- •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.
4.5.6. Влияние единичных отказов в логических и исполнительных цепях суз на ее работу.
Рассмотрим отказы типа "обрыв" и " короткое замыкание ".
Отказы типа "обрыв" соединительных проводников, разъемов, выходных элементов схем логики.
Обрывы цепей в схемах логики СУЗ во всех случаях, кроме рассмотренных ниже, приводят к появлению ложных сигналов (аварийных или предупредительных) или исчезновению разрешающих сигналов (появление запрета на выполнение той или иной операции).
Схемы выполнены так, что все сигналы, влияющие на безопасную работу, передаются низким уровнем, так как при обрыве проводника на входе плат логики всегда будет присутствовать высокий уровень, запрещающий выполнение ядерно-опасной операции, например, подъём стержней АЗ, РР, АР.
Таким образом, появление отказа типа "обрыв" в цепях логики системы СУЗ не приводит к появлению ядерно-опасных режимов.
Рассмотрим теперь обрывы цепей в блоках управления приводами, которые вызывают отказы, опасные с точки зрения ядерной безопасности. К таким отказам можно отнести следующие:
обрыв в цепочке управления аварийного погружения стержня КС;
исчезновение на блоке БУ КС аварийного питания. В этом случае при появлении аварийного сигнала стержень КС не погрузится аварийно вниз.
Учитывая, что стержни КС выполняют функции аварийной защиты как вспомогательные устройства и исключая одновременное появление подобного отказа в цепях управления двумя КС, считаем, что подобные отказы не приводят к ядерно-опасным режимам.
Отказы в блоках управления АЗ (БУ-АЗ).
Для удобства рассмотрения последствий отказов анализ ведем отдельно от каждой схемы БУ-АЗ.
Наиболее опасными являются отказы:
самопроизвольное включение привода АЗ;
не включается муфта сцепления, удерживающая стержни АЗ в верхнем положении (выход из строя транзисторов V4 КТ 809А).
Первый случай может произойти при пробое тиристора VI, при выходе из строя оптоэлектронной пары А1, при попадании контакта XI 6А (сигнал "верх") на "общий" провод или при отказе в плате ПУ-АЗ.
В этом случае привод АЗ начнет подъем стержня АЗ выше верхнего положения, проскочив верхние концевики (считаем, что в момент появления отказа стержни были взведены). О появлении такого отказа оператору сигнализирует постоянно горящая лампа "движение АЗ", а лампа "верх АЗ" погаснет.
При этом происходит остановка привода, в результате намотки и заклинивания тросика на барабане АЗ. При появлении любого аварийного сигнала реактор будет остановлен от второго стержня АЗ, а так же стержнями КС и АР.
Во втором случае отказ приведет к тому, что при появлении аварийного сигнала один из стержней АЗ не упадет в зону. Другой же стержень отработает нормально и стержни КС, АР ускоренно опустятся в зону, т.е. функцию гашения цепной ядерной реакции схема выполнит. А оператор, нажав кнопку "КАС" сбросит первый стержень в зону. Т.е. отказы в схеме АЗ не приводят к ядерно-опасному режиму.
Плата управления приводами АЗ.
Наиболее опасным является самопроизвольное появление сигнала на подъем стержня АЗ (2АЗ "вверх" конт. 1Х4Б, 1АЗ "вверх" конт. 1Х1А).
Любой из них может появится при выходе из строя микросхем Д10, Д11. Последствия этих неисправностей смотри в разделе "отказы" в БУ-АЗ".
Неисправность - появление ложного сигнала ГВЗ (готовность взвода защиты) из-за выхода элементов Д1-Д5, на которых происходит дизъюнкция по сигналам Т<2О сек., нет 110В; "низ АЗ", "низ КС", "низ камер" и т.д., не приводит к ядерно-опасному режиму, поскольку все сигналы, заведенные в схему запрещения подъема стержней АЗ, заведены в световую сигнализацию.
Если горит лампа ГВЗ и присутствует сигнал, запрещающий взвод АЗ, оператор быстро определит цепь, в которой произошел отказ.
При выходе из строя элементов Д12-Д13 не произойдет включения муфты торможения.
Это приведет к тому, что стержень АЗ ударится о дно канала АЗ. Канал или стержень могут получить повреждения, но ядерно опасный режим не создадут.
Плата аварийных цепей.
Проанализировав схему аварийных цепей, находим, что наиболее опасными являются следующие отказы:
Не снимаются управляющие сигналы на включение муфты сцепления приводов ГАЗ и 2АЗ.
При выходе из строя микросхем Д6.1; Д8.1; Д10.4; Д9 защита не срабатывает ни от одного аварийного сигнала.
