УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА МИР.М1 ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ЯДЕРНО-ОПАСНЫХ РАБОТ
РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА МИР.М1
Отчет по обоснованию безопасности
ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ИЯУ МИР.М1
11.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ.................................................................................................. 11-2
11.2. УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА МИР.М1 ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ЯДЕРНО-ОПАСНЫХ РАБОТ.................................................................... 11-4
11.2.1. Условия обеспечения ЯБ при сцеплении и расцеплении приводов с РО СУЗ, проверке их подвижности и блокировок, взводе РО СУЗ......................................................................... 11-5
11.2.2. Условия обеспечения ЯБ при остановках и перегрузках реактора..................... 11-5
11.2.3. Условия обеспечения ЯБ при градуировке РО СУЗ............................................. 11-7
11.2.4. Условия обеспечения ЯБ при выводе реактора в критсостояние....................... 11-7
11.3. МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА............................................................................................ 11-8
11.4. АНАЛИЗ СООТВЕТСТВИЯ РУ МИР.М1 ТРЕБОВАНИЯМ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ..................................................................................................................................... 11-12
11.5. ПЕРЕЧЕНЬ ЛИТЕРАТУРЫ........................................................................................ 11-12
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
В предыдущих главах ООБ дано подробное описание нейтронно-физических характеристик активной зоны и систем реактора, в том числе, отражены вопросы их соответствия требованиям правил ядерной безопасности по конструктивному исполнению, количеству и составу узлов и элементов. В данной главе, в основном, рассматриваются вопросы обеспечения безопасности при выполнении ядерно-опасных работ.
|
|
|
Основные проектные нейтронно-физические характеристики реактора МИР.М1, определяющие параметры ядерной безопасности, представлены в табл. 11.1
Таблица 11.1
Основные характеристики реактора МИР.М1,
важные для ядерной безопасности
| Параметр, характеристика | Размерность | Значение |
| Максимальная проектная тепловая мощность | МВт | 100 |
| Максимальное расчетное значение запаса реактивности | bэфф | 39,0 |
| Рабочее значение запаса реактивности для холодного разотравленного реактора в начале кампании | bэфф | 3,1 ¸ 19,8 |
| Суммарная эффективность рабочих органов СУЗ в состоянии активной зоны с максимальным запасом реактивности | bэфф | 51,0 |
| Количество органов СУЗ: | ||
| - АЗ - КО - КД | 6 21 12 | |
| - АР | 2 | |
| Эффективность рабочего органа СУЗ (одного), | bэфф | |
| - АЗ | 0,065 ¸ 3,2 | |
| - КО | 0,065 ¸ 3,2 | |
| - КД | 0,08 ¸ 7,0 | |
| - АР | 0,1 ¸ 0,7 | |
| Подкритичность активной зоны при взведенных органах АЗ в состоянии активной зоны с максимальным запасом реактивности | bэфф (%DК/К) | 6,8 (4,4) |
| Эффективная доля запаздывающих нейтронов | %Δk/k | 0,65 |
|
|
|
Как и для любого исследовательского реактора, работающего в режиме частичных перегрузок топлива, рабочее значение запаса реактивности реактора МИР.М1 определяется требуемой для обеспечения условий испытаний тепловой мощностью и продолжительностью проводимых исследований и экспериментов. Из данных, представленных в табл. 11.1. следует, что рабочее значение запаса реактивности существенно меньше максимального проектного значения, полученного расчетным путем. Эксплуатация реактора с меньшим, по сравнению с проектным значением, запасом реактивности и, соответственно, большей подкритичностью повышает уровень ядерной безопасности реактора МИР.М1. Следует отметить, что анализ и обоснование безопасности, представленные в настоящем отчете, выполнены исходя из предельных проектных значений реактивностных параметров активной зоны реактора МИР.М1, поэтому фактические последствия постулируемых инцидентов будут менее значимыми для установки в случае их возникновения. Это повышает степень консерватизма результатов, полученных при анализе безопасности.
Реактор МИР.М1 эксплуатируется без внешнего источника нейтронов. Чувствительность каналов контроля плотности нейтронного потока по уровню и скорости ее нарастания, наличие фотонейтронов в кладке активной зоны обеспечивает устойчивый контроль состояния реактора во всех режимах его работы.
|
|
|
Совмещение функций аварийной защиты и нормальной эксплуатации (компенсации реактивности) в каждом из независимых рабочих органов АЗ-КО не приводит к нарушению условий и требований ядерной безопасности, поскольку:
· по сигналу аварийной защиты электромагниты в приводах ИМ обесточиваются и все РО АЗ-КО вводятся в активную зону под действием силы тяжести за время менее 1 с из любого положения;
· начавшееся защитное действие доводится до конца; АЗ выполняет свои функции независимо от наличия или отсутствия источника энергии;
· совмещение функций аварийной защиты и компенсации реактивности в одном органе АЗ-КО автоматически обеспечивает выполнение требований ПБЯ о введении отрицательной реактивности другими РО СУЗ по сигналу аварийной защиты с максимально возможной скоростью.
