- •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.
4.3.5.3. Разрыв напорного трубопровода в точке "в".
В случае разрыва напорного трубопровода реактор будет остановлен аварийной защитой по сигналу снижения уровня. Потеря воды бассейна будет происходить за счет:
Принудительного выкачивания ее насосами через зону, задерживающую емкость, теплообменники;
истечение самотеком через участок напорного трубопровода между бассейном и местом разрыва.
Принудительное выкачивание прекратится после остановки всех насосов первого контура. Насосы выключатся автоматически по сигналу снижения уровня в бассейне на 0,3 м: основные - сразу (одновременно со срабатыванием, АЗ), а аварийный - через 2,5 минуты. Истечение самотеком прекратится после оголения конца, напорного трубопровода, находящегося в бассейне.
Время снижения уровня и другие полученные расчетом параметры, характеризующие истечение из бассейна для данного случая, представлены в таблице 22. При расчете учитывалось, что отношение потерь напора к квадрату расхода для тракта истечения самотеком равно
44 с2 /м5, а расход воды, выкачиваемой насосами, принимался равным 900 м3/ч (0,25 м3/с), в том числе аварийным насосом - 50 м3 /ч (0,014 м3/с).
Из таблицы видно, что срабатывание АЗ и выключение основных насосов произойдет через 3,6 секунды после разрыва. В последующие 22 секунды вода будет уходить главным образом самотеком. После прекращения истечения самотеком (оголения конца напорного трубопровода) небольшое количество воды (~1,8 м3) будет выкачано аварийным насосом. До момента выключения аварийного насоса зона будет охлаждаться принудительным потоком воды.
Через 2,6 минуты после разрыва аварийный насос выключится, уровень останется на отметке +5,86 м (на 4,4 м выше зоны), и откроются клапана естественной циркуляции. Дальнейшее охлаждение зоны будет обеспечиваться естественной циркуляцией.
Изменение параметров теплового режима в наиболее теплонапряженной ячейке зоны в данном случае показано на рис. 56. Видно, что температура стенки твэла достигает первого максимума после отключения основных насосов, когда в работе остается один лишь аварийный насос. Максимальное значение составляет 82°С. Превышения температуры насыщения (113°С), а следовательно, поверхностного кипения не произойдет. Затем происходит медленный спад температуры. Второй максимум температуры стенки твэла наблюдается после отключения аварийного насоса и переворота циркуляции. Максимальное значение составляет 74°С.В случае наложения отказа каналов аварийной защиты по снижению уровня реактор будет остановлен по сигналу снижения давления в первом контуре. При разрыве до расходомерной диафрагмы возможна и остановка по сигналу снижения расхода (если он опередит сигнал снижения давления). При отказе каналов АЗ по снижению уровня выключения насосов не произойдет, т.е. принудительное выкачивание воды будет продолжаться вплоть до "срыва сифона"
Таблица 22. |
Время снижения уровня в бассейне при разрыве всасывающего трубопровода в точке «Б» |
Время снижения уровня |
мин |
- |
0,06 |
0,37 |
2,17 |
2,6 |
с |
- |
3,6 |
22 |
130 |
155 |
|||
Объем вытека-ющей воды, м3 |
- |
2,1 |
7,0 |
1,82 |
Суммарное время |
|||
Площадь горизонта-льного сечения участка, м2 |
- |
7,0 |
7,0 |
7,0 |
||||
Расход суммар-ный, м3/с |
0,587 |
скачок 0,577 0,341 |
0,304 |
0,014 |
|
|||
Расход принуди-тельный, м3/с |
0,25 |
скачок 0,25 |
0,014 |
0,014 |
|
|||
Расход самотеч- ный, м3/с |
0,387 |
0,327 |
0,290 |
0 |
|
|||
Высота столба воды над выходом, м |
5,0 |
4,7 |
3,7 |
- |
|
|||
Высотная отметка, м |
+7,4 |
+7,1 |
+6,1 |
+5,86 |
|
|||
Горизонтальное сечение |
Нормальный уровень |
Уровень срабатывания АЗ и отключения основных насосов |
Уровень отверстия входной трубы |
Уровень отключения аварийного насоса |
|
Таблица 23. |
Время снижения уровня в бассейне при разрыве всасывающего трубопровода в точке «Б» |
Время снижения уровня |
мин |
- |
0,27 |
1,9 |
2,2 |
с |
- |
16 |
114 |
130 |
|||
Объем вытека-ния воды, м3 |
- |
9,1 |
28,5 |
Суммарное время |
|||
Площадь горизонта-льного сечения участка, м2 |
- |
7,0 |
7,0 |
||||
Расход суммар-ный, м3/с |
0,587 |
0,54 |
0,250 |
|
|||
Расход принуди-тельный, м3/с |
0,250 |
0,250 |
0,250 |
|
|||
Расход самотеч- ный, м3/с |
0,337 |
0,290 |
0 |
|
|||
Высота столба воды над выходом, м |
5,0 |
3,7 |
- |
|
|||
Высотная отметка, м |
+7,4 |
+6,1 |
+2,025 |
|
|||
Горизонтальное сечение |
Нормальный уровень |
Уровень ввода напорной трубы |
Уровень ввода всасывающей трубы |
|
во всасывающем трубопроводе (таблица 23).
Из таблицы видно, что в течение 16 с вода будет уходить из бассейна, как следствие работы насосов, так и самотеком. В последующие 114 с вода будет выкачиваться насосами, а затем произойдет "срыв сифона" и переход на естественную циркуляцию. Возврат воды, прошедшей зону снизу вверх, к ее нижнему торцу в этом случае будет происходить через отражатель, так как клапана естественной циркуляции не откроются. Максимальная температура стенки твэла после переворота циркуляции составит 76°С.