СЗАО – РНЦ «Курчатовский институт»

СЗАО – РНЦ «Курчатовский институт»

 

Реактор ИР – 8

 

Реактор ИР – 8 – исследовательский, пучковый реактор бассейнового типа, тепловой мощностью 8.000кВт (8МВт), эксплуатируется с 1965 года. В 1981году не реакторе проведена его полная реконструкция, не затронувшая только теплообменники и часть трубопроводов первого контура. Реактор относится к классу бассейновых типа ИРТ и является самым мощным реактором данного типа в стране. Основное назначение реактора – проведение ядерно-физических исследований и производство изотопов для медицины. Особенностью данного реактора является применение для охлаждения активной зоны вертикально расположенного эжектора.

 

Основные технические характеристики

 

Тип и количество ТВС....................................................................................................... – ИРТ – 3М, 16шт(UO  в алюминии)

Максимальный запас реактивности............................................................................... – 22,4% к/к

Количество стержней СУЗ (РР + АЗ + АР)......................................................................– 10 + 2 + 1

Расход теплоносителя..........................................................................................................– 780 т/ч

Давление воды в 1 контуре................................................................................................ – до 4 атм.

Температура воды на вх/вых активной зоны................................................................ – 47,5 ⁰ C/67 ⁰ С

Количество U 235 в активной зоне................................................................................... – 4,37 кг

В рассмотренном Техническом обосновании безопасности (ТОБ) за максимальную проектную аварию принята авария, связанная с прекращением циркуляции теплоносителя через одну ТВС вследствие блокировки посторонним предметом, в результате которой дозы внешнего облучения от облака щитовидной железы, существенно меньше, среднегодовой дозы фонового облучения людей и составляет ~ 90 мбэр.

В качестве максимальной запроектной аварии принято осушение активной зоны вследствие разгерметизации горизонтального экспериментального канала. Утверждается, что в результате такой аварии разгерметизации ТВС не произойдет. Аварии связанные с внешним воздействием на реактор в ТОБе не рассмотрены.

Эксперименты, проведенные на реакторе показали возможность нормального расхолаживания активной зоны реактора в аварийной ситуации, полного обесточивания реактора.

Техническое обоснование безопасности (ТОБ) реактора составлено в целом достаточно полно, с подробным описанием устройства реактора, его систем, пределов и условий эксплуатации, однако ТОБ имеет следующие недостатки требующие его доработки: не согласован с органами надзора и головными специализированными организациями по проектированию ИР; не рассмотрены последствия аварий, связанных с внешними воздействиями на реактор; не представлено расчетное обоснование

и заключение специализированной организации о сейсмостойкости здания; не обоснована эффективность аварийной душирующей системы охлаждения активной зоны в случае аварии с потерей теплоносителя и одновременном отказе городского водопровода; санитарно-защитная зона не согласована с ЗГУ при Минздраве и Госстрое; не выполнено требование п.58 СП-ИР о системе очистки стоков – трубопроводы спецканализации и баки отстойники не оборудованы устройствами, позволяющими обнаружить утечки; не обоснована радиационная безопасность в случае переполнения баков спецканализации в реультате аварии с осушением бака реактора.

Среди имеющихся на реакторе недостатков в его техническом состоянии особое беспокойство вызывает работоспособность душирующего устройства, т.к. экспериментально не подтверждена эффективность системы, сборные емкости 2 х 50м не обеспечивают сбор теплоносителя при разгерметизации ГЭК из-за отсутствия соответствующих трапов.

 

Реактор «Гидра»

Реактор «Гидра» – сооружен в 1972 году, относится к классу импульсных, самогасящихся, растворных реакторов. Мощность в импульсе до 30 Мдж. В качестве топливного раствора применен уранил –сульфат 90%-го обогащения. Флюенс потока нейтронов за импульс – до 1,8 х 10 н / см. Основное назначение реактора – проведение с его помощью эксперимен – тов по радиационному материаловедению и исследование свойств реакторов подобного класса. Конструктивно  реактор представляет собой герметичную, цилиндрическую емкость из нержавеющей стали (диаметром 452мм, толщиной стенки 30мм). Емкость рассчитана на давление 200 кгс/см. Реактор размещен в отсеке 3м х 3м х 4м с биологической защитой из бетона. Частота работы реактора выбрана с условием, чтобы не требовалось какого-либо принудительного охлаждения.

