- •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.
15. Перечень нормативной документации, требования которой распространены на ир.
Основными нормативными документами, в соответствии с которыми ведется эксплуатация реактора, являются:
Общие положения обеспечения безопасности исследовательских реакторов, НП-033-01.
Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (ПБЯ ИР-98).
Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-008-89.
Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Основные положения. ПНАЭ Г-7-009-89.
Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. ПНАЭ Г-7-010-89.
Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-87.
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности, ОСПОРБ-99.
Нормы радиационной безопасности. НРБ-99.
Приложение о Госатомнадзоре России.
Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПНАЭ Г-14-029-91.
Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами.
СПОРО-2002.
Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ), СП 2.6.1.-2002.
Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов. ОПБЗ-83.
Правила физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов. 1997 г.
Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность. ПНАЭ Г-7-013-89.
Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе исследовательских ядерных установок, НП-027-01.
Федеральный закон Российской Федерации об использовании атомной энергии. 1995 г.
Правила эксплуатации электроустановок потребителей. 1992 г.
Правила устройства и безопасной эксплуатации сосудов работающих под давлением, ПБ-10-115-96.
Правила устройства и безопасной эксплуатации трубопровода пара и горячей воды. ПБ-03-75-94.
Строительные нормы и правила. СНиП.
Положение о лицензировании деятельности в области использования атомной энергии, постановление Правительства РФ от 14.07.97 г., № 865.
Требования к составу и содержанию документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности исследовательских реакторов, критических и подкритических стендов и лицензируемых видов деятельности. РД-04-26-97.
Приказ № 83 от 11.11.97 г. Госатомнадзора РФ «Об организации лицензирования Госатомнадзором России деятельности в области использования атомной энергии».
Положение по организации и проведению экспертизы безопасности ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения. РД-03-13-97.
Положение о порядке выдачи разрешений на право ведения работ в области использования атомной энергии работникам организаций, эксплуатирующих исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды, РД-06-18-99.
Требования к программе обеспечения качества для исследовательских ядерных установок, НП-042-02.
Основные правила учета и контроля ядерных материалов НП-030-01.
Требования к обеспечению возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии, НП-024-2000.
Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок НП-028-01.
Правила проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и организации мероприятий по ограничению ее последствий. ПБЯ-06-10-99.
Положение по надзору за ядерной и радиационной безопасностью исследовательских реакторов, критических и подкритических стендов. РД-04-05-93.
Правила устройства и безопасной эксплуатации грузоподъемных кранов, ПБ-10-382-00, 2000 г.
Правило аттестации сварщиков оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-003-87.
Основные положения подготовки, рассмотрения и принятия решений по изменениям проектной, конструкторской, технологической и эксплуатационной документации, влияющим на обеспечение ядерной и радиационной безопасности. РД-03-19-94.
Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-019-2000.
Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требование безопасности. НП-020-2000.
Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности. НП-021-2000.
Л И Т Е Р А Т У Р А:
Расчетное обоснование прочности бака и трубопроводов первого контура реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПИ, НИКИЭТ, 1989 г.
Точность расчета по двухгрупповой диффузионной программе критических загрузок реактора из ТВС типа ИРТ-2М с ураном-З6%-ного обогащения. Препринт ИАЭ-5259/4. М.,1990г.
УРАН-АМ - программа нейтронного расчета цилиндрической ячейки реактора с учётом изменения изотопного состава в процессе выгорания ИАЭ-3861/5. М., 1983 г.
Яшин А.Ф. Определение скоростей воды в зазорах восьмитрубных ТВС ИРТ-ЗМ. Отчет ИАЭ, инв. № 60/867. М., 1978 г.
Программа АСТРА для расчета теплового режима ТВС с трубчатыми коаксиальными твэлами. Препринт ИАЭ - 4112/4. М., 1985 г.
Маланкин П.В., Талиев А.В. Методика и компьютерная программа RЕМ0L для расчета аварийных режимов в активных зонах исследовательских реакторов. Препринт ИАЭ - 5569/4, М., 1992 г.
Егоренков П.М., Насонов В.А., Талиев А.В., Карпухин А.А., Комаров А.Н. Нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПИ при использовании ТВС типа ИРТ-ЗМ. Отчет ИАЭ, № 60/770. Москва, 1991 г.
ShibaT., Tamai T., Hayashi M. Et al. Releate of fission products from irradiated aluminide fuel at high temperatures.-Nucl. Sci. Engng, 1984, V.87, p.405-407.
Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М., Энергоиздат. 1981 г.
Калниньш Д.0., Дъяков П.А., Егоренков П.М. и др. Исследование режимов работы твэлов при частичном оголении активной зоны ИРТ. Атомная энергия, 1991, т. 70, вып. 5, с 197-199.
Gieseke Y.A. et al. Radionuclides release under specific LWR accident condition. BMI-2104. Vol 1 (July), 1983.
Saito M., Futamura Y., Nakata H. et al. Further data silicide fuel for the leu conversion jmtr, ieaea-sm 310/59/p, Chaik River, Ontario, Kanada, 23-27 oct. 1989.
Безопасность в атомной энергетике, т. I, часть I. Общие положения безопасности АЭС. Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения. Москва, Энергоатомиздат, 1984 г.
Павленко В.И. Оценка радиационных последствий аварий на исследовательских реакторах (методика оценки). ИАЭ, инв. № 60/352, 1987 г.
Критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. Москва. 1990 г.
Талиев А.В. Программа BEREZA для расчета нестационарных и аварийных режимов охлаждения твэлов исследовательских реакторов при кипении теплоносителя. Отчет ИАЭ, инв. № 60/379, М., 1987 г.
Реконструкция реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПИ. Расчет высоты выброса вентиляционного воздуха из помещений зоны строгого режима, ТО ВНИПИЭТ, г. Томск-7, 1979 г. инв. № 538/ДСП.
Оценка радиационных последствий гипотетической и максимальной проектной аварии на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т. г. Томску 1989, инв. № 32-138.
Оценка возможности оборудования критических масс запроектных авариях с расплавлением активной зоны реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПУ. Отчет ИРТМ РНЦ «Курчатовский институт» инв. № 60/932, Москва, 1994 г.
Анализ безопасности реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПУ при потере внешних и внутренних источников электроэнергии, а также при несрабатывании аварийной защиты при авариях и аварийных ситуациях. Отчет ИРТМ, РНЦ «Курчатовский институт, инв № , Москва, 1994 г.