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

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.

«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.

Дата добавления: 2015-06-04