Основные характеристики реактора:

Концентрация U235 в растворе............................................................................... – 80 г/л

Количество U 235....................................................................................................... – 1800 г

Максимальный запас реактивности...................................................................... – 6 эф

Количество стержней СУЗ (ПУ + КО).................................................................... – 1 + 4

Максимальное давление в корпусе......................................................................... – до 40кгс/см

 

В Техническом обосновании безопасности (ТОБ) обоснована ядерная безопасность реактора при возможных аварийных ситуациях, связанных с неисправностями оборудования, ошибками персонала, внешними воздействиями. Результаты обоснования подтверждены исследованиями, выполненными непосредственно на реакторе. Из-за низкой среднесуточной мощности (3квт/сутки) и достаточного запаса реактивности перегрузочные работы на реакторе могут выполняться 1 раз в 10лет. Малая степень выгорания топлива обеспечивает необходимый уровень радиационной безопасности при возможных авариях с утечками уранил-сульфата. Режим самогасящей вспышки делает реактор независимым от неисправностей в системе его управления и защиты(СУЗ). Основной технической особенностью данного типа реактора, в противоположность реакторам стационарной мощности является обеспечение большой скорости ввода положительной реактивности. В данном случае она вводится пусковым устройством, рабочим органом которого является пусковой стержень.

В качестве максимальной проектной аварии реактора в ТОБе рассмотрено невозвращение рабочих органов СУЗ в активную зону. В результате – после вспышки от проектной величины мощность реактора стабилизируется на уровне десятков киловатт и зависит от наличия внешнего охлаждения. Герметичность корпуса реактора обеспечивает отсутствие выбросов радиоактивных продуктов деления.

В качестве максимальной запроектной аварии (МЗА) рассмотрена максимальная проектная авария сопровождающаяся разгерметизацией корпуса реактора. Показано, что активность смеси продуктов деления обусловлена в основном радиоактивными благородными газами и в существенно меньшей степени радиоактивными галогенами. Во всех случаях протекания аварии максимальная доза в приземном слое атмосферы за счет выброса не превышает предельно-допустимого значения, определенного ё в ПДВ-83. МЗА характеризуется в ТОБе как инциндент с локальным загрязнением производственных помереактора без превышения предельно-допустимого уровня загрязнения окружающей среды.

К недостаткам ТОБ необходимо отнести: Краткое изложение обоснования, без должного объема описания систем реак – тора, расчетных и иллюстрирующих материалов; отсутствие согласования ТОБ (рассмотрен только руководством института)

с надзорными органами; отсутствие обоснования безопасности при воздействии на реакторах высоких температур (при пожарах) и низких температур (при стихийных явлениях); не учтены требования, рекомендованные “Правилами АЭС” (ПН

АЭ Г – 7 – 008 – 89) для ИЯР; отсутствие обоснованного срока службы основного оборудования реактора; отсутствие конкретных результатов, характеризующих и подтверждающих выводы о радиационной безопасности реактора при рассмотренных авариях.

Реактор «Гамма»

 

Реактор «Гамма», тепловой мощностью 125 кВт, введен в эксплуатацию в 1981году, как прототип установки специального назначения, служащей источником электроэнергии мощностью несколько десятков кВт. Отличительными особенностями реактора, вытекающими из его назначения являются:саморегулирование (что дает возможность эксплуатировать без оператора), система охлаждения на основе естественной циркуляции теплоносителя, термоэлектрический метод преобразования энергии, одноразовая загрузка активной зоны на весь период эксплуатации, трехконтурная схема передачи тепла от активной зоны к охлаждающей технической воде.

Конструктивно реактор представляет собой основной корпус диаметром 660мм и толщиной стенки 45мм, помещенный в кессон высотой 3800мм, который находится в воде бассейна размерами 4,6 х 4,6 х 7м. Изнутри бассейн облицован нержавеющей сталью. Вода бассейна охлаждается с помощью двух теплообменников технической водой.

