- •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.
4.4.1.1. Радиационные последствия разрыва касательного гэКа-1
Исходные положения и допущения.
Исходные данные для расчетов: |
|
Мощность реактора |
6 МВт; |
Топливо: |
|
ТВС (ИРТ-ЗМ) |
UO2 в алюминии; |
Загрузка активной зоны (начальная) |
5.9кг U235; |
Обогащение по U235 |
90%; |
Среднее выгорание по зоне |
25%. |
В расчетах использовались следующие положения:
при аварии происходит оголение и плавление всей активной зоны;
основным источником выхода продуктов деления при расплавлении твэлов является алюминиевая матрица, содержащая 10% накопленных в твэлах продуктов деления;
скорость выхода продуктов деления из топлива в зависимости от температуры принималась в соответствии с данными, приведенными в 11.12;
эффективность очистки выбрасываемого в вентрубу воздуха:
от аэрозолей - 90%, от йода -90%;
принимались наихудшие значения метеорологических коэффициентов разбавления в атмосфере из всех возможных для любых категорий погоды;
постоянная осаждения негазообразных продуктов деления из радиоактивного облака 2·10-2 м/с;
при расчете доз облучения принималось, что человек находится вне помещений (на уровне земли) 12 часов в сутки.
Значения коэффициентов разбавления в атмосфере для выброса на высоте 40 м приведены в табл. 25 /13/.
Таблица 25.
Значения метеорологических коэффициентов разбавления при выбросе на высоте 40 м
Расстояние, км |
0.1 |
0.2 |
1.0 |
5.0 |
15.0 |
20.0 |
||
Коэффициент разбавления, с/м3 |
* |
1.3Е-4 |
1.1Е-4 |
2.7Е-5 |
1.5Е-5 |
7.4Е-6 |
3.7Е-6 |
|
** |
1.3Е-4 |
1.1Е-4 |
2.6Е-5 |
9.7Е-6 |
2.8Е-6 |
5.4Е-7 |
Примечание:* - без учета осаждения негазообразных продуктов деления;
** - с учетом осаждения.
Накопление продуктов деления в активной зоне.
Результаты расчета активности продуктов деления, накопленных в активной зоне и выброшенных в атмосферу, приведены в табл. 26.
Таблица 26.
Активность продуктов деления, накопленных в активной зоне и выходящих в окружающую среду
-
Нуклид
Активность ПД, накопленных в твэлах, Ки
Активность ПД, выходящих в атмосферу, Ки
1
2
3
ХЕ133
7.53Е+05
2.77Е+03
ХЕ135
6.45Е+05
2.36Е+03
ХЕ138
3.78Е+05
1.21Е+03
KR85m
1.47Е+05
5.29Е+02
KR87
2.28Е+05
8.16Е+02
KR88
3.36Е+05
1.22Е+03
KR89
4.54Е+04
9.39Е+01
ТЕ132
4.22Е+05
3.76Е-01
1132
4.00Е+05
1.84Е+01
1131
2.91Е+05
1.36Е+01
1133
7.49Е+05
3.49Е+01
1134
6.83Е+05
3.07Е+01
1135
6.41Е+05
2.97Е+01
CS137
3.97Е+03
3.72Е-02
-
1
2
3
CS134
4.53Е+02
4.25Е-03
RU103
2,63Е+05
2.46Е-01
RU106
6.67Е+03
6,26Е-03
SR91
5.76Е+05
5.38Е-01
ВА140
6.40Е05
6.00Е-01
LA140
6.38Е+05
5.98Е-02
ZR95
4.37Е+05
4.09E-02
NE95
2.75Е+05
2.58Е-02
СЕ141
5.13Е+05
4.81Е-02
СЕ144
1.15E+05
1.08E-02
СУММА: 9.14Е+03
Радиационная обстановка на местности при аварии с разгерметизацией ГЭКа.
В соответствии с методикой [14] была проведена оценка радиационных последствий аварии, связанной с разрывом ГЭКа. Результаты расчета доз внешнего и внутреннего облучения отдельных лиц из населения при такой аварии приведены в таблицах 27-30 на рис. 57.
Расчеты показывают, что в период аварийного выброса определяющим будет внутреннее облучение (облучение щитовидной железы радиоактивным йодом, поступившим путем ингаляции). После формирования радиоактивного следа существенную роль играет внешнее облучение от загрязненной поверхности земли.
За время аварийного выброса (~ 5 мин.) доза облучения щитовидной железы ребенка составит:
на расстоянии 0.1 км от реактора 790 мбзр;
на расстоянии 1 км от реактора 150 мбэр;
на расстоянии 15 км от реактора 16 мбэр.
Доза внешнего облучения за счет загрязнения поверхности земли (при условии постоянного нахождения в данном месте в течение года) составит:
на расстоянии 0.1 км 71 мбэр;
на расстоянии 1 км 14 мбэр;
на расстоянии 15 км 1.4 мбэр.
«Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99), раздел 6 «Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии» устанавливают критерии для принятия неотложных решений в начальный период аварии и в первые годы после аварии. Жители пос. Спутник, находящийся в 1 км от ИР ИРТ-Т, получат за первые 10 суток на все тело дозу внешнего облучения 0,32 мГр от радиоактивного облака и загрязненной поверхности земли. Это значительно меньше установленной дозы в 50 мГр для принятия такой меры защиты, как эвакуация населения. На щитовидную железу ребенка прогнозируемая доза составит 1,5 мГр, что значительно ниже дозы 100 мГр, установленной для проведения йодной профилактики. За первый год после аварии жители п. Спутник при условии постоянного нахождения в данной местности получат дозу от загрязнения поверхности земли, равную 0,14 мЗв. Никаких мер по ограничению потребления продуктов питания и питьевой воды не требуется. Принятие этих мер необходимо вводить при дозе в 5 мЗв.
