Предлагаем Вам посетить несколько интересных для вас ресурсов. Мы уверены, вы найдете для себя полезную и интересную информацию. Тюнинг и дизайн автомобилей , Интернет-Игры
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.
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.
Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений. Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
- По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
- По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
- При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
- При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
- При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
- При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронногопотока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом невыведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
- При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
- При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
На этом мы пока что приостановим изучение атомных электростанций. Пожалуй было уже много сказано, рассказано и показано про принцип роботы и процессы, происходящие в атомном реакторе, а так же о безопасности ядерных реакторов.
Предлагаю вашему вниманию интересную литературу, касающуюся физике атома и атомного ядра.
Физика атома и атомного ядра
