- •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.
4.5.7. Влияние отказов в длинных линиях по общей причине на ответы в аппаратуре суз.
Рассмотрим реакцию аппаратуры СУЗ на отказы в кабельных каналах в результате пожара, затопления водой, удара по кабелям электропроводящим предметом, плохого контакта в разъемах (в дальнейшем "нарушение кабеля").
Разобрав план реактора, приходим к выводу, что рассматривать нужно:
кабельный канал, соединяющий пультовую с верхней площадкой бассейна реактора;
кабельную шахту, соединяющую пультовую с источниками питания (ЩСУ) и технологическими помещениями, в которых установлены приборы КИП.
В первом случае следует рассмотреть повреждения кабелей, идущих на:
привода стержней АЗ, АР, КС;
на приборы контроля цепной реакции (сигнальные и питающие кабели, соединяющие ионизационные камеры с приборами УТ.20 и УЗС 21).
1. При нарушении кабеля привода АЗ (обрыв, короткое замыкание, плохой контакт в разъеме) муфта сцепления обесточится и стержни АЗ упадут вниз. Попадание других напряжений на муфту сцепления исключено, т.к. кабель находится в защитном экране.
Как только стержни АЗ сошли с верхних концевиков, снимается разрешающий сигнал "ГАЗ" (готовность аварийной защиты) запрещающий движение стержней КС и АР вверх. Цепная реакция прекращается. Приходит предупредительный сигнал (звуковой, световой) "неисправность цепей АЗ" и загорается лампочка "Низ 1АЗ"; "Низ 2АЗ". Оператор опускает стержни АР и КС кнопкой КАЗ.
2. При нарушении одного или нескольких кабелей идущих на привода КС движение стержней прекращается. Попадание напряжения с других кабелей на кабель привода КС исключен, он находится в защитном экране. Если реактор на мощности, аварийная защита (АЗ) свою функцию выполнит. Стержни КС и АР, у которых не нарушены кабели, дойдут до низа по любым аварийным сигналам. Оператор сбрасывает стержни на вышедших из строя приводах КС вручную.
При нарушении кабелей приводов стержней АР, КС и АЗ ядерно-опасный режим создан не будет.
3. Рассмотрим случай нарушения кабелей соединяющих приборы контроля цепной реакции (УТ20, УЗС21) и источники питания с ионизационными камерами.
Блок контроля и защиты на мощности (УТ20) при исчезновении питания - 500В (иониз. камеры) выдает аварийный сигнал по увеличению мощности. На пульте оператора появятся сигналы " NNуст. АЗ по 1УТ", " NNуст. ПС".
При исчезновении питания - 500В по двум каналам сработает аварийная защита по сигналу NN уст. АЗ".
Если произойдет обрыв "общего" провода, стрелка на выносном индикаторе начнет "прыгать", оператор заметит неисправность канала и примет меры к устранению неисправности.
При обрыве "сигнального" кабеля или исчезновении питающего напряжения "+500В" показания выносного индикатора станут равны нулю. УТ-20 переключится на первый диапазон.
4. Рассмотрим реакцию блока УЗС-21 (контроль и защита по периоду) на неисправности в кабелях. При исчезновении питающего напряжения ионизирующей камеры " - 500В" придут следующие сигналы:
Т 10сек по 1УЗС;
Т 20сек по 1УЗС.
При исчезновении " - 500В " по двум каналам сработает аварийная защита по сигналу Т 10 сек.
При обрыве питающего кабеля "+500В" и "общего" показания выносного индикатора "Ток УЗС" будет равным "нулю", а индикатора "период УЗС" "-" зашкалит " в сторону.
При обнаружении неисправности оператор принимает меры к ее устранению.
Если поврежденным оказался "сигнальный" кабель УЗС-21 появятся следующие предупредительные сигналы "неисправность 1 УЗС". "Т < 10 сек по 1 УЗС".
При повреждении двух кабелей УЗС сработает аварийная защита по следующим сигналам " Т < 10 сек ", "неисправность Т".
5. Рассмотрим реакцию аппаратуры СУЗ на неисправности в кабельной шахте, соединяющую пультовую с помещениями, в которых находятся приборы КИП.
Так как все сигналы, заведенные в аварийную защиту, токовые, а источник тока находится в приборах, установленных в технологических помещениях (в пультовой установлены только приборы контроля), то любые нарушения в кабельной шахте (замыкания в результате пожара, обрыв, пропажа контакта в разъеме) приводят к срабатыванию аварийной защиты по любому сигналу, заведенному в АЗ, это следующие сигналы: "Перепад давления на активной зоне", "Уровень воды в баке реактора", "Расход первого контура", "Расход второго контура", "Расход НАО", "Давление первого контура", "Давление второго контура", "Давление НАО".
Влияние электрических помех, посадка на другие источники тока исключена, так как сигнальные провода экранированы.
В пультовую по кабельной шахте из ЩСУ проходят кабели силовые (380В, =110 от аккум., =110 от выпр., + 48 от выпр.).
При пожаре произойдет "сварка" силового кабеля, она вызовет короткое замыкание и последующее отключение источника напряжения по перегрузке. Исчезновение любого напряжения в пультовой приводит к срабатыванию аварийной защиты.
