- •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.
4.4.2. Оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны ир.
Расчетная оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны проведена институтом реакторных технологий и материалов РНЦ «Курчатовский институт» [19]. В отчете [19] рассмотрена запроектная авария с расплавлением твэл без конкретизации причин, вызвавших такую аварию. Предполагается, что вначале произошло осушение бассейна ИР и оголение активной зоны. В результате возможно полное или частичное расплавление твэл, которое приведет к разогреву и разрушению опорной решетки. Через некоторое время бассейн заполнится водой.
Исходные положения:
происходит плавление всех 20 ТВС ИРТ-3М со «свежим» и неотравленным топливом;
под активной зоной происходит плавление опорной решетки;
поток топлива через опорную решетку падает в воду в виде ливня капель (частиц диоксида урана);
топливо накапливается на верхней решетке для центровки каналов СУЗ;
центральные бериллиевые блоки также падают на нижнюю решетку для центровки каналов СУЗ;
поглотитель стержней СУЗ в расплав не попадает.
Рассмотрим следующие варианты.
Вариант 1. Между частицами диоксида урана в активной зоне пустоты.
Тем самым моделируется «горячий режим», когда вода между частицами диоксида урана испарилась. В этом случае критическая масса образоваться не может, т.к. такая активная зона глубоко подкритична (-75% к /к ).
Вариант 2. Между частицами диоксида урана в активной зоне вода.
Тем самым моделируется «холодный» режим, т.е. остывшее топливо в холодной воде. В этом случае критическая масса образоваться также не может, т.к. зона глубоко подкритична (-58% к /к ).
Вариант 3 и 4. Между частицами диоксида урана в активной зоне вода и алюминий. Тема самым моделируются вкрапление алюминия между частицами диоксида урана. Из-за утечки нейтронов это приводит к уменьшению величины Кэф. по сравнению с вариантом 2.
Аналогичным образом уменьшается Кэф , если сферическую активную зону окружить отражателем из алюминия.
Вариант 5. Между частицами диоксида урана в активной зоне вода. Активная зона окружена бериллием толщиной 7 см (примерная толщина бериллиевого блока). В этом случае критическая масса образоваться не может, активная зона глубоко подкритична (-38% к /к ).
В расчетах, приведенных в Отчете [19], получено, что все варианты сферических активных зон при насыпной плотности диоксида урана имеют глубокую подкритичность. Кроме того, частицы диоксида урана, накапливаются на нижней решетке для центровки каналов СУЗ. Эта решетка имеет 24 сквозных отверстия диаметром 29 мм. Такая конструкция нижней решетки рассредотачивает падающее на нее топливо и увеличивает подкритичность реактора. При сделанных предположениях показана практическая невозможность образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны ИР ИРТ-Т.
4.4.3. Анализ безопасности ир при потере внешних и внутренних источников электроэнергии.
Анализ данной аварийной ситуации приведен ИРТМ РНЦ «Курчатовский институт» [20]. В этом разделе приводятся исходные события и результаты расчетов без описания программы расчетов, которая изложена в Отчете [20].
Рассмотрим аварийную ситуацию, возникающую при внезапной одновременной потере как внешних, так и внутренних источников электропитания. В этом случае останавливаются электродвигатели насосов, как основных, так и аварийного, а расход теплоносителя через зону начинает спадать. Снятие напряжения с клапанов электромагнитных муфт, удерживающих клапаны естественной циркуляции в закрытом состоянии, приводит к тому, что клапаны будут удерживаться только силой, создаваемой перепадом давления, и откроются, как только перепад снизится настолько, чтобы пружина клапана (сила пружины, согласно ТОБ, - 100 кгс) смогла их открыть. Преждевременное открытие клапанов усугубляет ситуацию, поскольку значительная часть расхода в этом случае устремляется мимо активной зоны. Вместе с тем, обесточивание системы управления и защиты (СУ3) вызывает сброс стержней аварийной защиты. Согласно принципу единичного отказа, будем предполагать, что один, наиболее весомый стержень АЗ заклинивает и в зону не вводится. Описанный выше сценарий моделировался при помощи компьютерной программы REMOL (см. п. 2), причём в качестве начальных использовались следующие данные:
Мощность реактора.............................…………...6 МВт,
Температура теплоносителя на входе в зону........45º с,
Расход через реактор...................……………........900 т/ч,
Эффективность АЗ (с учётом отказа наиболее эффективного стержня)......……………….............1.7 % к/к,
Время погружения стержня АЗ.......……...............0.8 с.
Результаты расчётов представлены на рис. 58,59,60, где показаны динамика соответственно мощности реактора, максимальной температуры оболочки твэла и массовой скорости движения теплоносителя в наиболее напряжённом канале. После отключения напряжения с муфт, удерживающих стержни АЗ во взведённом состоянии, стержни начинают погружаться в зону. Примем, что происходит заклинивание наиболее эффективного стержня, и вводится только один стержень. Заглушение реактора приводит к быстрому снижению максимальной температуры. Однако, по мере спада расхода, который происходит несколько быстрее после открытия клапанов естественной циркуляции (момент открытия клапана хорошо виден из рис. 4, это - излом кривой спада массовой скорости), температура не только не уменьшается, но напротив - возрастает, достигая своего максимального значения ~ 120º С во время переворота циркуляции. После переворота температура спадает, а массовая скорость стабилизируется на уровне ~ 80 кг/м2/с.
Таким образом, в течение короткого промежутка времени в канале температура стенки превышала температуру насыщения (для давления 1,7 бар температура насыщения составляет ~ 113˚С), что не исключает возможность возникновения неразвитого кипения. Однако перегрева, могущего привести к повреждению оболочки и высвобождению продуктов деления, в теплоноситель не произойдет. Некоторый пилообразный характер температурной кривой (рис. 59) объясняется перемещением максимума температуры с одного расчётного сегмента на другой (зона по высоте была разбита на 10 сегментов), которое имеет место при перевороте направления движения теплоносителя.