Система обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР

СИСТЕМА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР [c.66]

Из табл. 6.7 следует, что основой для развития атомной энергетики СССР являются энергоблоки с ВВЭР-1000. Для локализации и ликвидации аварий на АЭС с ВВЭР-1000 кроме защитной оболочки (см. поз. 3 на рис. 6.2) для реакторного цеха существует специальная система обеспечения безопасности (СОБ), рассчитанная на так называемую максимальную проектную аварию (МПА). Под этой аварией подразумевают поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода теплоносителя, т. е. трубопровода максимального диаметра. Такая авария могла бы привести к обезвоживанию и оплавлению активной зоны с выходом разрушающегося топлива за пределы реакторного контура. Назначение СОБ (рис. 6.8)—обеспечение подачи воды даже в случае МПА, хотя она практически невозможна по крайней мере по двум причинам. Во-первых, поперечное сечение, с точки зрения сопротивления материалов, в два [c.66]

Для обеспечения надежности и безопасности АЭС в целом важное значение имеет исследование напряжений, прочности и несущей способности не только элементов корпуса реактора и ВКУ, но и всех других высоко-нагруженных компонентов оборудования, особенно в первом главном циркуляционном контуре (ГЦК). В этот контур применительно к реакторам ВВЭР-440 (с шестью петлями) и ВВЭР-1000 (с четырьмя петлями) входят реактор (корпус, внутрикорпусные устройства, внешние элементы привода системы управления и зашиты - СУЗ) паровой компенсатор объема (КО) главные циркуляционные насосы (ГЦН) (по числу петель) парогенераторы (ПГ) запорные задвижки главные циркуляционные трубопроводы первого контура (по числу петель) системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) системы обеспечения контроля и управления. [c.17]

Для РУ эволюционных проектов ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-640 основное внимание направлено на обеспечение надежного прекращения цепной реакции деления в аварийных ситуациях за счет пассивных средств и внутренне присущих реактору свойств, а также надежного и длительного пассивного охлаждения остановленного реактора, удержание и охлаждение расплава активной зоны. С этой целью осуществляют функциональное и пространственное разделение систем защиты, дублирование и резервирование систем обеспечения безопасности, увеличивают запас воды в корпусе и первом контуре. Используют пассивные устройства и системы безопасности, учитывающие возможность длительного перерыва в энергоснабжении двойную защитную оболочку, рассчитанную на внутреннее давление (стальную) и внешние воздействия (бетонную). ВВЭР-640 имеет пониженную энергонапряженность активной зоны (65,4 кВт/л), увеличенную эффективность механических систем управления и защиты (СУЗ), выгорающие поглотители, организованный вокпуг корпуса бассейн-выгородку с водой для аварийного отвода теплоты, систему аварийного охлаждения активной зоны с увеличенным запасом воды и систему пассивного отвода теплоты с эффективными водо-водяными теплообменниками. [c.129]

Обеспечение безопасности обслуживающего персонала АЭС, радиационной чистоты помещений и окружающей территории требует проведения тщательного контроля за радиоактивностью циркулирующей по технологическому контуру среды. В связи с этим и предусматриваются в соответствующих местах зоны строгого режима пробоотборные точки. В чистой зоне, например во всем втором контуре АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР), при нормальной эксплуатации нет оснований ожидать появления радиоактивности в рабочей среде. Однако при аварийных ситуациях, например, при неплотности трубной системы, парогенератора, по которой циркулирует теплоноситель первого контура, во втором контуре могут появиться очаги радиоактивности. В связи с этим для выявления возможных нарушений в схеме блока предусматривается контроль за радиоактивностью также и в чистой зоне порядок контроля в зависимости от количества и состава оборудования в чистой зоне и схемы его включения определяется местными инструкциями. [c.282]

При создании серийных реакторов (типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000),имеющих в ГЦК корпус реактора, главные циркуляционные насосы, трубопроводы, главные запорные задвижки, парогенераторы, компенсаторы объема, трубопроводы системы аварийного ввода бора и аварийного расхолаживания, трубопроводы и гидроемкости для аварийного залива активной зоны, предусматривается [22] целый комплекс мер обеспечения надежности, безопасности и ресурса. Эти меры включают на стадиях проектирования и модернизации [c.43]

В надежном обеспечении ядерной и радиационной безопасности важнейшую роль играет структура активной зоны (а. з.) реактора, характеризующаяся отрицательным коэффициентом реактивности при отклонении параметров теплогидравлических процессов от нормативных, например при недопустимом повышении температуры теплоносителя, при его вскипании, резком изменении плотности и т. п. Отрицательный температурный и паровой коэффициенты реактивности имеет активная зона ВВЭР. Он позволяет предотвратить саморазгон мощности реактора при аварийных ситуациях и нарушениях нормальной работы автоматической системы аварийной защиты. [c.95]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...