 

Основные технические характеристики реактора

Тип и количество ТВС...................................................................................................... – ТВЭЛ ледоколов, 69 сборок

Максимальный запас реактивности............................................................................... – 2,0 эф

Количество стержней СУЗ................................................................................................. – 33

Расход теплоносителя через активную зону................................................................... – 3 т/час

Избыточное давление воды в контурах 1/2/3.................................................................. – 20/0/4 кгс/см

Температура воды на вх/вых активной зоны................................................................. – 180⁰С/190⁰С

 

В рассмотренном ТОБ за исходное событие максимальной проектной аварии принята разгерметизация первого контура реактора непосредственно в центральный зал (при отсутствии воды в бассейне). Ссылаясь на расчеты, сделанные в соответствующем отчете ИАЭ утверждается, что разгерметизация ТВС в этом случае не произойдет. Избыточное давление в Центральном зале за счет выброса около 100кг теплоносителя поднимается до 0,12 кгс/см.

Активность основных радионуклидов в воздухе зала составит:

                                                                              Йод – 131................................................ – 1,1 х 10 ки

                                                                              Стронций – 90 и Цезий –137............... – 1,6 х 10 ки

Принимая, что примерно 10% этой активности через существующие неплотности в герметизации зала попадет в атмосферу (степень негерметичности оценена экспериментально), утверждается (со ссылкой на расчет), что в 50 м от здания реактора ингаляционная доза внутреннего облучения лиц составит 2,5 мбэр, т.е. существенно ниже величины, регламентированной НРБ.

В качестве максимальной проектной аварии в ТОБе принята аврия с подъемом и зависанием всех органов СУЗ. Вследствие конструктивного упора на решетке компенсирующей группы, ее подъем от положения критического состояния

составит всего 11,5 мм (~ 0,01 эф), что приведет к повышению мощности реактора до 134 МВт и давления до 64 кгс/см, что не приведет к каким – либо последствиям, т.к. данные параметры примерно в 2 раза ниже проектных.

Учитывая, что в районе ИАЭ взрывоопасные объекты отсутствуют, а пролет воздушных судов над территорией ИАЭ запрещен, авторы ТОБ отказались от рассмотрения последствий внешних воздействий на реактор. В целом, объем, содержание и полнота изложения материалов ТОБ, включая перечень рассмотренных аварий, можно признать удовлетворяющим уровню требований к таким докуиентам. Качество рассмотрения аварийных процессов и правильность выводов авторов можно оценить только при детальной экспертизе всех отчетов, на которые делаются ссылки в ТОБ. Необходимо отметить, что ТОБ утв.

руководством института только 29.12.90г. и пройти запланированное согласование с ГСПИ и ГУБ ЧС Минатомэнергопрома СССР не успел.

Необходимо отметить, что организация работ в гермозоне, отсутствие проектных требований к степени ее герметичности не исключают возможности поступления в атмосферу 100% (а не 10%) выбросов при разгерметизации 1 контура реактора.

 

 

Реактор Ф –1

Реактор Ф – 1, номинальной мощностью 24 кВт введен в эксплуатацию 25 декабря 1946 года и является первым и единственным в стране исследовательским ядерным реактором, использующимся в качестве метрологически аттестованного источника нейтронов. Реактор относится к классу графит –- урановых, охлаждаемых конвекцией воздуха.

Максимальный поток тепловых нейтронов в центре активной зоны достигает 5, 949 х 10 н/м с.

Ядерная безопасность обоснована в ТОБе на основе результатов проведенных на нем экспериментов. Рассчетами показано, что любое внешнее воздействие на реактор также, как и затопление водой приведет к прекращению цепной реакции. Малый запас реактивности – 0,3 эф – исключает возможность мгновенного разгона реактора.

Малая мощность реактора и его конструкция обеспечивают очень малое выгорание топлива, что в свою очередь позволяет обходиться без перегрузок топлива и использовать реактор в качестве рабочего эталона плотности нейтронного потока.

Конструктивно, реактор выполнен в виде кладки графитовых «кирпичей», имеющей цилиндрическую форму, внутри которой из отдельных топливных элементов из металлического урана двух видов обогащения (естественного 0,7% и 2%)собрана

«шаровидная» активная зона. Топливные элементы располагаются в специальных отверстиях графитовых «кирпичей», причем последние между собой не скреплены.

Основные параметры реактора:

Размеры реактора.............................................................................................................. – 9,9м х 7,8м

Количество урана.............................................................................................................. – 46,452т

Максимальный запас реактивности.............................................................................. – 0,3 эф

Количество стержней СУЗ................................................................................................ – 1 + 2 + 1

(КО + АЗ + РР)

 

В качестве максимальной проектной аварии реактора в ТОБ рассмотрен неуправляемый рост мощности, в результате которого реактор сначала разгоняется с периодом 20 – 30сек за время 10 мин до мощности 4 МВт, затем в течение 5 мин уровень мощности спадает до 1 МВт, после чего происходит медленное, плавное дальнейшее уменьшение мощности.

