Аварийная защита ядерного реактора
Авари́йная защи́та ядерного реактора в совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Содержание |
[править] 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.
[править] 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) в 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.
[править] Требования к системам аварийной защиты
Основные требования, предъявляемые к устройствам аварийной защиты в 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)
