Безопасность реактора

Повышение ядерной безопасности реактора из-за невозможности расплавления керамических материалов и образования в активной зоне вторичной критической массы, отрицательного температурного коэффициента реактивности топлива я невозможности хрупкого разрушения корпусов из предварительно [c.3]

Конструкция защиты должна учитывать требования безопасности реактора в целом. [c.74]

В настоящее время на ядерную энергию приходится сравнительно небольшая доля суммарного мирового производства энергии. В течение следующих 50 лет ее доля может возрасти до 30 % и более, несмотря на то что многие экологические проблемы, связанные с использованием ядерной энергии, еще предстоит решить. Отсутствуют необходимые по условиям технологии материалы для производства экономичных и безопасных реакторов-размножителей, что влияет на решимость правительства США развивать это направление. Отметим, что во Франции, Великобритании и СССР продолжают создавать реакторы-размножители, но имеющиеся проекты пока не выдерживают конкуренции с другими технологиями. [c.42]

Этот вопрос стоит с того времени, как появилась ядерная энергетика он лежит в основе разногласий по поводу ее развития. В течение последних примерно 20 лет на его изучение были израсходованы большие средства. Однако вопрос остается нерешенным. В этом разделе будет подробно рассмотрена безопасность реактора с различных точек зрения физика и техника безопасности инциденты на АЭС, связанные с радиационной опасностью анализ риска. Можно и не ответить на вопрос, насколько безопасна ядерная энергия, но ведь это только часть проблемы. Восприятие населением опасности ядерной энергии очень сильно отличается от восприятия опасности других источников энергии, даже при условии,-что эти другие источники, в конечном счете, более опасны для здоровья людей. [c.183]

Встретив на своем пути подземные воды, эта расплавленная масса взорвется, и радиоактивные осколки попадут обратно вверх в здание реактора. Этот вопрос безопасности реактора очень мало исследован, и подобные процессы не моделируются на ЭВМ. [c.187]

Программа разработки в основном включала детальные расчеты проблем применения борной кислоты и демонстрацию ее удовлетворительного поведения в работающих установках. При выполнении программы впервые наблюдалось влияние pH на реактивность реакторов с водой под давлением. Этот эффект был изучен подробно из-за его возможного отношения к безопасности реактора с водой под давлением. [c.162]

Для безаварийной эксплуатации имеет значение также надежное обеспечение собственных электрических нужд АЭС. В отношении допустимости перерыва в электропитании по условиям безопасности все потребители собственного расхода разделены на четыре группы. Первая группа не допускает перерывов в питании даже при авариях более чем на доли секунды. К числу этих потребителей относятся приводы СУЗ, системы контрольно-измерительных приборов и автоматики, а также аварийное освещение. Вторая группа допускает перерыв в питании на десятки секунд, но требует обязательного питания после срабатывания аварийной защиты (АЗ) реактора. К ней относятся все механизмы, обеспечивающие расхолаживание реактора. Третья группа допускает перерыв в питании на время действия автоматики ввода резерва (АВР) и не требует обязательного питания после срабатывания АЗ реактора. Четвертая группа — все остальные потребители. Безопасность реактора связана с потребителями первой и второй групп. Для них кроме обычного электроснабжения от сети собственных нужд предусматривается [c.69]

Для обеспечения безопасности реакторов типа ВВЭР важен контроль качества изготовления и монтажа оборудования ГЦК-На заводе-изготовителе предусмотрен контроль качества исходных материалов, пооперационный контроль в процессе производства и контроль готовых изделий. [c.92]

Уровень безопасности реакторов ВВЭР соответствует международным требованиям, но и на АЭС с ВВЭР проводятся мероприятия по повышению безопасности, необходимость которых была вызвана [17] [c.95]

В концепции безопасных реакторов нового поколения рассматриваются как пути совершенствования существующих ядерных реакторов, так и новые подходы, главный принцип которых максимальное использование свойств и средств безопасности, реализованных в конструкции реактора и систем безопасности, действующих на уровне физических процессов и получивших название внутренне присущих свойств безопасности. Сюда же относится принцип детерминистического исключения возможности возникновения некоторых аварий. [c.128]

Совершенствование реакторов BWR направлено на увеличение их безопасности, упрощение эксплуатации и технического обслуживания. Так, в реакторе BWR-90 применены встроенные в корпус циркуляционные насосы и приводы СУЗ с плавным перемещением. Система безопасности реактора разделена на четыре автономные независимые системы и дублирована. [c.147]