Последствием такого события является нагрев центральных ТВЭЛ до 80 ⁰С без признаков разрушения или повреждения. Радиационные последствия этой аварии в течение 0,5 часа оценены выбросами газовой активности около 4 ки, что соответствует среднему двухнедельному выбросу при нормальной работе. Воздействие последствий на персонал и население не определено.

По объему и содержанию ТОБа имеются замечания: не рассмотрены (геологические характеристики площадки реактора; вопросы ресурса оборудования реактора; запроектные аварии; радиационные последствия аварий; воздействия на реактор низких температур; пожарная безопасность); не определены (размеры санитарно-защитной зоны; сейсмостойкость кладки реактора; не представлено каких-либо данных о согласовании ТОБа с головными организациями и надзорными органами.

Для безопасной эксплуатации реактора необходимо: провести реконструкцию реактора(заменить систему управления и защиты реактора, построить санпропускник); переработать ТОБ с учетом всего объема требований к нему; провести оценку прочностных характеристик кладки реактора и выработать систему контроля состояния материала кладки; определить критерии оценки работоспособности фильтров спецгазоочистки.

 

                                                                            Реактор «Аргус»

Реактор «Аргус», номинальной мощностью 30 кВт, введен в эксплуатацию в 1981году. Реактор относится к классу «растворных». Максимальный нейтронный поток ~ 10н/см с. Основное назначение реактора – исследование свойств растворных реакторов, проведение нейтронно – графических методов исследования структуры материалов. Конструктивно

Реактор представляет герметичную цилиндрическую (диаметром 316мм и высотой 0,7м) емкость, заполненную раствором уранил – сульфата 90% обогащения, окруженную графитовым отражателем (боковым и нижним торцевым). По внешней форме активная зона с отражателем представляет собой параллелепипед c основанием 1,5м х 1,5м и высотой 1,3м. Охлаждение раствора реактора осуществляется с помощью змеевика, находящегося внутри корпуса реактора, внутренний диаметр трубки змеевика – 7мм.

 

Основные параметры реактора:

Концентрация U235 в растворе...................................................................................... – 80 г/л

Количество U 235 в зоне................................................................................................... – 1990г

Максимальный запас реактивности..............................................................................– 6,7 эф

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

Расход теплоносителя в 1 контуре................................................................................... – 4 м/ч

Давление в 1 контуре.......................................................................................................... – 5 кгс/см

Давление в корпусе реактора............................................................................................ – до 0,9атм

В ТОБе обоснована ядерная безопасность реактора при возможных аварийных ситуациях, связанных с неисправностями оборудования, ошибками персонала, внешним воздействием. Обоснования основываются на результатах экспериментов, выполненных непосредственно на реакторе. Вследствие малой мощности и достаточного запаса реактивности на реакторе перегрузочные работы могут проводиться 1 раз в 10лет. Малый уровень выгорания топлива обеспечивает сравнительно низкий риск при возможных радиационных авариях с утечками топливногораствора.

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.

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.

СЗАО – РНЦ «Курчатовский институт»

 

Реактор ИР – 8

 

Реактор ИР – 8 – исследовательский, пучковый реактор бассейнового типа, тепловой мощностью 8.000кВт (8МВт), эксплуатируется с 1965 года. В 1981году не реакторе проведена его полная реконструкция, не затронувшая только теплообменники и часть трубопроводов первого контура. Реактор относится к классу бассейновых типа ИРТ и является самым мощным реактором данного типа в стране. Основное назначение реактора – проведение ядерно-физических исследований и производство изотопов для медицины. Особенностью данного реактора является применение для охлаждения активной зоны вертикально расположенного эжектора.

 

Основные технические характеристики

 

Тип и количество ТВС....................................................................................................... – ИРТ – 3М, 16шт(UO  в алюминии)

Максимальный запас реактивности............................................................................... – 22,4% к/к

Количество стержней СУЗ (РР + АЗ + АР)......................................................................– 10 + 2 + 1

Расход теплоносителя..........................................................................................................– 780 т/ч

Давление воды в 1 контуре................................................................................................ – до 4 атм.

