Максимальная проектная авария, связанная с самопроизвольным извлечением СУЗ и отказом АЗ приводит к

«вспышке» (длительностью – 0,5сек) мощностью до 6,6МВт, с последующим ее снижениемдо 0,4 МВТ и затем, в течение 3 мин спадом до стационарного уровня 50 кВт с разогревом топливного раствора до 60 ⁰С. При этом каких – либо повреждений оборудования реактора не происходит.

В качестве максимальной запроектной аварии (МЗА) рассматривается разгерметизация корпуса реактора, как дополняющая течение проектной аварии. В ТОБе показано, что максимальная доза в приземном слое атмосферы не превышает предельно – допустимого значения, определенного ПДВ – 83. МЗА характеризуется в ТОБе как инциндент с локальным загрязнением производственных помещений без превышения предельно –допустимого уровня загрязнения окружающей среды. Аналогичные последствия возможны и при внешних воздействиях.

К недостаткам ТОБ можно отнести отсутствие обоснования безопасности: при воздействии на реактор высоких температур (пожары) и низких температур (вплоть до замерзания раствора при стихийных бедствиях); отсутствие согласования ТОБ (рассмотрен лишь руководством института) с надзорными органами; отсутствие конкретных результатов, характеризующих и подтверждающих выводы о радиационной безопасности реактора при рассмотренных авариях.

 

Реактор ОР

Реактор ОР, номинальной мощностью 300 кВт, эксплуатируется в данной модификации с 1990 года, здание реактора сооружено в 1954 году. Основное назначение реактора – проведение исследований и отработка противорадиационных защит установок различного назначения. Максимальный поток тепловых нейтронов в центре активной зоны до 2,9 х 10 н/см с. Реактор ОР – водо – водяной, гетерогенный бассейнового типа(аналогичен реактору ИРТ). Особенность данного реактора состоит прежде всего в его экспериментальных возможностях – пучок нейтронов с боковой поверхности активной зоны выводится в экспериментальный тоннель, оснащенный передвижными коллимирующими диафрагмами и экранирующими приспособлениями, позволяющими формировать широкий, практически мононаправленный пучок нейтронного и гамма-излучений диаметром до 2м, на пролетной базе до 25м..

 

Основные параметры реактора:

Тип и количество ТВС/ТВЭЛ........................................................................................ – С – 36(36%), 25/375шт.

Максимальный запас реактивности............................................................................ – 3 эф

Количество стержней СУЗ (КС + АЗ + АР)................................................................. – 2 + 2 + 1

Расход теплоносителя в 1 контуре................................................................................ – до 3 атм

Температура воды в баке................................................................................................ –до 40⁰С

Количество U 235 в зоне................................................................................................... –3,3кг

В ТОБе реактора показано, что ни одна из рассмотренных проектных аварий (максимальная не выделена) не приводит к раплавлению ТВС, и  значит не представляет угрозы для персонала реактора и населения района расположения реактора.

В качестве максимальной запроектной аварии принята авария с сильным повреждением (расплавлением) ТВС и выходом продуктов деления через воду бака в камеру реактора и через систему технологической вентиляции в атмосферу.

Причина аварии – сознательное нарушение персоналом регламента ведения работ. При этом накопление активности ПД в активной зоне соответствует непрерывной его работе в течение компании на мощности 30 кВт. Показано, что последствия такой аварии ограничиваются зданием и территорией объекта и за ее пределами не превышают дозовых критериев для принятия решений о мерах защиты населения, а также предела дозы, установленного НРБ, при любых категориях устойчивости атмосферы и высоты выброса.

Показано, что последствия аварий, связанных с внешними воздействиями не превышают последствий максимальной запроектной аварии.

Вопросы радиационных последствий аварий изложены в ТОБе достаточно глубоко, с необходимым объемом таблиц и графиков, показывающих картину распространения выбросов по каждому из р/а изотопов на территории объекта и за ее пределами. Содержание ТОБ соответствует существующему на сегодня уровню требований нормативной и регламентирующей документации.

К недостаткам ТОБ следует отнести: отсутствие согласования с органами надзора и головными организациями в области ИР; неполноту распространенных отказов в «Анализе ответов СУЗ на возможные неисправности»; исходя из международной практики необходимо обосновать устойчивость здания к сейсмическим и внешним воздействиям, а не основываться на анализе "гипотетических" аварий.                                                  

Реактор МР

МР – исследовательский материаловедческий реактор, пучковый, канального типа, погруженный в бассейн с водой, тепловой мощностью 40.000кВт (40МВт). Эксплуатируется в данной модификации (после реконструкции) с 1963 года и в настоящее время является одним из самых старейших и мощных исследовательских ядерных реакторов страны. Его основное назначение – испытание ТВС и конструкционных материалов. Конструкция реактора имеет следующие особенности:

-для охлаждения каждой ТВС, входящей в активную зону, применяются отдельные каналы;

-активная зона, состоящая из рабочих, петлевых каналов и блоков металлического бериллия, погружена в бассейн;

-в конструкции активной зоны применяются ТВС, имеющие возможность опускаться ниже уровня активной зоны (для частичной разгрузки зоны);

-привода СУЗ могут расцепляться для обслуживания активной зоны;

-для проведения испытаний используются петлевые каналы с высокими параметрами контура циркуляции, характерными для атомных станций (Р= 150атм, t = 280⁰С).

