Максимальная плотность потока в активной зоне составляет 1,7 х 10 нейтр/см сек.

Главным отличием данного реактора от других реакторов подобного типа является вертикальное расположение первого контура охлаждения реактора. Теплообменник встроен в нишу бассейна. Бак реактора глубиной 4м и диаметром 0,96м. Наличие специальной ниши в защите реактора с откатным коробом и защитной откатной дверью позволяет проводить исследования материалов биологической защиты, их композиций и макетов.

Основные технические характеристики:

Тип и количество ТВС........................................................................................... – ЭК –10, 360шт

Количество U235..................................................................................................... – до 3040 г

Максимальный запас реактивности................................................................... – 0,8 эф

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

Расход теплоносителя в 1 контуре....................................................................... – 100 м/час

Давление в тр-е 1 контура.................................................................................... – 3 кгс/см

Температура воды в 1 контуре............................................................................. – до 45⁰С

 В качестве максимальной проектной аварии в ТОБе принята невосполнимая течь воды из бака реактора. Цепная реакция при этом прекращается вследствие снижения уровня теплоносителя. Последствия такой аварии заключаются в разогреве ТВС до 300⁰ С за 6,5 часов, т.е. за время, которого как считают авторы, достаточно для ликвидации причин аварии. Необходимо отметить, что при рассмотрении аварии не учтено, что разгерметизация может наступить в пятницу, после ухода смены. При неисправности аппаратуры сигнализации возможно отсутствие охлаждения активной зоны в течение ~ 2,5 суток.. Ядерные и радиационные последствия такой аварии не рассмотрены.

За максимальную запроектную аварию в ТОБ принята авария с разгоном реактора в результате введения радиоак – тивности 0,8 эф при отказе АЗ по “скорости”.  В результате происходит разгерметизация оболочек ТВЭЛ с попаданием осколков деления в теплоноситель, а из него, через включенную вентсистему, минуя фильтры очистки, в окружающую среду.

Последствия такой аварии заключаются в превышении в 7,4 раза допустимого кратковременного выброса – 0,00032 / 0,0021 кюри йода –131(по остальным изотопам выбросы не превышают допустимых величин).

С учетом малой высоты вентиляционной трубы (21,5м), минимальный коэффыициент разбавления будет равен 14 и соответ –

ствовать расстоянию 50 – 100м от выбросной трубы.      

Надо отметить, что аварийная ситуация рассмотрена с достаточно консервативных позиций, которые заложены в расчете. Однако приблизительный оценочный характер расчетов не позволяет оценить их достоверность.

Последствия возможных внешних воздействий на реактор(например из-за близости ж.д.) в ТОБ не рассмотрены.                                                                         

Необходимо отметить, что ТОБ реактора составлен в 1987 году и не учитывает тех изменений в требованиях к сродержанию и оформлению ТОБ, которые сформировались в последние годы. Так, ТОБ рассмотрен только в самом НИКИЭТ, не содержит описания технологической части реактора, вентиляционной и других систем. Расчеты, приведенные в ТОБ, носят приблизительный, оценочный характер. Последствия рассмотренных в ТОБ аварийных ситуаций, как правило, носят постулированный характер, без обоснования характера протекания, процесса аварии и хотя бы приблизительных расчетов. Несмотря на то, что конструкция реактора обеспечивает достаточный уровень ядерной безопасности, должна быть более строго показана безопасность населения, живущего за 100 – 200 м от реактора.

Реактор эксплуатируется 29 лет и требуется проведение обследования состояния ТВС и металла его бака и внутрибаковых конструкций (в ТОБ не рассмотрена и авария, связанная с разрушением активной зоны). На реакторе не установлена периодичность смены фильтров спецвентиляции, объем контроля, позволяющий достоверно оценивать качество работы фильтров.

Для обеспечения безопасной эксплуатации на реакторе необходимо: провести ревизию оборудования 1 контура в объеме современных требований и определить сроки дальнейшей эксплуатации оборудования и строительных конструкций; переработать ТОБ с учетом существующих требований по его содержанию и оформлению; распространить действие «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок «(ПН АЭ Г-7-008-89) на трубопроводы и оборудование реактора.

 

 

ЮАО – МИФИ

 

 

Реактор ИРТ, мощностью 2,5МВт, сооружен по типовому проекту ТП – 3304 М в 1967 году. В 1990 году на нем была закончена реконструкция СУЗ, в результате которой реактор оснащен системой “Узор”, удовлетворяющей всем современным требованиям по безопасности, а таже завершены работы по системе локализации, сбора и возврата радиоактивных протечек воды (СЛА). Реактор является гетерогенным, водяным,бассейнового типа, со стационарным потоком тепловых нейтронов максимальной плотностью 5,3 х 10 н/см с. Реактор предназначен для проведения научно – исследовательских и учебных работ по различным направлениям ядерно-физических исследований.

 

Основные технические характеристики реактора:

Тип и количество ТВС................................................................................................... – ИРТ –2М,3М; 20шт

Максимальный запас реактивности........................................................................... – 7,5% к/к

Количество стержней СУЗ (КС+АЗ+АР).................................................................... – 3+3+1

Расход теплоносителя в 1 контуре............................................................................... – 145 т/ч

Давление воды в 1 контуре............................................................................................ – 0 – 4 кгс/см

Температура воды на вх. Активной зоны................................................................... – 45⁰ С

Количество U235  в зоне.................................................................................................. – 3,3 кг

ТОБ реактора достаточно полно соответствует предложенному Госпроматомнадзором содержанию.

В качестве исходного события для максимальной проектной аварии на реакторе принято полное оплавление одной ТВС при блокировке проходного сечения для теплоносителя. В результате аварии, при наихудшем ее протекании за 3 суток на границе СЗЗ(250м) создается интегрированная концентрация по изотопу йода –131 в 9 х 10 ки с/л, что значительно меньше уровня воздействия (4.1 х 10 ки с/л0, при котором требуется реализация мероприятий по защите населения.

В качестве максимальной запроектной аварии без объяснения ее причин, принято 3% оплавление активной зоны при ее полном обезвоживании. В результате аварии, при ее весьма консервативной оценке, доза внешнего и внутренннего облучения, в случае равномерного выброса продуктов деления в течение 3 суток составит на границе СЗЗ 4,4 бэр.

Приняв в качестве максимальной запроектной “постулированную” аварию, авторы ТОБа отказались от рассмотрения последствий внешних воздействий на реактор.

Необходимо отметить, что в ТОБе недостаточно обоснованы исходные события аварий (почему для МПА принята разгерметизация одной ТВС, какими мерами исключена возможность случайного или преднамеренного перекрытия проходного сечения целого ряда ТВС?.).

Не приводится обоснование к принятию 3% оплавления активной зоны в случае МЗА.

Оценка программы радиационной безопасности

В соответствии с международной и отечественной практикой нормативными документами по безопасности рассматриваются две группы радиационного облучения:

- источник радиации находится под контролем и облучение ограничено нормативными величинами;

- контроль над радиоактивными источниками нарушен и облучение не может быть ограничено нормативными величинами.