Температура воды на вх/вых активной зоны................................................................ – 47,5 ⁰ C/67 ⁰ С

Количество U 235 в активной зоне................................................................................... – 4,37 кг

В рассмотренном Техническом обосновании безопасности (ТОБ) за максимальную проектную аварию принята авария, связанная с прекращением циркуляции теплоносителя через одну ТВС вследствие блокировки посторонним предметом, в результате которой дозы внешнего облучения от облака щитовидной железы, существенно меньше, среднегодовой дозы фонового облучения людей и составляет ~ 90 мбэр.

В качестве максимальной запроектной аварии принято осушение активной зоны вследствие разгерметизации горизонтального экспериментального канала. Утверждается, что в результате такой аварии разгерметизации ТВС не произойдет. Аварии связанные с внешним воздействием на реактор в ТОБе не рассмотрены.

Эксперименты, проведенные на реакторе показали возможность нормального расхолаживания активной зоны реактора в аварийной ситуации, полного обесточивания реактора.

Техническое обоснование безопасности (ТОБ) реактора составлено в целом достаточно полно, с подробным описанием устройства реактора, его систем, пределов и условий эксплуатации, однако ТОБ имеет следующие недостатки требующие его доработки: не согласован с органами надзора и головными специализированными организациями по проектированию ИР; не рассмотрены последствия аварий, связанных с внешними воздействиями на реактор; не представлено расчетное обоснование

и заключение специализированной организации о сейсмостойкости здания; не обоснована эффективность аварийной душирующей системы охлаждения активной зоны в случае аварии с потерей теплоносителя и одновременном отказе городского водопровода; санитарно-защитная зона не согласована с ЗГУ при Минздраве и Госстрое; не выполнено требование п.58 СП-ИР о системе очистки стоков – трубопроводы спецканализации и баки отстойники не оборудованы устройствами, позволяющими обнаружить утечки; не обоснована радиационная безопасность в случае переполнения баков спецканализации в реультате аварии с осушением бака реактора.

Среди имеющихся на реакторе недостатков в его техническом состоянии особое беспокойство вызывает работоспособность душирующего устройства, т.к. экспериментально не подтверждена эффективность системы, сборные емкости 2 х 50м не обеспечивают сбор теплоносителя при разгерметизации ГЭК из-за отсутствия соответствующих трапов.

 

Реактор «Гидра»

Реактор «Гидра» – сооружен в 1972 году, относится к классу импульсных, самогасящихся, растворных реакторов. Мощность в импульсе до 30 Мдж. В качестве топливного раствора применен уранил –сульфат 90%-го обогащения. Флюенс потока нейтронов за импульс – до 1,8 х 10 н / см. Основное назначение реактора – проведение с его помощью эксперимен – тов по радиационному материаловедению и исследование свойств реакторов подобного класса. Конструктивно  реактор представляет собой герметичную, цилиндрическую емкость из нержавеющей стали (диаметром 452мм, толщиной стенки 30мм). Емкость рассчитана на давление 200 кгс/см. Реактор размещен в отсеке 3м х 3м х 4м с биологической защитой из бетона. Частота работы реактора выбрана с условием, чтобы не требовалось какого-либо принудительного охлаждения.

Основные характеристики реактора:

Концентрация U235 в растворе............................................................................... – 80 г/л

Количество U 235....................................................................................................... – 1800 г

Максимальный запас реактивности...................................................................... – 6 эф

Количество стержней СУЗ (ПУ + КО).................................................................... – 1 + 4

Максимальное давление в корпусе......................................................................... – до 40кгс/см

 

В Техническом обосновании безопасности (ТОБ) обоснована ядерная безопасность реактора при возможных аварийных ситуациях, связанных с неисправностями оборудования, ошибками персонала, внешними воздействиями. Результаты обоснования подтверждены исследованиями, выполненными непосредственно на реакторе. Из-за низкой среднесуточной мощности (3квт/сутки) и достаточного запаса реактивности перегрузочные работы на реакторе могут выполняться 1 раз в 10лет. Малая степень выгорания топлива обеспечивает необходимый уровень радиационной безопасности при возможных авариях с утечками уранил-сульфата. Режим самогасящей вспышки делает реактор независимым от неисправностей в системе его управления и защиты(СУЗ). Основной технической особенностью данного типа реактора, в