В состав систем безопасности реактора, кроме двух систем аварийного останова, входят система аварийного охлаждения активной зоны и система локализации, снижающая давление в защитной оболочке при аварии с потерей теплоносителя и отводящая остаточную теплоту. [c.180]

Недостаток воды как теплоносителя состоит в том, что необходимо применять большие давления. При разрыве трубки вода может заполнить реактор, что затрудняет его остановку, так как сама вода является замедлителем. Практически система автоматики сразу останавливает реактор при разрыве в реакторе любой из трубок. Однако принципиально большую безопасность реактора можно получить, если в качестве теплоносителя применять не воду, а какой-либо инертный газ. [c.427]

Безопасность реактора с газовым теплоносителем определяется тем, что теплоноситель не влияет на цепную реакцию, поэтому любая авария с теплоносителем для реактора неопасна и остановка реактора не связана с какими-либо трудностями. [c.428]

Принципиальная возможность дробления контура циркуляции теплоносителя вплоть до автономного технологического канала существенно повышает безопасность реактора. Однако это приводит к чрезмерной разветвленности и громоздкости контура циркуляции. Все же заменив небольшое число мощных циркуляционных насосов на большее число малых насосов путем объединения технологических каналов в секции, можно избежать применения крупных коллекторов и организовать работу контура с оптимальным числом автономных секций. Это локализует последствия разрывов элементов в пределах секции контура. [c.351]

Если, с другой стороны, действительная часть отрицательна, т. е. она лежит в левой полуплоскости на рис. 9.6, как показано крестиками без кружков, корень будет давать уменьшающийся со временем вклад в величину бР (/). То, что справедливо для одного полюса, справедливо для остальных. Отсюда следует утверждение, что если все корни лежат в левой полуплоскости, то система будет устойчива к малым возмущениям реактивности. Следовательно, с точки зрения безопасности реактора важно определить, есть ли в правой полуплоскости хотя бы один из полюсов Н ), т. е. корней уравнения (9.61). [c.393]

С точки зрения безопасности реактора желательно, чтобы система имела большой (отрицательный) коэффициент реактивности по энергии. Так как рост температуры, грубо говоря, связан с общим количеством выделяющейся энергии, то большой отрицательный температурный коэффициент реактивности уменьшает последствия скачков реактивности. [c.411]

Общество безопасности реакторов [c.6]

Предъявляемые на атомных электростанциях особо высокие тре-бования к технике безопасности обусловливают в частности весьма большой объем и тщательность ультразвукового контроля всех компонентов первичного контура — сосуда высокого давления реактора (RDB) и цикла охлаждения. Перед первым пуском в работу должны быть проведены так называемые базовые испытания. Повторный контроль в ФРГ в настоящее время должен проводиться каждые четыре года на RDB полностью,, а на прочих компонентах первичного контура — на 50% следовательно, все компоненты первичного контура, кроме RDB, контролируются раз в 8 лет. В других странах в некоторых случаях предъявляют более низкие требования (см. главу 34). Требуемый объем контроля — компоненты, подлежащие контролю, ил№ их участки (участки контроля), сроки контроля, методы контроля, требования к оборудованию для контроля — регламентированы в Руководящих указаниях Комиссии по безопасности реакторов (RSK [1745]), в Правилах Комитета по атомной энергии (КТА [1732]) и в стандартах ФРГ (DIN [1719]). По этим нормативам требуется применять в основном ультразвуковые методы контроля, В рамках так называемого производственного контроля все компоненты первичного контура контролируются уже в процессе их изготовления — изготовителем, заказчиком (строящим атомную электростанцию) и Объединением обществ технического контроля (TUV) независимо друг от друга. Такой так называемый тройной контроль до настоящего-времени является обычным в ФРГ для всех операций производственного контроля, выполняемых вручную. Однако полученный при этом практический опыт показывает, что высокие затраты на тройной контроль в смысле техники безопасности не оправдываются [1540]. К тому же и производственный контроль все в большей мере выполняется механизированно. В литературе описаны разработанные для этой цели соответствующие установки [1050, 1469, 1277]. [c.572]

Процесс непрерывной замены отработавшего топлива свежим увеличивает глубину выгорания примерно в 1,5 раза по сравнению с глубиной выгорания топлива в неподвижной зоне. Повышается при этом и радиационная безопасность ядерного реактора, поскольку отпадает необходимость в компенсации начальной избыточной реактивности стержнями СУЗ. Реализация принципа одноразового прохождения активной зоны значительно уменьшает удельный расход урана, а также удельную загрузку ядерного горючего. [c.7]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

