Cтраница 1
Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами, каждая in которых рассчитана на 100 % производительности. На рис. 5.38 показана одна ii3 систем САОЗ. При нарушении герметичности реакторного контура и небольшой течи включаются насосы 12, подающие борнрованный раствор в контур. Одновременно подается борированная вода в спринклерные установки и в реакторный контур. Пар конденсируется в струях воды спринклерной установки, предотвращая повышение давления в герметичной оболочке. В приямках собирается вода, охлаждается в теплообменниках 10 и вновь закачивается в контур и в спринклерные установки до полного расхолаживания реактора. [1]
Система аварийного охлаждения реакторов ( САОР) канального типа состоит из двух подсистем: основной и длительного расхолаживания. [2]
В эту группу входят следующие потребители: насосы аварийного охлаждения реактора, аварийные подпигочные насосы высокого давления, насосы системы борного регулирования, спринк-лерные насосы, рабочие маслонасосы турбин, насосы баков запаса обессоленной воды, насосы технической воды ответственных потребителей, а также вышеупомянутые аварийные питательные насосы и часть электронагревателей компенсаторов объема. [3]
В технологической части АЭС с водографитовыми реакторами предусмотрены три подсистемы аварийного охлаждения реактора - САОР. В соответствии с этим в системе электроснабжения потребителей, требующих надежного питания, установлены три независимых источника питания - дизель-генераторы GV, GW, GX ( рис. 5.45), агрегаты бесперебойного питания ( АБП), схема которых аналогична представленной на рис. 5.42, и аккумуляторные батареи. [4]
Набор нагрузки происходит ступенями в очередности, диктуемой требованиями технологического процесса аварийного охлаждения реактора. [5]
В технологической части АЭС с водографитовыми реакторами ( см. § 1.4) предусмотрены три подсистемы аварийного охлаждения реактора - САОР. [6]
Особо сложное тепломеханическое и электротехническое оборудование электростанций и сетей, подлежащее ремонту: поверхности нагрева котлоагрегатов, барабаны котлов, коллекторы, система аварийного охлаждения реактора, конденсатный, циркуляционный и питательный насосы, маслосистема турбоустановок, сервомоторы направляющих аппаратов гидротурбин, теплообменные аппараты, паропроводы и регулирующая и предохранительная арматура высокого давления, трубопроводы тепловых сетей диаметром свыше 600 до 900 мм. [7]
Объем теплоносителя в контуре увеличен. Система аварийного охлаждения реактора имеет четыре тракта подачи охлаждающей воды, включая прямое инжектирование воды в корпус реактора. [8]
Объем теплоносителя в контуре увеличен. Система аварийного охлаждения реактора имеет четыре тракта подачи охлаждающей воды, включая прямое инжектирование воды в корпус реактора. Аварийная сисде-ма питательной воды - пятый, резервный тракт. [9]
Сведения об образующихся продуктах деления очень важны для проектирования и работы атомных реакторов. Защита, необходимая для отработанного горючего, а также аварийное охлаждение реактора определяются величиной и природой активности продуктов деления, присутствующих в реакторе. Отравление продуктами деления сильно влияет на контроль за работой реактора и на топливный цикл. Содержание продуктов деления в отработанном горючем и природа их активности определяют необходимую биологическую защиту на заводах по химической регенерации горючего, длительность периода охлаждения ( распада) до переработки, требуемую степень разделения в процессе регенерации горючего, а также мощность тепловыделения в технологических растворах и отходах. Вот почему на получение данных по выходам продуктов деления и использование этих данных для расчета или оценки активности продуктов деления в реакторном горючем в различных условиях облучения и распада затрачиваются очень большие усилия. [10]
В качестве примера можно привести совокупность теплогидравлических процессов, определяющих протекание так называемой максимальной проектной аварии ( МПА) для водо-водяного энергетического реактора, для которого под МПА понимается разгерметизация первого контура вследствие мгновенного разрыва трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности с учетом возможного ее превышения вследствие погрешностей и допусков системы контроля и управления. Для такой аварийной ситуации требуется [1, 2], чтобы система аварийного охлаждения реактора обеспечила непревышение так называемого второго проектного предела поврежденшгтвэлов ( т.е. температура оболочки твэлов не должна быть более 1200 С), локальную глубину окисления оболочек твэлов не более 18 % первоначальной толщины и долю прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в активной зоне. Должны также быть обеспечены возможность расхолаживания реактора и выгрузка топлива из активной зоны после МПА. [11]
Испытания утечки теплоносителя были неудовлетворительны из-за несопоставимости результатов. Поскольку реактор для испытаний с утечкой теплоносителя значительно меньше современных легководных реакторов, неясно, есть лн смысл проводить их сравнения. Из-за этих различий исследование, проведенное обществом American Physical Society, предполагает, что результаты испытания с утечкой теплоносителя не могут быть использованы для принятия машинных кодов, применяемых при оценке системы аварийного охлаждения реактора. Они, однако, могут проводиться для исследования довольно большого числа явлений, которые имеют место во время аварий с потерей теплоносителя. Следует заметить, что реактор для проведения испытаний с утечкой теплоносителя имитирует только реакторы с водой под давлением ( PWR) a проведение аналогичных испытаний для реакторов на кипящей воде ( типа BWR) еще даже не предусмотрено. [12]