6. Заключение.
СУЗ реактора ИРТ-Т удовлетворяет требованиям, обеспечивающим ядерную безопасность (ПБЯ ИР-98).
Отказ любого узла или блока не приводят к ядерно-опасному режиму.
Ни один единичный отказ, как в системе СУЗ, так и по общей причине не приведет к блокировке срабатывания аварийной защиты.
Наличие устройства непрерывного контроля цепей АЗ (плата ППЦ) позволяет мгновенно определить неисправную цепь в аварийной защите.
Предпусковая проверка (проверка срабатывания АЗ от всех аварийных сигналов, проверка калибровки приборов, контролирующих мощность и период, проверка срабатывания АЗ при исчезновении всех или одного из напряжений) достаточна для нормальной эксплуатации реактора.
Максимальное отклонение параметров не превышает 20% от номинальных.
В результате проведенного анализа можно сделать вывод, что эксплуатация системы СУЗ возможна в течение срока указанного в паспортах на приборы, изготовленные в НИКИЭТ.
Перечень возможных неисправностей в приборах и оборудовании
СУЗ приведен в таблице 31.
"Анализ ответов СУЗ на возможные неисправности" прошёл техническую экспертизу в НИКИЭТ (исх. № 080-02/7899 от 18.08.89) и в ИАЭ им. И. В. Курчатова (исх. № 60-16/78 от 26.01.89).
Таблица 31. |
Перечень возможных неисправностей в приборах и оборудовании СУЗ и анализ ответов на них. |
Меры, обеспечивающие безопасность |
5 |
Реактор будет остановлен и подкритичен, контроль за состоянием реактора от каналов контроля, запитанных от аккумуляторных батарей. |
Реактор будет остановлен и подкритичен, контроль за состоянием реактора всеми штатными каналами. |
Два канала обеспечивают защиту по уровню мощности или по скорости нарастания мощности. |
При обрыве цепи аварийного источника срабатывает АЗ. |
Последствия неисправности |
4 |
Стержни АЗ и КС погружаются в активную зону |
Стержни АЗ и КС погрузятся в активную зону |
Один канал аварийной защиты будет не работать |
Будет реализовано действие соответствующего сигнала |
||
Поведение системы |
3 |
Обесточиваются приборы СУЗ, запитанные от 220/380В. Обесточиваются муфты сцепления приводов АЗ. |
Появится сигнал «Неисправность цепей АЗ», «Отсутствие 15В» |
Появится сигнал о неисправном канале |
Вызывает появление соответствующего сигнала |
||
Возможные отказы или неисправности |
2 |
Исчезновение основного источника питания 220В или 380В. |
Выход из строя одного из преобразователей ПН=110В/15В. |
Выход из строя одного канала аварийной защиты по уровню мощности или скорости нарастания мощности. |
Обрыв цепи источника аварийного или предупредительного сигнала. |
||
№№ п/п |
1 |
|
|
|
|
-
5
Реактор будет находится в подкритическом состоянии
Реактор будет подкритичен. На мощность вывести невозможно до устранения неисправности
Реактор будет остановлен и находится в подкритичном состоянии
Работоспособность аварийной защиты не нарушится
Защита по периоду будет обеспечиваться двумя другими приборами УЗС-21 по принципу «1 из 2»
4
Группа стержней останется в активной зоне
Другой стержень АЗ и три группы стержней КС дойдут до нижних концевиков
При достижении периода Т 10с или N1,2Nном. Сработает аварийная защита
Мощность реактора изменится
Один из трех каналов защиты по периоду будет в нерабочем состоянии
3
Конструкция привода не допускает обратной намотки троса на барабан
Индикация положения стержня будет информировать, что стержень не упал в активную зону
Поступит сигнал на остановку группы стержней КС при достижении периода Т20с.
Поступит сигнал на остановку группы стержней КС при достижении стержнем АР концевика 40%
Поступит сигнал о неисправности данного канала УЗС-21. Показания прибора изменятся
2
При погружении стержней в активную зону не отключился двигатель одной из групп РР
При срабатывании аварийной защиты один из стержней АЗ не упал в активную зону
Самопроизвольное извлечение группы стержней КС при ручном управлении
Самопроизвольное извлечение группы стержней КС при управлении в автоматическом режиме
Выход из строя одного прибора защиты по периоду УЗС21
1
-
5
Защита по периоду будет обеспечиваться двумя другими приборами УТ-20 по принципу «1 из 2»
Контроль мощности реактора будет осуществляться другим каналом контроля, а также тремя каналами защиты по уровню мощности
Работоспособность аварийной защиты не будет нарушена. Мощность реактора будет поддерживаться вручную, до устранения поломки.
4
Один из трех каналов защиты по уровню мощности будет в нерабочем состоянии
Один из каналов контроля мощности будет в нерабочем состоянии
Автоматическое регулирование отключится
3
Поступит сигнал о неисправности данного канала УТ-20. Показания прибора изменятся
Поступит сигнал о неисправности канала
Появится сигнал «Отказ АР»
2
Выход из строя одного прибора защиты по уровню мощности УТ-20
Выход из строя одного прибора контроля мощности УТ-20
Выход из строя блока авторегулятора БАР
1