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

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.

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.

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.

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.

Дата добавления: 2015-06-04