Система - аварийное охлаждение
Cтраница 1
Система аварийного охлаждения ( САОР) реакторов канального типа состоит из двух подсистем: основной и длительного расхолаживания. [1]
 |
Упрощенная схема системы аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного корпусного реактора типа ВВЭР-1000. [2] |
Система аварийного охлаждения состоит из двух частей: пассивной - гидроаккумуляторов 7, не требующих каких-либо источников энергии, и активной - аварийных насосов высокого 2 и низкого 3 давления с соответствующими баками 4 и 5 борного раствора. Всего на реактор устанавливают три такие независимые системы, причем каждая из них обеспечивает 100 % расчетной производительности. [3]
Система аварийного охлаждения реакторов ( САОР) канального типа состоит из двух подсистем: основной и длительного расхолаживания. [4]
Их значение возрастает при создании и использовании систем аварийного охлаждения активной зоны, при учете влияния теплоносителя высоких параметров ( давление и температура) на скорость роста циклических трещин. [5]
При неисправности хотя бы одной из блокировок системы аварийного охлаждения активной зоны или спринклерной системы соответствующую операцию, выполняемую блокировкой, в аварийной ситуации должен осуществить оператор. При этом он должен правильно оценить обстановку, принять решение и произвести операцию иногда в считанные секунды. [6]
Их значение возрастает при создании и использовании систем аварийного охлаждения активной зоны, при учете влияния теплоносителя высоких параметров ( давление и температура) на скорость роста циклических трещин. [7]
Разрывы главных циркуляционных трубопроводов и присоединенных к ним вспомогательных ( системы аварийного охлаждения зоны и т.п.), приводящие к максимальным воздействиям на корпус и ВКУ ВВЭР, могут быть как частичные ( трещины в окружном или продольном направлении в зависимости от характера напряженного состояния, вызвавшего раскрытие возможного дефекта), так и полные с беспрепятственным истечением теплоносителя через оба конца. Наиболее опасными являются разрывы трубопроводов на входе в реактор, хотя анализироваться должны, очевидно, ситуации и с возможными разрывами в других частях трубопроводов первого контура АЭС, Эти места возможного раскрытия трещин в продольном или поперечном направлении устанавливаются на основе детального анализа напряженных состояний в трубопроводах при рассмотренных выше эксплуатационных режимах. [8]
Разрывы главных циркуляционных трубопроводов и присоединенных к ним вспомогательных ( системы аварийного охлаждения зоны и т.п.), приводящие к максимальным воздействиям на корпус и ВКУ ВВЭР, могут быть как частичные ( трещины в окружном или продольном направлении в зависимости от характера напряженного состояния, вызвавшего раскрытие возможного дефекта), так и полные с беспрепятственным истечением теплоносителя через оба конца. Наиболее опасными являются разрывы трубопроводов на входе в реактор, хотя анализироваться должны, очевидно, ситуации и с возможными разрывами в других частях трубопроводов первого контура АЭС. Эти места возможного раскрытия трещин в продольном или поперечном направлении устанавливаются на основе детального анализа напряженных состояний в трубопроводах при рассмотренных выше эксплуатационных режимах. [9]
В совместном франко-германском проекте реактора EPR использованы четыре физически разделенных канала систем аварийного охлаждения активной зоны, увеличены относительные объемы теплоносителя в компенсаторах давления и во втором контуре циркуляции, разработана малоинерционная система аварийного теплоотвода. [10]
Более сложным для моделирования оказывается процесс теплообмена в корпусе реактора при срабатывании системы аварийного охлаждения активной зоны ( САОЗ), Этот процесс подробно описан выше в § 3 гл. А это в значительной мере затрудняет надлежащий выбор коэффициента теплообмена между корпусом реактора и закипающей жидкостью. [11]
 |
Тепловыделяющая сборка реактора CANDU. [12] |
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. [13]
Характерными примерами трещин технологического происхождения являются горячие трещины в сварных разнородных соединениях приварки трубопроводов системы аварийного охлаждения зоны к патрубкам корпуса реактора, располагающиеся в наплавке кромки, выполненной аустенитными электродами ЭА-395, а также на границе наплавок, выполненных электродами ЭА-395 и ЭА-400. [14]
 |
Строительные объемы главных корпусов, расход основных строительных материалов на главные корпуса, трудоемкость строительно-монтажных работ ( по проектным данным для 4-блочных АЭС. [15] |
Страницы: 1 2 3