Исходя из «Критерий вмешательства на территориях, загрязненных в результате радиационных аварий (Приложение П-5, НРБ-99)», территория санитарно-защитной зоны реактора не относится к зонам радиоактивного загрязнения, так как годовая эффективная доза на территории составит 0,71 мЗв, что ниже установленной дозы в 1 мЗв нормами НРБ-99.
Персонал реактора в случае радиационной аварии, должен действовать в соответствии с «Планом мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на ИР ИРТ-Т, № 32-139», согласованным с местными органами власти.
Таблица 27.
Дозы внешнего облучения от р/а облака за период аварийного выброса
Расстояние, км |
0.1 |
0.2 |
1.0 |
5.0 |
15.0 |
20.0 |
Доза, мбэр |
1.3Е+2 |
1.1Е+2 |
2.4Е+1 |
9.5Е+0 |
3.9Е+0 |
1.4Е+0 |
Таблица 28.
Доза облучения щитовидной железы человека за время аварийного выброса
Расстояние, км |
0.1 |
0.2 |
1.0 |
5.0 |
15.0 |
20.0 |
Доза, мбэр |
7.9Е+2 |
6.3Е+2 |
1.5Е+2 |
5.6Е+1 |
1.6Е+1 |
3.0E+0 |
Таблица 29.
Мощность дозы внешнего облучения от загрязненной поверхности.
Расст, км |
0.1 |
0.2 |
1.0 |
5.0 |
15.0 |
20.0 |
Время после аварии |
Мощность дозы облучения, мбэр/час |
|||||
1 час |
2.3Е+00 |
1.9Е+00 |
4.3Е-01 |
1.4Е-01 |
3.ЗЕ-02 |
4.0Е-03 |
12 час |
5.7Е-01 |
4.6Е-01 |
1.1E-01 |
4.0Е-02 |
1.1Е-02 |
2.0Е-03 |
1 сут |
З.ЗЕ-01 |
2.6Е-01 |
6.ЗЕ-02 |
2.ЗЕ-02 |
6.4Е-03 |
1.2Е-03 |
2 сут |
1.8Е-01 |
1.4Е-01 |
3.5Е-02 |
1.3Е-02 |
3.6Е-03 |
6.7Е-04 |
5 cyт |
9.3Е-02 |
7.4Е-02 |
1.8Е-02 |
6.6Е-03 |
1.9Е-03 |
3.6Е-04 |
10 сут |
5.8E-02 |
4.7Е-02 |
1.1Е-02 |
4.2Е-03 |
1.2Е-03 |
2.3Е-04 |
30 сут |
1.4Е-02 |
1.1Е-02 |
2.7Е-03 |
l.0E-03 |
2.9Е-04 |
5.5Е-05 |
6 мес |
6.9Е-04 |
5.5Е-04 |
1.3Е-04 |
5.0E-05 |
1.4Е-05 |
2.8Е-05 |
1 год |
4.6Е-04 |
3.7Е-04 |
8.9Е-05 |
3.3E-05 |
9.6Е-06 |
1.9Е-06 |
2 года |
4.0Е-04 |
3.2Е-04 |
7.8Е-05 |
2.9E-05 |
8.4Е-06 |
1.6Е-06 |
Таблица 30.
Дозы внешнего облучения от загрязненной поверхности
Расст, км |
0.1 |
0.2 |
1.0 |
5.0 |
15.0 |
20.0 |
Длитель-ность облучения |
Дозы облучения, мбэр |
|||||
12 час |
1.4Е+01 |
1.1Е+01 |
2.6Е+00 |
8.7Е-01 |
2.3Е-01 |
3.7Е-02 |
1 сут |
1.9Е+01 |
1.5Е+01 |
3.6Е+00 |
1.2Е+00 |
З.ЗЕ-01 |
5.6Е-02 |
2 сут |
2.5Е+01 |
2.0Е+01 |
4.8Е+00 |
1.7E-00 |
4.5Е-01 |
7.8E-02 |
5 сут |
3.5Е+01 |
2.8Е+01 |
6.7Е+00 |
2.4Е-00 |
6.ЗЕ-01 |
1.1Е-01 |
10 сут |
4.4Е+01 |
3.5Е+01 |
8.4Е+00 |
3.0Е+00 |
8.3Е-01 |
1.5Е-01 |
30 сут |
5.9Е+01 |
4.7Е-01 |
1.1Е+01 |
4.1Е+00 |
1.1Е+00 |
2.1Е-01 |
6 мес |
6.9Е+01 |
5.5Е+01 |
1.3Е+01 |
4.8Е+00 |
1.4Е+00 |
2.5E-01 |
1 год |
7.1Е+01 |
5.7Е+01 |
1.4Е+01 |
5.0Е+00 |
1.4Е+00 |
2.6Е-01 |
2 года |
7.5Е+01 |
6.0Е+01 |
1.5Е+01 |
5.ЗЕ+00 |
1.5Е+00 |
2.8Е-01 |