Проектирование радиационной защиты реакторов — комплексный многоступенчатый процесс, состоящий из взаимозависимых этапов и включающий выбор материалов защиты, компоновку защиты, ее конструирование. При этом необходимо учитывать соображения безопасности, экономики и эксплуатационные требования. Неотъемлемой составной частью всех этапов проектирования является анализ полей излучения в защите, проводимый с той или иной степенью подробности и точности. [c.73]

При определении допустимых уровней излучения в различных зонах учитывается средняя степень посещаемости персоналом различных помещений, средний уровень мощности реактора при этих посещениях. В редко посещаемых местах можно допустить довольно повышенный уровень излучения (с учетом существующих норм радиационной безопасности). После принятия допустимых уровней и простейших оценок интенсивности излучений реактора приближенно определяется (для разных направлений) кратность ослабления, которую должна обеспечить защита. [c.79]

Реактор снабжается системой регулировки, управляющей скоростью цепной реакции деления и, следовательно, поддерживающей мощность реактора на определенном уровне. Имеются управляющие и аварийные стержни, приготовленные из материалов (кадмий, бор), сильно поглощающих нейтроны различные электрические и электронные приборы, регулирующие положение стержней в зависимости от плотности нейтронного потока в активной зоне. Система регулировки обеспечивает устойчивую и безопасную работу реактора. [c.315]

Кроме того, применяется защитное устройство, снижающее интенсивность излучения ядерного реактора до уровня, безопасного для обслуживающего персонала. Расчеты показывают, что на каждый кубический метр полезного (активного) объема реактора требуется более 40 т защитного бетона. [c.315]

Дальнейшее повышение уровня безопасности реакторов типа ВВЭР-1000 предусматривается провести за счет операционного контроля за состоянием ГЦК, контроля за изменением состояния и свойств металла ГЦК, регистра-шш акустических характеристик и параметров акустической эмиссии в зонах наибольших повреждений, разработки мероприятий по обеспечению сейсмостойкости при 6-9 баллах, создания возможностей для получения переменности графика нагрузки и перехода на комплексное использование энергии АЭС (в том числе для теплофикащюнных целей). [c.44]

Проект APWR разработан фирмами Японии и США. APWR — эта усовершенствованный, стандартизованный реактор повышенной безопасности, надежности и экономичности. В системах безопасности реактора степень резервирования принята равной четырем (вместо степени резервирования, равной двум, применявшейся ранее). Системы безопасности выполнены разнотипными и отделены от систем нормальной эксплуатации [93]. [c.156]

Теплофизические исследования для обеспечения надежности и безопасности реакторов водо-водя-ного типа. Семинар СЭВ. Будапешт, 1978. Т. 2. [c.226]

При долгосрочных расчетах необходимо учитывать наработку в бланкете различных изотопов, которые могут повлиять на экологическую безопасность реактора. Если в качестве теплоносителя выбран флайб, то надо учитывать производство Р (по реакции F (n,2n) Р ), а для РЬЫ необходимо провести расчет наработки полония согласно цепочке [c.120]

При оценке технологических требований, связанных с безопасностью реактора и захоронением радиоактивных отходов, необходимо превде всего рассмотреть количество и характеристики элементов, образующихся в конструкционных материалах бланкета, так как именно эти материалы в ооновнил определяют радиационную опасность при эксплуатации и в аварийных ситуациях. Табл,Б,6 дает представление о полной радиоактивности тошшва и конструкционных материалов реактора синтеза электрической мощностью 1000 МВт. [c.111]

Конструкция марсианского корабля представляла собой удлиненную иглу с вынесенным для радиационной безопасности реактором и коническим тепловым радиатором. В отличие от проекта ТМК-Э на поверхность Марса садился один аппарат сегментально-конической формы с разворачивающимся лобовым щитом. Численность экипажа была уменьше- [c.394]

В отличие от ВВЭР в реакторах РБМК (реактор большой мощности, канальный) замедлителем является графит, а поток теплоносителя (паро-водяной смеси) пропускается через систему труб (каналов) с ядерным топливом, благодаря чему давление теплоносителя воспринимается стенками каналов, а корпус реактора оказывается разгруженным, что потенциально повышает безопасность реактора. К сожалению, бесцеремонное обращение с реактором подобного типа в Чернобыле, в значительной степени связанное с уверенностью в его полной безопасности, привело к известной катастрофе 1986 г., что приостановило разработку реакторов подобного типа. Однако с принятием дополни -тельных мер безопасности продолжается эксплуатация имеющихся реакторов РБМК. [c.15]

