- •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.
Система охлаждения реактора
3.2.2.1. Первый контур
Охлаждение твэлов и отражателя активной зоны осуществляется водой бассейна реактора, прокачиваемой через зазоры между твэлами ТВС и зазоры между бериллиевыми блоками. Технологическая схема первого контура представлена на рис. 26.
Внутренней металлической облицовкой бассейна реактора является бак (рис. 3, 4), изготовленный по проекту № 6.887-000-Т, разработанному главным конструктором. Монтаж секций бака выполнен по технологии, разработанной в НИКИМТ.
Материалом стенок бака является нержавеющая сталь марки 12Х18Н1ОТ с односторонней электрополировкой.
Толщина стенок бака - 5 мм, дно бака - 10 мм. Размеры бака: длина - 4,3 м, ширина - 1,8 м, глубина - 7,725 м. Бак изготовлен из шести секций, сваренных между собой. Сварные швы бака проконтролированы гамма-дефектоскопией, испытаны давлением веса наполняющей его воды (наливом).
Бак из нержавеющей стали, размещен в прежнем алюминиевом баке. Пространство между баками (100 мм по периметру) заполнено раствором из портландцемента. В районе горизонтальных экспериментальных каналов в зазоре между баками установлен змеевик для охлаждения бетона. Этот змеевик подключен к системе охлаждения защиты реактора. В верхней части бассейна зазор между баками используется в качестве вентиляционного коллектора для равномерного отсоса воздуха из пространства между настилом из оргстекла и водой. Для этого в стенке бака по всему периметру имеются вентиляционные отверстия.
Для слива воды из бассейна, в случае необходимости и только после выгрузки из активной зоны всех ТВС, смонтирована дренажная труба (рис. 3), работающая на принципе сифона. Один конец трубы опущен до дна бака, второй доходит до верхнего уровня воды. В сифонную трубу врезан дренажный трубопровод, ведущий в спецканализацию. Для слива воды необходимо заглушить верхний конец сифонной трубы специальной закручивающейся пробкой и открыть задвижку на трубе спецканализации. Для предотвращения случайного слива воды из бассейна верхний конец сифонной трубы всегда открыт, а задвижка на дренажной трубе заглушена и опечатана.
Для исключения перелива воды из бассейна в спецвентиляционные каналы надреакторного пространства, в баке имеется переливное устройство с выводом трубопровода в систему спецканализации.
Нижняя часть бака на расстоянии 420 мм от дна бака перекрыта листами из нержавеющей стали толщиной 14 мм, сваренными между собой. Листы опираются на 15 стоек из труб Ø 108 х 5 мм и лист толщиной 14 мм, смонтированный по продольной оси бака. Все эти детали скреплены сваркой. К стенке бака листы приварены через накладки. Таким образом, создана совмещенная задерживающая емкость. В листах емкости имеются вырезы под корпус активной зоны,
Рис 26.
всасывающий трубопровод и два клапана естественной циркуляции. Под активной зоной во встроенной задерживающей емкости поперек потока воды приварен нержавстальной лист. Вода в бассейн из напорного трубопровода поступает через распределительную емкость, смонтированную в баке. Емкость выполнена из перфорированных нержавсталъных листов толщиной 5 мм.
Для срыва сифона в случае разрыва всасывающего трубопровода в его верхней части в пределах бассейна вварена нержавсталъная трубка Ø 18х2 мм, открытый конец которой доходит до отметки уровня воды в бассейне.
Главным конструктором проведено расчетное обоснование прочности бака [1]. Расчет на прочность бака реактора, экспериментальных каналов (ГЭКов) проведен по "Нормам расчета на прочность … Пи НАЭ Г-7-002-86".
Расчеты показали:
- бак и ГЭКи удовлетворяют требованиям "Норм прочности ..." при статическом нагружении;
- бак и ГЭКи удовлетворяют требованиям "Норм прочности ..." при действии сейсмических воздействий как при проектном землетрясении интенсивностью 4 балла, так и при максимальном расчетном землетрясении интенсивностью 5 баллов;
- радиационный ресурс элементов конструкции при флюенсе, ожидаемом к 2030 г., обеспечивается.
В бак установлены образцы-свидетели. Часть образцов загружена в контейнер, закрепленный на ГЭК-8 около корпуса активной зоны, часть образцов находится в воде бассейна вне зоны радиационного облучения.
Изготовление секций бака, их монтаж и сварка на месте проведены аттестованными специалистами Треста "Проммеханомонтаж" Минатомэнергопрома СССР.
