- •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.
Второй контур
Для охлаждения воды первого контура в теплообменниках используется техническая вода II контура. Технологическая схема II контура представлена на рис. 26. Во второй контур входят: градирня, четыре насоса марки Д 320-50 (6НДВ-60), пять теплообменников, система трубопроводов оборотного водоснабжения. Трубопроводы из насосной II контура до градирни проложены по территории промплощадки под землей и имеют камеры переключения задвижек. Градирня брызгального типа состоит из трех секций общей площадью оросителя 192 м2. Расход воды во втором контуре 900 м3/ч. Подпитка второго контура технической водой осуществляется из скважин поселка Спутник или скважины промпдощадки реактора. Расход воды на подпитку 5÷10 м3/ч. Из системы II контура предусмотрено аварийное заполнение бака реактора технической водой с подачей ее без душирования на активную зону. При нормальном режиме линия подачи технической воды в бак реактора перекрыта двумя последовательно установленными задвижками. Третья задвижка с патрубком, врезанным между первыми двумя, всегда открыта для контроля и исключения протечек технической воды в бак реактора.
3.2.2.3. Система водоподготовки и снабжения реактора обессоленной водой
Система водоподготовки предназначена для получения обессоленной воды, используемой для первичного заполнения бака реактора и трубопроводов первого контура, подпитки I контура в процессе эксплуатации реактора водой, соответствующей нормам качества по ОСТ 95-10134-91.
Таблица 13
Нормы качества воды первичного заполнения и подпиточной воды по ОСТ 95-10134-91
Наименование показателя |
Значения показателя |
Допустимая погрешность метода контроля, % |
рН при 25°С |
5,5 ÷ 6,5 |
± 1 |
Удельная электрическая проводимость при 25°С, мкСм/см, не более |
1,5 |
± 5 |
Жесткость, мкг-экВ/кг, не более |
1,0 |
± 15 |
Массовая концентрация хлорид-иона, мкг/кг, не более |
20,0 |
± 35 |
Массовая концентрация железа, мкг/кг, не более |
20,0 |
±15 |
Массовая концентрация меди, мкг/кг, не более |
10,0 |
± 10 |
Система водоподготовки включает в себя накопительный бак объемом 4 м3, выполненный из нержавеющей стали (рис. 27.). Вода из накопительного бака подается насосом Х4/З1 на установку КДВ1, состоящую из механического фильтра, трех колонок с катионитом, трех колонок с анионитом и фильтра ФСД (смесь катионита и анионита). В качестве катионита используется ионообменная смола КУ-2-чс, анионита - смола АВ-17-чс.
В работе по две колонки с катионитом и две с анионитом, остальные колонки - на регенерации.
Производительность узла водоподготовки составляет 0,4 м3/ч, электропроводность воды на выходе 1 мкСм/см.
Вода из установки КДВ-1 поступает в приемный бак объемом 1 м3, из которого насосом Х4/31 подается в подпиточный бак объемом 5 м3 системы подпитки первого контура.
3.2.2.4. Система очистки воды первого контура
Система очистки воды первого контура предназначена для поддержания качества теплоносителя в соответствии с требованиями отраслевого стандарта ОСТ 95-1О134-91 "Режим водно-химический первого контура исследовательских реакторов бассейнового типа, средства его поддержания и контроля. Общие требования по коррозионной стойкости конструкционных материалов".
Нормы качества теплоносителя первого контура в период физического пуска, энергетического пуска и эксплуатации представлены в таблице 14.
Приведенные ниже нормы качества теплоносителя обеспечивают:
безопасность эксплуатации реактора с учетом минимальной скорости коррозии конструкционных материалов из сталей аустенитного класса, сплавов алюминия САВ-1, АД-1 и оболочек твэлов из сплава САВ-1.
Таблица 14.
Нормы качества воды первого контура.
Наименование показателя |
Значение показателя |
Допустимая погрешность метода контроля, % |
рН при 25°С |
5,0 ÷ 6,5 |
± 1 |
Удельная электрическая проводимость при 25°С, мкСм/см, не более |
4,0 |
± 5 |
Жесткость, мкг/экВ/кг, не более |
3,0 |
±10 |
Массовая концентрация хлорид-иона, мкг/кг, не более |
50,0 |
±20 |
Массовая концентрация алюминия, мкг/кг, не более |
50,0 |
± 5 |
Массовая концентрация железа, мкг/кг, не более |
50,0 |
±5 |
Массовая концентрация меди, мкг/кг, не более |
10,0 |
± 10 |
Массовая концентрация сульфат-иона, мкг/кг, не более |
50,0 |
±20 |
Суммарная удельная активность по продуктам деления, Бк/л, не более |
2,5.107 |
|
Система водоочистки первого контура, (рис. 28) состоит из шести ионообменных фильтров и двух механических фильтров. Ионообменные фильтры заполнены смолой: анионит АВ-17-чс и катионит КУ-2-чс в соотношении 1,5 : 1. Механические фильтры заполнены термоксидом. Конструкционный материал корпусов фильтров - сталь 12Х18Н10Т. Фильтры установлены в приямках, облицованных герметично сваренными листами из нержавеющей стали. Все приямки соединены между собой дренажными трубами. В приямке установлен датчик обнаружения протечек воды с выводом световой и звуковой сигнализации в пультовую реактора. Для откачки протечек установлен насос типа "Гном".
Фильтры размещены в помещении задерживающей емкости, имеющем биологическую защиту из тяжелого бетона. Переключение фильтров осуществляется системой вентилей, выведенных в другое помещение - насосную первого контура. Система вентилей позволяет включать в работу фильтры в любой последовательности. Наиболее рациональный режим работы фильтров, определенный из опыта эксплуатации, следующий:
- в работу включен один механический фильтр на три параллельно включенных ионообменных фильтра;
РИС 28.
- другая линия - механический фильтр с тремя параллельно включенными ионообменными фильтрами находится, в резерве.
Перегрузка ионообменной смолы в фильтрах осуществляется гидравлическим методом. Радиоактивная смола упаковывается в специальные ящики для отправки в могильники на захоронение.
Расход теплоносителя через фильтры осуществляется насосом марки Х8/30. Всасывающий трубопровод насоса фильтров (НФ) подключен в двух точках: во всасывающий трубопровод первого контура (до насосов ГЦН) и в напорный трубопровод первого контура (после ГЦН). Трубопровод после фильтров (НФ) подключен в напорный трубопровод первого контура после теплообменников. Такое включение НФ позволяет работать в двух режимах:
- при остановленных ГЦН насос фильтров с помощью задвижек подключается к всасывающему трубопроводу первого контура, расход системы очистки составляет 3 м3/ч;
- при работающих ГЦН насос НФ подключается к напорному трубопроводу после ГЦН, расход системы составляет 3,8 м3/ч.
Возможен режим работы системы очистки без насоса НФ, например, при его ремонте, с расходом 2 м3/ч. Такой режим обеспечивается подачей теплоносителя из напорного трубопровода первого контура через ионообменные фильтры во всасывающий трубопровод.
Система очистки теплоносителя оснащена датчиками расхода воды через фильтры и датчиками измерения удельной электропроводности с выводом информации в пультовую реактора.
Оборудование и трубопроводы системы очистки теплоносителя первого контура относятся к третьему классу безопасности (группа С) и регистрируются в книге учета предприятия.