В томе II рассматриваются вопросы радиационной защиты применительно к конкретным источникам излучения и основным ядернотехническим установкам. Освещаются, в частности, такие вопросы, как защита активной зоны реактора и теплоносителя, тепловой расчет защиты, защита от у-излучения при переработке делящихся материалов, радиационная безопасность в производствах урана и радия, защита ускорителей и радиационная защита при космических полетах. [c.5]

В большинстве случаев знание экспериментальной зависимости Гхл от величины интеграла облучения Ф1 образцов материала корпуса А7° =/(Ф0 при определенной рабочей температуре позволяет вычислить допустимое значение интеграла облучения м соответственно срок службы корпуса реактора. Опыт эксплуатации реакторов [55] показывает, что безопасная рабочая температура корпуса должна быть выше Тне менее чем на 40° С. Имеются экспериментальные данные о том, что при Тоез—Гх.( 30°С может произойти хрупкое разрушение. В тех же конструкциях при 7оез—Гхл 40°С хрупкого разрушения не происходит. Таким образом, при рабочей температуре корпуса Траб должно выполняться условие [c.72]

Из реакторов на быстрых нейтронах наиболее освоены реакторы с натриевым теплоносителем. Высокая радиоактивность натриевого теплоносителя и его химическая активность требуют особых мер предосторожности при выборе материалов защиты реактора. Это исключает возможность использования в защите реактора такого высокоэффективного защитного материала, как вода, взаимодействий с которой может создать опасные ситуации [58]. Вопросы безопасности быстрых реакторов предъявляют особые требования к использованию в защите и других водородсодержащих материалов с точки зрения их попадания в активную зону реактора, что может привести к опасным колебаниям реактивности. Большие трудности возникают при организации эффективного теплосъема верхней защиты. [c.83]

Нефтеперерабатывающее производсгво представляет собой с южнейший комплекс технологического и вспомогательного оборудования самого различного назначения - тептюобменники, реакторы, колон 1ые аппараты, насосы, трубопроводы и т.д. Все это оборудование работает длительное время в жестком эксплуатационном режиме и является источником повышенной опасности, посколь(су продукты переработки углеводородного сырья в своем больишнстве относятся к токсичным, пожаро- и взрывоопасным. Все это обуславливает повышенные требования по надежности и безопасности эксплуатации технолот и-ческого нефтегазового оборудования. Следует отметить, что вопросы теории и практики надежности относятся к ряду наиболее с южных научных направлений, объединяющих большое количество узких технических дисциплин - математическую статистику, механику разрушения, статистическую физику, материаловедение, физику твердого тела и др. В свою очередь понятия и методы теории надежности носят универсальный характер и применимы к объектам и системам различной природы. [c.127]

Задача безопасного отвода радиоактивных продуктов работы реакторо В скоро станет чрезвычайно сложной. Поэтому начиная с 1950 г. внимание ученых было обращено на реакции синтеза легких ядер в ядра более тяжелые, т. е. стали исследоваться термоядерные реакции. С большой поспешностью повсюду стремятся решить проблему управляемых термоядерных реакций. [c.324]

В качестве примера, демонстрирующего особенности использования программного комплекса, остановимся на задаче моделирования динамики системы автоматического регулирования ядер-ной паропроизводящей установки (ЯППУ) малой мощности с реактором интегрального типа. В процессе проектирования системы автоматического регулирования исследовались проблемы расчетного обоснования ядерной безопасности ЯППУ в переходных режимах и в проектных аварийных ситуациях (обесточивание, стоп-вода , стоп-пар , отключение главного циркуляционного насоса и секций парогенератора и др.). Структурная схема моделируемой системы (см. рис. 11 на вклейке) скомпонована с помощью элементов каталога Реакторные блоки , а субмодели Кинетика нейтронов , Система управления , Теплофизические параметры АЗ и т.д., представляющие собой сложные многоуровневые структуры, набраны из каталогов общетехнической библиотеки типовых блоков. Общее число элементов в схеме - более 370, функциональных переменньгх - около 3000. На этом же рисунке размещены окна визуализации поведения физических параметров системы автоматического регулирования в процесее моделирования. [c.77]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...