Вода бассейна, пройдя активную зону сверху вниз, поступает
в совмещенную задерживающую емкость объемом 3,8 м3. Из емкости вода по всасывающему трубопроводу диаметром 410х5 мм, врезанному в бак на высоте 2,20 м (ось трубопровода), поступает во внешнюю
задерживающую емкость объемом 24 м3. Задерживающая емкость изготовлена из листов нержавеющей стали, толщиной 8 мм. Внутри емкости имеются перегородки, увеличивающие путь движения воды. Назначение задерживающей емкости - ослабление наведенной активности воды по короткоживущим изотопам. В емкости активность воды по изотопам азот-16, азот-17, кислород-19 снижается в тысячу раз. Емкость установлена в приямке, облицованном нержавеющими листами, и закрыта защитными плитами из тяжелого бетона. Емкость имеет два люка для внутреннего осмотра и дыхательную трубу, выведенную в бак реактора над поверхностью воды. Максимальное давление воды в емкости равно 0,99 кгс/см2 и создается оно столбом воды при максимальном заполнении бака реактора до перелива. При работе 2-х основных
насосов первого контура (ГЦН) давление воды в емкости понижается до 0,53 кгс/см2 . При этом перепад давления на активной зоне составляет 3,4 м вод. ст.
Между баком реактора и внешней задерживающей емкостью установлена электрозадвижка Ду-400, предназначенная для перекрытия воды бассейна реактора при ремонте оборудования первого контура. При закрытии задвижки блокировкой исключается возможность включения любых насосов первого контура, способных перекачать воду из емкости в бал реактора.
Вода из задерживающей емкости насосами подается в пять теплообменников. Марка насосов Х280/29Т. Корпуса насосов изготовлены из сплава титана. Максимальное давление, создаваемое насосами, 4 кгс/см2 .
Поверхность теплосъема одного теплообменника равна 200 м2. Теплообменники изготовлены из нержавеющей стали марки I2Х18Н1ОТ по проекту, разработанному в НИКИЭТ. Изготовитель - трест "Проммеханомонтаж" Минатомэнергопром СССР.
Протечка воды первого контура во второй контур в случае разгерметизации теплообменных трубок исключается поддержанием более высокого давления во втором контуре (2,9 кгс/см2) по сравнению с первым контуром, где рабочее давление 2,3 кгс/см2.
Из теплообменников вода по напорному трубопроводу поступает в распределительную емкость, установленную в баке реактора. В верхних точках трубопроводов первого контура установлены вентили для выпуска воздуха, в нижних, точках трубопроводов установлены дренажные вентили для опорожнения трубопроводов в систему спецканализации.
Параллельно с ГЦН работает насос аварийного охлаждения (НАО) активной зоны, предназначенный для отвода тепла от твэлов в случае остановки ГЦН при аварийном отключении электроэнергии. Марка насоса - ЭЦН 3/1, производительность - 50 м3 /ч. Электродвигатель этого насоса постоянного тока (типа П-52У4) питается от двух источников: аккумуляторной батареи типа 5НК-125Т (220В, 125 а.ч.) и выпрямительного агрегата - ВАЗП - 380/260-40/80. Аккумуляторная батарея постоянно подключена параллельно выпрямителю.
В нормальном режиме двигатель насоса питается от выпрямителя напряжением 225 В. В случае исчезновения переменного напряжения (аварийный режим), реактор останавливается системой АЗ, двигатель НАО работает от аккумуляторной батареи в течение 2,5 минут с последующим автоматическим отключением. С отключением НАО автоматически обесточиваются электромагнитные муфты двух клапанов естественной циркуляции теплоносителя. Клапаны открываются пружинами, подъемная сила которых 100 кг. Вес клапана 30 кг. При расходе воды в I контуре 900 м3 /ч клапан прижимается силой в 120 кг. Ход клапана 32 мм.
Работа клапанов (открытие, закрытие) контролируются концевыми выключателями с выводом информации в систему предупредительной сигнализации.
Электромагнитные муфты клапанов запитаны от аккумуляторонойбатареи напряжением 110В. Обесточивание электромагнитных муфт происходит при отключении всех насосов первого контура, включая НАО.
Из сальниковых уплотнений насосов I контура имеются протечки теплоносителя в количестве ~50 л/сутки от трех работающих насосов. У резервных насосов сальники подтянуты и протечек нет. Под каждым сальниковым уплотнением установлены воронки, из которых протечки направляются в нержавстальной герметичный канал. Из канала протечки насосом типа "Гном" удаляются в спецканализацию. В канале установлен датчик контроля уровня воды. Протечки теплоносителя средней активности и не влияют на радиационную обстановку в помещении насосной.