- •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.
Организация эксплуатации.
ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИР
5.1. Реактор ИРТ-Т введен в эксплуатацию после реконструкции в 1984 г. Ввод ИР в эксплуатацию проведен в соответствии с действующими на тот период нормативными документами, с оформлением актов готовности систем и оборудования к проведению физического пуска ИР, а затем энергетического пуска реактора.
Администрация ИР ИРТ-Т разработала и согласовала с Госатомнадзором РФ и местными органами управления документы, регламентирующие эксплуатацию реактора:
Паспорт ИР № 20-10ИР;
Санитарный (радиационно-гигиенический) паспорт;
Инструкцию по эксплуатации ИР № 32-27;
Инструкции по эксплуатации экспериментальных устройств, № 32-43;45;46;47;
Инструкции по эксплуатации систем и оборудования ИР, № 32-155164;
Инструкцию по обеспечению ядерной безопасности при транспортировании и хранении свежего и отработанного ядерного топлива № 32-25;
План мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий, №32-139;
Инструкцию по действиям персонала в аварийных ситуациях, № 32-24.
Периодически не реже одного раза в год комиссией, назначенной директором ГНУ НИИ ЯФ при ТПУ, проводится проверка состояния безопасности на ИР. Периодически два раза в год комиссией, назначенной приказом директора ГНУ НИИ ЯФ при ТПУ проводится инвентаризация ядерных материалов на ИР. Ежегодно составляется Отчет по оценке текущего состояния ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации ИР ИРТ-Т, который направляется в Госатомнадзор РФ. Ежегодно проводятся экзамены на знание рабочего места у персонала ИР. В присутствии государственного инспектора ГАН РФ ежегодно проводятся экзамены у персонала реактора на знание правил, норма и инструкций, действующих в атомной энергетике.
Администрация ИР ИРТ-Т получила лицензию на эксплуатацию реактора. Госатомнадзор РФ выдал лицензию на эксплуатацию реактора за № ГН-03-108-1059 от 12.02.2003 г.
Персонал реактора (7 человек) и руководящий персонал (5 человек) получили «Разрешения на право ведения работ в области использования атомной энергии», выданные Госатомнадзором России согласно РД-06-18-99.
5.2. Ремонтные и перегрузочные работы.
5.2.1. Регламент проведения ремонтных работ.
Не реже одного раза в три месяца реактор останавливается для проведения планово-предупредительного ремонта (ППР) приборов и оборудования.
План ППР составляется на основе годового графика ремонта и обслуживания приборов и оборудования руководителями соответствующих служб, который ими подписывается и утверждается главным инженером реактора.
В план ППР включаются также и внеочередные работы по ремонту и замене отдельных частей и узлов, неисправности в которых или ненадежная работа обнаруживается при работающем реакторе во время ежедневного оперативного обслуживания.
Вывод (отключение) в ремонт приборов и оборудования и включение их после завершения ремонта производится только при получении соответствующего разрешения на производство этих операций от начальника смены реактора.
Контроль за проведением ППР осуществляется как руководителями соответствующих служб, так и дежурной сменой во главе с начальником смены.
После завершения ППР начальник соответствующей службы составляет акт о проделанных работах. В журнале "Вывод оборудования ИРТ-Т в ремонт и ввод в эксплуатацию" № 32-107 делаются соответствующие записи с подписями начальников соответствующих служб и начальника смены.
На основании актов о завершении ППР оборудования главный инженер реактора составляет распоряжение о выводе реактора на мощность.
Кроме ППР, проверок, осмотров, проводимых персоналом реактора, основная часть приборов и оборудования подвергается периодическому освидетельствованию и испытаниям инспектором соответствующего органа надзора или государственным или ведомственным поверителем.
Освидетельствование и испытание оборудования и трубопроводов первого контура охлаждения проводится в сроки, предусмотренные "Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПН АЭ Г-7-008-89 ".
5.2.2. Перечень подлежащих проверке узлов, систем и оборудования, обеспечивающих ядерную безопасность реактора.
Таблица № 32.
