- •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.
4.5. Анализ ответов суз на возможные неисправности.
4.5.1. Структура суз и характеристики используемых каналов даны в п. 3.2.3.
Ниже изложен принцип работы комплекса на основе функциональной схемы рис.68.
Весь комплекс управления и защиты состоит из следующих основных систем:
- системы аварийной защиты;
- системы работоспособности цепей аварийной защиты;
- системы формирования сигналов;
- системы исполнительных механизмов;
- системы регулирования и авторегулирования;
- системы блокировки технологических параметров;
- системы контроля напряжения;
- системы контроля за мощностью.
Для детального понимания принципа работы комплекса рассмотрим сначала последовательность прохождения сигналов аварийной защиты. Перечень этих сигналов приведен в (п. 3.3.2). Аварийные сигналы формируются: в трех каналах аварийной защиты по уровню мощности (УТ-20 №№ 1,2,3), в трех каналах аварийной защиты по скорости нарастания мощности (УЗС-21 №№ 1,2,3), а также поступают из системы КИП (приборы измерения технологических параметров) и кнопок КАЗ (кнопка аварийной защиты), установленных на пульте управления, в коридоре второго этажа, на верхней площадке реактора. В системе формирования аварийные сигналы по уровню мощности и скорости её нарастания, неисправность канала компонуются по принципу "2 из 3" в плате "2 из 3" и передаются в систему аварийной защиты.
Система аварийной защиты включает в себя следующие узлы:
плата аварийных цепей (ПАЦ), блоки управления приводами А31 и А32 (БУ-АЗ), сервоприводы А31 и А32 (СП-АЗ №№1, 2).
Пришедший в ПАЦ аварийный сигнал запоминается и выдает сигнал АЗ на выполнение в блок БУ-А31 и БУ-А32, где формируется сигнал управления муфтами сцепления на приводах СП-АЗ №№ 1,2. Муфты обесточиваются и стержни сбрасываются. Кнопкой "КАС", установленной на пульте управления, также производится обесточивание муфт сцепления на приводах СП-АЗ.
Одновременно сигнал АЗ из ПАЦ поступает в систему ручного и автоматического регулирования для ввода стержней КС и АР с увеличенной скоростью в активную зону аппарата.
Для контроля работоспособности цепей АЗ используется плата ППЦ, производящая поочередной опрос каналов АЗ от входа в ПАЦ до муфт сцепления на сервоприводах АЗ. С блока ППЦ выведена сигнализация на пульт оператора о "неисправности цепей АЗ".
При наличии сигнала " ГВЗ " (готовность взвода защиты), сформированном в плате ПУ-АЗ, возможен взвод АЗ. Этот сигнал формируется при присутствии сигналов " Защита деблокирована", вырабатываемом в ПАЦ: все стержни на нижних концевиках, отсутствие Т<20с и отсутствие сигнала "неисправность цепей АЗ".
РИС 68.
Ключами управления производится взвод стержней АЗ. Только при достижении стержней верхних концевиков АЗ появляется сигнал "ГАЗ" (готовность аварийной защиты) и дается разрешение на движение стержней АР и КС.
Движение стержней АР и КС обеспечивает система ручного и автоматического управления.
Команды движения вверх или вниз при ручном управлении поступают с ключей управления (КУ-КС) и подаются на плату управления стержнями КС (ПУ-КС). Движение вверх возможно только одной группой стержней из трех и только с заданным шагом.
Подъём двух и более групп стержней КС одновременно не возможен. При появлении сигнала Т<20 с и " Подъем камер " как при ручном, так и автоматическом управлении осуществляется запрет в ПУ-КС на перемещение стержней КС вверх. При сигнале АЗ из ПАЦ, движение стержней КС вниз осуществляется ускоренно до момента достижения ими нижних концевых выключателей и только после этого действие команды на опускание прекращается. При этом пока команда не реализована, другие перемещения стержней не возможны. Выходные сигналы платы ПУ-КС поступают в систему исполнительных механизмов состоящих из блоков управления сервоприводами БУ-КС № I, 2, 3 и сервоприводов СП-КС № I, 2, 3. По управляющим сигналам БУ-КС выдает команды на якоря сервоприводов СП-КС № 1,2,3. Положение стержней КС контролируется указателями положения стержней (УПС).
