Безопасность - реактор
Cтраница 2
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 подоб - ного 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. [16]
 |
Основные аварии на ядерных реакторах. [17] |
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. [18]
У нас проходит семинар МАГАТЭ, по технике безопасности реакторов. В нем участвуют представители семнадцати стран и наши ребята читают им лекции. [19]
Препятствия, мешающие быстрому внедрению реакторов БН, в своей основе не являются техническими, а проистекают скорее из проблем, с которыми сталкивается ядерная энергетика в целом. Сюда относятся вопросы, связанные с нераспространением ядерного оружия, безопасностью реакторов и развитием требуемых для ядерного топливного цикла производственных мощностей. Общественное беспокойство1 по поводу транспортировки и обращения с плутонием сосредоточилось на бридерной технологии, поскольку требования по безопасности в обращении с плутонием на порядок выше, чем с урановым топливом для легководных реакторов. [20]
Для извлечения целевого изотопа из топливного раствора используется специально созданное для этой цели экспериментальное устройство. Выбранная схема независимой работы реактора и устройства, а также концепция, построенная на принципе самозащищенности, позволяет устройству не влиять на безопасность реактора. Принципиально реактор и устройство образуют единую систему. [21]
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. [22]
Обычно отрицательная обратная связь используется для стабилизации какого-либо параметра. Например, автопилот автомобиля автоматически снизит скорость, если будет превышен допустимый предел. Система безопасности реактора автоматически начнет поглощать свободные нейтроны, если их число увеличится до определенного уровня. [23]
Поскольку зависимость акр ( /) для различных смесей, содержащих окислы азота, практически универсальна, определение взрывобез-опасных режимов работы реактора нитрования или окисления сводится к построению кривых изменения равновесного состава соответствующих систем. По ним определяются температуры, при которых давление насыщенного пара перерабатываемого углеводорода становится больше значения, соответствующего верхнему пределу взрываемости. Для обеспечения безопасности реактора, содержащего жидкий углеводород, достаточно установить предельную температуру и термостатировать реактор. Для обеспечения запаса надежности предельно допустимые температуры следует увеличить на 20 - 30 градусов по отношению к критической. [24]
Этот эффект был изучен подробно из-за его возможного отношения к безопасности реактора с водой под давлением. [25]
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. [26]
Очевидно, что условия работы на реакторах различных типов, так же как и возможности аварии, далеко не одинаковы, хотя каждый из них оборудован системами предупреждения, блокировки и аварийной защиты. Наиболее безопасны реакторы, обладающие определенной собственной стабильностью, главным образом благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности. Расширение, вызываемое повышением температуры, во всех случаях приводит к уменьшению реактивности, но прежде чем делать вывод о величине температурного коэффициента, следует принять во внимание изменение сечений реакций деления и поглощения нейтронов и допплеровское ущирение резонансных пиков при повышении температуры. Другим условием безопасности является принятие мер, обеспечивающих уменьшение k при любом изменении конфигурации активной зоны. В некоторых реакторах имеются полости, заполнение которых вследствие взрыва или, например, землетрясения может привести к увеличению k как раз в то время, когда регулирующие стержни, видимо, окажутся заклиненными. Большие резервы реактивности и значительный размер каналов в активной зоне несколько понижают безопасность реактора. При высоких уровнях мощности, а также при большой удельной мощности тепловыделяющие элементы могут стать настолько радиоактивными, что в случае потери охладителя они могут расплавиться даже после остановки реактора. Расширение или сжатие конструкционных материалов также может приводить к возможности аварии, связанной, например, с выходом из строя регулирующих стержней. [27]
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 ( A3) 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 A3 реактора. Безопасность реактора связана с потребителями первой и второй групп. [28]
Страницы: 1 2