№ п/п |
Наименование оборудования |
Периодичность испытаний и проверок |
1 |
2 |
3 |
1. |
Каналы измерения физической мощности реактора УЗС-21 № 1,2,5 (защита по скорости нарастания мощности) |
Ежемесячно, в соответствии с графиком. |
2. |
Каналы измерения физической мощности реактора УТ-20, № 1,2,3 (защита по уровню мощности), и № 4,5 (измерение мощности) |
Ежемесячно, в соответствии с графиком. |
3. |
Система логики. |
|
3.1 |
Обеспечение скорости увеличения реактивности при взводе стержней аварийной защиты (АЗ) не более 0,07 эф/с. |
1 раз в квартал во время проведения ППР |
3.2 |
Обеспечение введения положительной реактивности стержнями компенсации КС "шагами" весом не более 0,3 эф (время одного "шага" не более 4с, скорость подъема стержня в пределах "шага" не более 2 мм/с) |
1 раз в квартал во время проведения ППР |
3.3 |
Невозможность взвода стержней АЗ при отсутствии ключа в замке управления |
- «»- |
3.4 |
Невозможность взвода стержней АЗ, если не включен или неисправен хотя бы один прибор контроля и защиты по периоду (1УЗС, 2УЗС, 5УЗС) |
- «»- |
3.5 |
Невозможность взвода стержней АЗ, если не включен или неисправен хотя бы один прибор защиты по уровню мощности (1УТ, 2УТ, 5УТ) |
- «»- |
3.6 |
Невозможность взвода стержней АЗ при наличии хотя бы одного аварийного или следующих предупредительных сигналов:
|
- «»- |
3.7 |
Невозможность взвода стержней АЗ при отсутствии питания на электромагнитных муфтах приводов |
|
3.8. |
Невозможность взвода двух стержней АЗ одновременно |
1 раз в квартал во время проведения НИР |
3.9. |
Невозможность взвода стержней АЗ, если хотя бы одна из групп стержней КС не достигла нижнего положения |
- «»- |
3.10. |
Невозможность перемещения органов АР и КС' в сторону увеличения реактивности, если стержни АЗ не взведены в верхнее положение |
- «»- |
3.11. |
Невозможность взвода более одной группы стержней компенсации КС одновременно |
- «»- |
3.12. |
Невозможность взвода групп стержней КС при выходе из строя системы "шагового" перемещения |
- «»- |
3.13. |
Невозможность движения стержней АЗ или группы стержней КС при наличии сигнала от каналов защиты по периоду |
- «»- |
3.14. |
Невозможность остановки стержней АЗ или групп стержней КС при движении их вниз после нажатия кнопки аварийной защиты |
- «»- |
3.15. |
Работа указателей положения стержней компенсации КС и стержня автоматического регулирования |
- «»- |
3.16. |
Возможность остановки реактора кнопкой "АЗ" из помещения пульта управления реактором, с верхней площадки реактора, из коридора второго этажа |
- «»- |
3.17. |
Система аварийной и предупредительной сигнализации |
Перед пуском реактора по инструкции по эксплуатации реактора. |
3.18. |
Система блокировок технологических параметров |
1 раз в квартал |
4. |
Система исполнительных механизмов |
|
4.1. |
Приводы и подвески стержней компенсации КС и аварийной защиты |
1 раз в квартал по графику |
4.2. |
Блоки управления приводами стержней (БУАЗ, БУКС, БУАР) |
1 раз в квартал в ППР |
5. |
Ионизационные камеры |
Проверка работоспособности 1 раз в кв. через 6 мес. |
6. |
Приборы контроля мощности КСП |
Измерение сопротивления 1 раз в квартал |
7. |
Определение эффективности стержней АР, КС, АЗ |
Каждый раз после завершения перегрузки активной зоны. |
8. |
Контрольно-измерительные приборы технологических параметров: |
|
8.1. |
Приборы измерения расхода воды в I и II контурах охлаждения |
Ежеквартально (по графику). |
8.2. |
Прибор измерения перепада давления на активной зоне |
Ежеквартально (по графику). |
8.3. |
Дифманометры давления воды в I и II контурах охлаждения |
I-контур ежеквартально, II-контур - 1 раз в год |
8.4. |
Приборы измерения уровня воды в баке реактора |
Ежеквартально |
8.5.
|
Приборы для измерения температуры воды в I и II контурах охлаждения: |
|
- линии термометров сопротивления |
1 раз в 2 года |
|
- преобразователи |
1 раз в 12 месяцев |
|
- узкопрофильный прибор М.1742 |
1 раз в 12 месяцев |
|
9. |
Механическое оборудование: |
|
9.1. |
Трубопроводы I контура охлаждения, задерживающая емкость, теплообменники |
1 раз в 12 месяцев |
9.2. |
Теплообменники напорные трубопроводы I контура охлаждения (гидравлические испытания, осмотр) |
1 раз в 4 года |
9.3. |
Насосы I контура охлаждения |
1 раз в месяц |
9.4. |
Вентиляторы спецвентиляции |
1 раз в 4 месяца (по графику ) |
9.5. |
Трубопроводы системы водоочистки, фильтры (наружный осмотр) |
1 раз в 12 месяцев |
9.6. |
Трубопроводы, фильтры системы водоочистки (гидравлическое испытание, осмотр) |
1 раз в 4 года |