Аварийная защита ядерного реактора

Аварийная защита ядерного реактора

Авари́йная защи́та ядерного реактора — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Содержание

Активная аварийная защита

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Пассивная аварийная защита

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) — специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Требования к системам аварийной защиты

Основные требования, предъявляемые к устройствам аварийной защиты — надёжность и быстродействие. Например, одной из технических проблем, вызвавших аварию на Чернобыльской АЭС, стало недостаточное быстродействие аварийной защиты и несовершенство конструкции стержней. Нормативные требования к устройствам АЗ изложены в Правилах ядерной безопасности атомных станций (ПБЯ РУ АС 98/97)

Литература


Wikimedia Foundation. 2010.

Игры ⚽ Нужна курсовая?

Полезное


Смотреть что такое "Аварийная защита ядерного реактора" в других словарях:

  • аварийная защита ядерного реактора — AЗ Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития аварийной ситуации на ядерном реакторе быстрым переводом реактора в подкритическое состояние. [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных… …   Справочник технического переводчика

  • Аварийная защита ядерного реактора AЗ — 25. Аварийная защита ядерного реактора AЗ D. Schnellschlusssystem Е. Protection system Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития аварийной ситуации на ядерном реакторе быстрым переводом реактора в… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • аварийная защита ядерного реактора по мощности — АЗМ [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов Синонимы АЗМ EN power level protection system DE Leistungsschnellschlusssystem …   Справочник технического переводчика

  • аварийная защита ядерного реактора по реактивности — АЗС [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов Синонимы АЗС EN nuclear reactor reactivity protection system DE Reaktivitätsschnellschlusssystem …   Справочник технического переводчика

  • аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности — АЗС [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов Синонимы АЗС EN power rate of change protection system DE Schnellschlusssystem der Leistungsänderung …   Справочник технического переводчика

  • аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки — АЗТ [ГОСТ 17137 87] Тематики системы контроля, управл. и защиты ядерных реакторов Синонимы АЗТ EN process parameter protection system DE Schnellschlusssystem der technologischen Parameter …   Справочник технического переводчика

  • Аварийная защита ядерного реактора по мощности — 29. Аварийная защита ядерного реактора по мощности АЗМ D. Leistungsschnellchlusssystem Е. Power level protection system Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • Аварийная защита ядерного реактора по реактивности — 31. Аварийная защита ядерного реактора по реактивности АЗС D. Reaktivitatsschnellschlusssystem Е. Nuclear reactor reactivity protection system Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности — 30. Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности АЗС D. Schnellschlusssystem der Leistungsanderung E. Power rate of change protection system Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов.… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки — 32. Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки АЗТ D. Schnellschlusssystem der technologischen Parameter E. Process parameter protection system Источник: ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
… Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»