как следует из графика, вначале массовая скорость из-за резкого уменьшения плотности теплоносителя в канале быстро увеличивается, затем после уменьшения мощности ведет себя нестабильно (пар то генерируется, то конденсируется) и, в конце концов, стабилизируется на уровне ~300 кг/м2/с. Зависимость максимальной температуры оболочки в наиболее напряженном канале приведена на рис. 50. Из графика видно, что температура вначале резко увеличивается до величины ~590°С, затем сравнительно медленно (в течение ~3 секунд) снижается до величины ~400°С, а затем примерно в начале 4-й секунды, быстро спадает до значений, характерных для пузырькового кипения. Уменьшение температуры связано с резким падением мощности и с возникшей конвекцией нагретого теплоносителя, а резкое падение температуры вызвано резким увеличением теплосъема, которое обусловлено смывом кризиса теплопередачи. Кроме того, ход температуры для случая отказа одного из стержней практически не отличается от случая, когда оба стержня сработали. Согласно данным работы[8], повреждение алюминиевых покрытий возможно при температуре ~565°С. В рассматриваемой аварийной ситуации температура оболочки достигает величины 590°С. Однако, так как температура плавления (для алюминия -660°С) не достигается, а превышение температуры 565°С наблюдается только в наиболее напряженном канале и только в течение ~0,3 ÷ 0,5 с, то, по-видимому, разгерметизации твэлов не будет.
Таким образом, описанная аварийная ситуация не представляет какой-либо опасности даже при стечении всех неблагоприятных факторов.