Системы безопасности реакторной установки

СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ A T [c.162]

В смете затрат учтено влияние ряда реальных факторов, в том числе и такого, как обеспечение безопасности при экстремальных нагрузках, вероятность возникновения которых в расчетах полагалась равной 0,01 в год, а их радиологические последствия были приняты несколько превышающими нормы по национальным стандартам. Дана оценка затрат на сооружение противо-аварийной железобетонной оболочки здания реакторной установки с двумя стенками, способными выдерживать большие давления, вместе с системой аварийного охлаждения. Дополнительные затраты на них составят не менее 125 млн. дол —100 дол/кВт). Срб к сооружения градирен принят равным И годам, что вписывается в общий срок строительства АЭС. [c.408]

Системы контроля и обеспечения безопасности. Для обеспечения экономичной и безопасной эксплуатации реакторной установки необходима точная и оперативная информация о распределении полей энерговыделения, температуры и других теплофизических и нейтронно-физических параметров внутри активной зоны. Эту задачу выполняют системы внутриреакторного контроля, в состав которых в общем случае входят датчики, линии связи, электронная измерительная аппаратура, а также ЭВМ, алгоритмы и программы для обработки полученной информации. Основные системы внутриреакторного контроля [c.138]

В рассматриваемой реакторной установке невозможны такие аварийные ситуации, как потеря теплоносителя или прекращение его циркуляции, поскольку система не имеет насосов и во время работы под водой наружное давление морской воды выше давления в системе. Безопасность работы реактора обеспечивается в целом вследствие отрицательного температурного коэффициента реактивности, остро реагирующего на незначительное отклонение температуры активной зоны от номинального уровня. Эта характеристика реактора экспериментально проверена в опытах на выброс мощности, которые продемонстрировали вполне удовлетворительную устойчивость такого реактора. [c.248]

Ужесточение требований по безопасности с учетом международных и национальных Норм и Правил и требований надзорных органов в атомной энергетике требует проведения на АЭС соответствующего объема работ по модернизации и техническому перевооружению оборудования и дооснащению каждого энергоблока АЭС системами диагностики, номенклатура которых определяется с учетом требований нормативных документов и с учетом специфики каждой реакторной установки. [c.28]

Каждая из локальных систем диагностики, представляя собой функционально завершенную систему, очевидно, не претендует на полноту диагностирования реакторной установки. Однако комплекс таких систем, увязанный единой идеологией оперативного диагностирования, взаимодействующий с системами контроля и управления, способен обеспечить полноту и глубину диагностирования, отвечающие современным требованиям безопасной эксплуатации АЭС. [c.34]

Применения в реакторных исследованиях. Глубокое понимание процессов динамики чрезвычайно важно прежде всего для обеспечения надежности и безопасности установки. При этом для ядерного реактора первостепенным является правильное определение модели и коэффициентов внутренней обратной связи по реактивности, обусловленной изменениями температуры, плотности и т. п. [101]. Специалисты в области управления используют результаты такого определения при анализе устойчивости рабочих режимов установки и проектировании внешней системы автоматического управления (САУ). [c.169]

Достоинство монографии также в том, что в ней специфические исследования прочности и разрушения высоконапряженных трубопроводов давления АЭС увязаны с общей системой обеспечения безопасности реакторной установки. Обобщение отечественного и зарубежного опыта работ позволяет лучше оценивать достигнутый уровень и определять направления дальнейших исследований. Одним из таких направлений, очевидно, является создание унифицированных технологий исследований и работ, включающих как экспериментально-аналитические методы исследований механики разрушения и теплогидравлики, так и компьютерные программы, позволяющие в промышленном масштабе быстро и экономично внедрять системы безопасности на основе концепции ТПР. [c.5]

К реакторной установке относят следующие основные конструктивные элементы и системы активную зону, отражатель и зону воспроизводства (экран), биологическую защиту, системы управления и защиты реактора, перегрузки топлива, контроля и обеспечения безопасности, теплосъема. [c.135]

К реакторной установке относятся также системы, важные для безопасности компенсации давления, аварийные, дренажные, очистки воды первого контура. Технологическая схема реакторной установки с водо-водяным реактором ВВЭР-440 изображена на рис. 2.8. [c.149]

На втором этапе в проектах АЭС наряду с традиционными активными системами безопасности применяются пассивные системы. Среди этих проектов атомная электростанция большой мощности нового поколения с реактором ВВЭР-1000 (АЭС НП-1000), атомная электростанция средней мощности с реакторной установкой ВВЭР-640 (АЭС НП-500) и атомная электростанция средней мощности (600 МВт) с реактором повышенной безопасности ВПБЭР-600 [3]. [c.156]

Промышленное развитие водографитовых реакторов в электроэнергетике пошло по конструктивной линии РБМК - канальных реакторов большой мощности. Поступательный прогресс в их конструкции был реализован в целом ряде модификаций реакторной установки. Изменения были связаны с модернизацией трубопроводной системы первого контура, его гидравлических характеристик, эксплуатационных процедур и управления реакторной установки, компоновочностроительными решениями для упрощения монтажа. Далее последовала серия изменений, связанных с последовательным усилением систем аварийного охлаждения и локализации аварий при введении новых правил по безопасности АЭС. [c.353]

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 ...