В систему автоматического регулирования входит задатчик мощности (ЗДМ-М), сигнал которого сравнивается с током ионизационной камеры КНК-53М в блоке авторегулятора (БАР). БАР выдает сигнал разбаланса N, пропорциональный отклонению тока камеры от заданного значения.
При изменении уровня мощности сигнал разбаланса сравнивается с сигналом периода от 2УЗС при этом N будет пропорционален Т=30сек. Для прохождения сигнала рассогласования на вход УВАР (усилитель автоматического регулятора), формирующий величину рассогласования для управления сервопривода АР (СП-АР), служит блок реле, управляемый платой управления ПУ-АР. При включении ключа КАУ (ключ автоматического управления) сигнал разбаланса поступает в УВАР и вызывает воздействие на якорь сервопривода АР.
Плата управления ПУ-АР управляет работой авторегулятора, а именно
ключом КАУ включает в работу АР;
выдает разрешение в блок реле для прохождения сигнала рассогласования;
запрещает движение вверх при Т<20 сек. и при подъеме камер;
выдает сигнал ускоренного ввода стержня при появлении сигнала АЗ;
разрешает ручное управление стержнем АР при отключенном авторегуляторе.
Перемещаясь, стержень АР может достичь своего нижнего или верхнего положения (20% или 80%), тогда ПУ-АР вырабатывает сигнал автоперевески в ПУ-КС. Положение стержня АР отображается на УПС.
Для расширения зоны работы каналов контроля периода используется система подвижных ионизационных камер в каналах 2УЗС и ЗУЗС. Система обеспечивает управление подвижных камер в ручном и автоматическом режимах. Подъем камер осуществляется поочередно с выдержкой времени 4 с. При этом в режиме подъема в плате управления ПУ-К вырабатывается сигнал, блокирующий движение всех стержней вверх. При достижении тока ионизационной камеры J 2УЗС = 10-7 А подъем камер идет автоматически. Система защиты по скорости нарастания мощности работает по схеме " ИЛИ ".
По управляющим сигналам БУ-К выдает команды на якоря сервоприводов СП-К № 1, 2.
Опускание камер только ручное от ключей управления камер (КУК). Сигнализация нижнего и верхнего положения капер выведена на пульт оператора. Система сигнализации включает в себя пять блоков сигнализации ПСС: блок сигнализации аварийный ПСС-АЗ и четыре блока предупредительной сигнализации. В блоках ПСС сигналы запоминаются и передаются на табло сигнализации (ТС), где они высвечиваются. Одновременно блок звуковой сигнализации БЗС принимает команду на включение звуковой аварийной или предупредительной сигнализации.
Система блокировок технологических параметров дает возможность работать реактору на мощности до 80 кВт без включения насосов первого и второго контуров путем блокировки сигналов АС от системы КИП. При превышении установленного уровня мощности блок вспомогательных цепей (ПВЦ) снимает блокировку. Для невозможности взвода стержней АЗ, РР, АР и подвижных ионизационных камер на пульте оператора установлен ключ разрыва цепей (КРЦ), который обесточивает блоки управления: БУ-АЗ; БУ-КС; БУ-АР; БУ-К.
Для контроля за мощностью реактора используются два канала УТ-20 № 4,5 с ионизационными камерами КНК-53М.
Надзор за работой блоков логики, входящих в комплекс управления и защиты реактора выполняет система контроля напряжения, смонтированная в блоке ПВЦ. Контролируется исчезновение напряжения в любом из блоков логики. От системы контроля выведен общий сигнал "нет 15В" на плате сигнализации.