Большое число петлевых каналов (~8шт.) позволяет эффективно использовать реактор для решения проблем атомной энергетики.

К защитным системам безопасности на реакторе относятся система управления и защиты реактора и система аварийного отвода тепла, включающая:

-два аварийных насоса в 1 контуре охлаждения активной зоны;

-два аварийных насоса во 2 контуре;

-два аварийных перепускных клапана технической воды в 3 контуре;

-два аварийных насоса в контуре охлаждения блоков реактора (контур бассейна).

Обеспечивающие системы аварийного электроснабжения содержат:

-две АКБ СК-20 на напряжение 220-275 В;

-три АКБ СК-5 на напряжение 48 В;

-АКБ СК-5 напряжением 27 В;

-три 3-х машинных агрегата;

-дизельная электростанция с генератором постоянного тока напряжением 220 В;

-дизельная электростанция АД 100с-Т400-Р с генератором переменного тока напряжением 380/220 В;

-выпрямительные устройства типа ВЦК-320/30, ВСС – 93/95М, ВЦК – 30/60.

Надо отметить, что в ТОБ неправильно трактуется понятие локализующих систем безопасности, в которые вошли и трубопроводы 1 контура и петлевые каналы и система спецвентиляции.

Эффективных систем локализации на реакторе нет. Если аналогичный реактор «Мария» в Польше оборудован защитной оболочкой («Контайментом»), то на реакторе МР имеется только негерметизированный центральный зал, не оснащенный шлюзовыми устройствами.

 

Основные технические характеристики реактора:

Количество и обогащение ТВС в активной зоне.................................................... – до 37шт., 90% (435г U235)

Максимальный запас реактивности......................................................................... – 20 эф

Количество стержней СУЗ (КС+АЗ+АР).................................................................. – 13+8+2

Расход теплоносителя в контуре............................................................................... – 800 т/ч

Давление воды в контуре рабочих каналов............................................................ – 10 – 21 кгс/см

Температура воды на вх/вых активной зоны......................................................... – 45⁰С/110⁰С

Количество U 235 в зоне.............................................................................................. – до 16,1 кг

В рассматриваемом ТОБе за максимальную проектную аварию принята ситуация с разрывом петлевого канала, приведшая в результате импульса давления к разрыву 4 рабочих каналов, окружающих петлевой. При этом не произойдет расплавление или разгерметизация твэлов рабочих ТВС. В самом петлевом канале при его разрыве не исключено повреждение (разгерметизация или оплавление) части твэлов опытной ТВС. Оценка радиационных последствий данной аварии при допущении 100% оплавления твэлов опытной ТВС показывает, что дозы внешнего и внутреннего облучения населения в радиусе 300м от реактора не превышает 35 мбэр, что не потребует принятия мер, связанных с нарушением жизнедеятельности людей.

Анализ данной аварии проведен без оценки возможности и последствий образования, в результате разгерметизации каналов, парового пузыря, который в свою очередь может препятствовать вводу в активную зону стержней СУЗ.

Нельзя признать удовлетворительным объем представленных в ТОБе обосновывающих безопасность материалов: не рассмотрена наиболее серьезная по своим последствиям авария с разрывом напорного коллектора 1 контура; отсутствует анализ безопасности при запроектных авариях; отсутствуют расчеты по анализу надежности систем и оборудования реактора; не проведены расчеты по анализу безопасности комплекса МР (здание и оборудование) при сейсмических и других внешних воздействий (отступление от требований п.3.1.7 ПБЯ –03-75); отсутствует техническое обоснование безопасности на экспериментальные петли реактора (петлевые каналы); ТОБ не согласован и не рассмотрен в каких-либо заинтересованных организациях и органах надзора.

Техническое состояние реактора, эксплуатирующегося 27лет, требует проведения технического освидетельствования и замены основного тепломеханического оборудования, электрооборудования, приборного парка.

Освидетельствование должно выполняться независимыми экспертами, представителями головных организаций – разработчиков проекта и органов государственного надзора. В ТОБе не представлены обоснования сроков дальнейшей эксплуатации основного оборудования реактора и его строительных конструкций. Подобные требования сформулированы на правилах ПН АЭ(8), распространенных на ИЯР, и руководящих документах органов государственного надзора.

ЦАО – НИКИЭТ

Реактор ИР –50, тепловой мощностью 50 кВт, эксплуатируется с 1961года и принадлежит к классу бассейновых реакторов типа ИРТ. Предназначен для проведения исследований свойств материалов биологической защиты.

Как показано в ТОБе, малая мощность реактора и его конструкция обеспечивает возможность охлаждения

активной зоны без принудительной циркуляции теплоносителя.