Подкритичность (при взведенных РО АЗ) в режиме временного останова удовлетворяет требованиям ПБЯ ИР (более 2 % DК/К). Более того, для реактора МИР.М1 эта подкритичность существенно выше. Значение подкритичности активной зоны при взведенных органах АЗ превышает 4,4 % DК/К [11.2]. Высокое значение подкритичности в режиме временного останова обеспечивают количество, расположение и эффективность рабочих органов СУЗ, а также регламентированные организационно-технические мероприятия при планировании и проведении работ на реакторе. Для состояния активной зоны с максимальным запасом реактивности суммарная эффективность органов СУЗ, введенных в активную зону превышает (см. табл. 11.1.) максимальный запас реактивности на 12 bэф, обеспечивая тем самым подкритичность для данного состояния активной зоны более 7,7% DК/К. Контроль и обеспечение подкритичности осуществляется также организационно, поскольку все операции по перегрузке активной зоны выполняются в строгом соответствии с Программой работ на реакторе в которой указываются эффекты реактивности при перегрузке и итоговая подкритичность по ее завершению. Реактивность, вносимая в процессе каждой операции влияющей на реактивность, оценивается контролирующим физиком в соответствии с [11.14] и указывается в программе. Программа согласуется с научным руководителем по ядерной безопасности подразделения, научными руководителями или ответственными исполнителями экспериментальных работ и начальниками функциональных служб подразделения, в части, их касающейся и утверждается главным инженером реакторной установки. Многоуровневый контроль обеспечивает непревышение предельных значений по подкритичности в процессе перегрузки.
|
|
|
По завершению перегрузочных работ на реакторе, перед каждой очередной кампанией проводят градуировку органов СУЗ и определяют эффективность органов СУЗ, подкритичность реактора, запас реактивности для текущей кампании. По результатам 37 измерений, выполненных на реакторе за период с 2005 по 2007гг. подкритичность активной зоны с извлеченными РО АЗ и погруженными остальными РО СУЗ находилась в диапазоне от 5,5% до 14,4% DК/К. Среднее значение подкритичности составило 8,7% DК/К.
Для контроля остановленного реактора с ТВС в активной зоне должны быть исправны и включены в работу приборы, контролирующие плотность нейтронного потока и период реактора. Состояние и показания контролирующих приборов фиксируются в оперативном журнале инженера управления реактором не реже одного раза в смену.
Подкритичность (при взведенных РО АЗ) в режиме длительного останова более 5 % DК/К обеспечивается вводом в активную зону всех органов СУЗ. Их привода отключаются от электропитания, при этом рабочие органы СУЗ могут быть также отсоединены от приводов (в случае отвода от реактора площадки приводов СУЗ).
УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА МИР.М1 ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ЯДЕРНО-ОПАСНЫХ РАБОТ
Ядерная безопасность реактора МИР.М1 при производстве ядерно-опасных работ обеспечивается качеством проектных решений, исправным техническим состоянием систем и оборудования, контролем за его состоянием, а также контролем технологических процессов при эксплуатации, правильной организацией эксплуатационных, ремонтных и экспериментальных работ, профессиональной квалификацией и дисциплиной персонала.
Исполнение внутрикорпусных элементов и активной зоны реактора МИР.М1 обеспечивает их надежное крепление, исключающее возможность перемещения, изменения положения компонентов активной зоны и ее конфигурации, заклинивания РО СУЗ. Активная зона обладает внутренней самозащищенностью, имея отрицательный температурный и мощностной эффекты реактивности (см. главу 2).
Перечень ядерно-опасных работ реактора МИР.М1 представлен в табл. 11.2.
Таблица 11.2.
Перечень ядерно-опасных работ на РУ МИР.М1
| № п/п | Наименование ядерно-опасных работ на реакторе | Лица, ответственные за проведение ядерно-опасных работ |
| 1. | Сцепление и расцепление приводов с РО СУЗ, проверка их подвижности и блокировок, взвод РО СУЗ | Начальник смены, ИУР, инженер СУЗ |
| 2. | Перегрузочные работы на реакторе: - загрузка ТВС в активную зону реактора; - выгрузка ТВС из активной зоны реактора; - загрузка РО КД в активную зону реактора; - выгрузка РО КД из активной зоны реактора; - загрузка и выгрузка ПТВС в ПК; - загрузка и выгрузка бериллиевых блоков, пробок и вытеснителей а.з. и отражателя; - загрузка и выгрузка РО СУЗ; - загрузка в реактор и извлечение из реактора петлевых каналов, центрального канала, чехлов РК и КД, направляющих труб СУЗ; - загрузка и выгрузка облучательных устройств в активную зону (например, ОУ с иридием.) | Начальник смены, инженер Т.Т. |
| 3. | Градуировка РО СУЗ | Начальник смены, ИУР, контролирующий физик |
| 4. | Вывод реактора в критсостояние | Начальник смены, ИУР |
Места хранения «свежего» и отработавшего реакторного топлива, экспериментальных облучательных устройств, порядок перегрузки и транспортировки этих изделий обеспечивают требуемые критерии подкритичности и безопасности (глава 12).
Соответствие конструкции систем и оборудования реактора требованиям нормативных документов по безопасности, в первую очередь НП-009-04 (ПБЯ ИР) [11.1.], обосновывается в проектной документации [11.15.] и соответствующих главах ООБ.
Организация контроля технического состояния, технического обслуживания и ремонта систем и оборудования реактора регламентируется [11.3.,11.4.].
Вопросы организации работы на реакторе определены в эксплуатационной документации [11.3.,11.4.].
Процедуры подготовки, периодического контроля уровня квалификации и допуска к самостоятельной работе персонала реакторной установки регламентированы [11.5].
Для обеспечения безопасной эксплуатации все ядерно-опасные работы запрещается производить в ночное (с 22 до 8ч) время.
Дата добавления: 2018-08-06; просмотров: 428; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!