Система защиты реактора
Эта статья нуждается в дополнительных цитатах для проверки . ( январь 2021 г. ) |
( Система защиты реактора СЗР ) — это набор компонентов ядерной безопасности и защиты на атомной электростанции, предназначенный для безопасной остановки реактора и предотвращения выброса радиоактивных материалов. Система может «отключиться» автоматически (инициируя аварийную остановку ), или ее могут отключить операторы. Отключение происходит, когда параметры достигают предельного значения или превышают его. Отключение РИД приводит к полному включению (под действием силы тяжести в водо-водяных реакторах или высокоскоростному впрыску в кипящих реакторах) всех стержней управления и остановке реактора.
Реакторы с водой под давлением
[ редактировать ]Некоторые из измеряемых параметров для станций водоснабжения под давлением в США включают:
- «Высокая мощность», выставленная на аукционе между высокой ядерной мощностью и высокой разностью температур (дельта Т) между входом и выходом корпуса реактора (мера тепловой мощности для данного расхода RCS).
- «Высокая скорость запуска» (активна при мощности ниже 10–4 процентов) на низких уровнях мощности.
- «Высокое давление в компрессоре»
- «Низкий расход теплоносителя реактора»
- «Тепловой запас / низкое давление» (мощность реактора в зависимости от давления РКС)
- «Высокое давление сдерживания»
- «Низкий уровень парогенератора»
- «Низкое давление парогенератора»
- «Потеря нагрузки» (отключение главной турбины)
Каждый параметр измеряется независимыми каналами, так что срабатывание любых двух каналов приведет к автоматическому аварийному останову или остановке реактора. Система также допускает ручное управление оператором. [1]
Реакторы с кипящей водой
[ редактировать ]![]() | Этот раздел нуждается в расширении . Вы можете помочь, добавив к нему . ( сентябрь 2016 г. ) |
См. также
[ редактировать ]- Атомная энергетика
- Ядерная безопасность и защищенность
- Реактор третьего поколения (эволюционное усовершенствование существующих конструкций с 1996 г. по настоящее время)
- Реактор поколения IV (технологии все еще находятся в стадии разработки, дата начала работы неизвестна, возможно, 2030 г.) [2]
Ссылки
[ редактировать ]- ^ «NRC: Система защиты реактора (RPS) Westinghouse (W)» . nrcoe.inl.gov . Проверено 2 сентября 2019 г.
- ^ «Ядерные реакторы четвертого поколения» . Всемирная ядерная ассоциация.