При выходе из строя элементов Д1-Д5 сигнал аварийной защиты не будет проходить по одному из 17 каналов.
Для надежной работы каналов аварийных цепей и постоянного контроля в логике СУЗ есть устройство проверки цепей АЗ (плата проверки цепей АЗ).
Устройство обеспечивает поочередную проверку исправности аварийных цепей, начиная с входа в логический блок и, кончая коллектором V/4 в БУ-АЗ, который включает муфту сброса стержней АЗ. При выходе из строя элементов каналов аварийной защиты приходит предупредительный сигнал "Неисправность цепей АЗ". На плате ППЦ светящийся светодиод покажет в какой цепи произошел отказ.
При появлении сигнала "Неисправность цепей АЗ" оператор останавливает аппарат от кнопки КАЗ. Если сброс стержней АЗ не произошел, необходимо нажать кнопку "КАС" (аварийный сброс).
Блок управления приводом КС.
Проанализировав отказы в схеме КС, определяем, что наиболее опасным является самопроизвольное извлечение стержня КС. Это может произойти в результате пробоя тиристора V1, выхода из строя оптоэлектронной пары А1.
Рассмотрим реакцию на самопроизвольное извлечение самого "тяжелого" стержня 3КС. Считаем, что отказ произошел в момент работы на мощности. Подъем ЗКС вызовет погружение стержня АР, 1КС и 2КС (стремясь поддержать заданную мощность). Если компенсировать положительную реактивность, вводимую стержнем 3КС, не удастся, произойдет увеличение мощности. Сработает предупредительная сигнализация, а затем - аварийная защита.
Плата управления приводом КС.
1. В плате КС наиболее опасным является самопроизвольное появление сигнала на подъем одного из стержней КС. В результате выхода следующих микросхем: для 1КС это будут микросхемы Д11-1; Д8-1; Д8-2. Для 2КС это будут микросхемы Д15-1; Д14-1, Д14-2. Для 3КС это будут микросхемы Д23-1; Д20-2; Д20-1. Последствие подъема одного из стержней описаны выше.
2. Появление ложного сигнала "Низ КС" (выход из строя логического элемента Д27-1).
Этот сигнал дает разрешение на подъем стержней АЗ. При появлении этого сигнала на мощности стержни АЗ уже находятся вверху, поэтому он никак на работоспособность СУЗ не влияет.
В момент подъема сигнал "Низ КС" дублируется тремя сигналами "Низ 1КС", "Низ 2КС", "Низ 3КС", которые выведены на пульт оператора в световом виде. Кроме того, имеются три указателя положения стержней УПС. Оператор перед пуском аппарата должен убедиться, что все стержни находятся на нижних концевиках.
Рассмотрим случай самопроизвольного извлечения стержня КС в результате намотки тросика стержня КС на барабан привода из-за поломки нижнего концевика, выдающего сигнал на остановку двигателя привода, (двигатель проскочил нижний концевик и опять наматывает тросик на барабан).
Саморасцепляющий механизм крепления тросика к барабану позволяет исключить этот случай (на барабане привода стержня КС имеется крючок за который крепится тросик стержня КС с петлей на конце). При разматывании тросик соскакивает с крючка и стержень КС остается в нижнем положении. Поэтому при проскакивании нижнего концевика тросик не наматывается на барабан привода КС, тем самым ядерно-опасный режим создан не будет.
Принципиальная схема канала АР.
Наиболее опасными являются следующие отказы:
а) Самопроизвольное появление разрешающих сигналов на автоперевеску стержней КС вверх;
б) Самопроизвольное появление сигналов подъема АР в ручном режиме (пробой транзистора 308 или логического элемента Д10.1).
Первый случай возможен только при одновременном выходе из строя нескольких элементов (Д26.1, Д26.2, Д26.3, Д15.2). В этом случае один из стержней КС пойдет вверх. Рассмотрим случай, когда пошел вверх самый "тяжелый" 3КС. Произойдет постепенное увеличение мощности, сработает предупредительная сигнализация, а затем аварийная защита. Все стержни, в том числе и извлекаемый, аварийно опустятся вниз.
Во втором случае на вход УВАР будут одновременно подаваться сигналы автоматического и ручного управления. Поэтому сигналу АР начнет перемещаться вверх, а БАР выдает сигнал "вниз в автоматическом режиме". При этом выйдет из строя УВАР или на якорь 8Я будет подаваться переменное напряжение. В обоих случаях привод АР остановится. В случае если мощность будет повышаться, сработает аварийная защита и, стержни КС выполнят свою функцию.