Аварийная защита — различия между версиями
EvgBot (обсуждение | вклад) (заливка из БСЭ) |
EvgBot (обсуждение | вклад) м |
||
| Строка 1: | Строка 1: | ||
| − | '''Аварийная защита''' ядерного реактора, система устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. А. з. автоматически срабатывает при аварии [[Ядерный реактор|ядерного реактора]] или достижении одним из контролируемых его параметров значения, могущего привести к аварии. К таким особо ответственным параметрам относятся: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности. Исполнительными элементами А. з., останавливающими реактор, как правило, служат стержни с поглотителем нейтронов (например, | + | '''Аварийная защита''' ядерного реактора, система устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. А. з. автоматически срабатывает при [[Авария|аварии]] [[Ядерный реактор|ядерного реактора]] или достижении одним из контролируемых его параметров значения, могущего привести к аварии. К таким особо ответственным параметрам относятся: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности. Исполнительными элементами А. з., останавливающими реактор, как правило, служат стержни с поглотителем [[нейтрон|нейтронов]] (например, [[бор]]ом и [[кадмий|кадмием]]), вводимые в активную зону в течение долей секунды с момента получения аварийного сигнала от датчика контролируемого параметра. Значительно реже осуществляются другие способы, например впрыскивание в контур теплоносителя раствора поглотителя. Основные требования, предъявляемые к А. з., — надёжность и быстродействие (см. также [[Ядерная авария|Ядерная авария]]). |
'' Ю. И. Корякин.'' | '' Ю. И. Корякин.'' | ||
| Строка 5: | Строка 5: | ||
[[Категория:Техника]] | [[Категория:Техника]] | ||
| + | [[Категория:Безопасность]] | ||
Текущая версия на 00:07, 9 сентября 2008
Аварийная защита ядерного реактора, система устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. А. з. автоматически срабатывает при аварии ядерного реактора или достижении одним из контролируемых его параметров значения, могущего привести к аварии. К таким особо ответственным параметрам относятся: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности. Исполнительными элементами А. з., останавливающими реактор, как правило, служат стержни с поглотителем нейтронов (например, бором и кадмием), вводимые в активную зону в течение долей секунды с момента получения аварийного сигнала от датчика контролируемого параметра. Значительно реже осуществляются другие способы, например впрыскивание в контур теплоносителя раствора поглотителя. Основные требования, предъявляемые к А. з., — надёжность и быстродействие (см. также Ядерная авария).
Ю. И. Корякин.
- Эта статья или раздел использует текст Большой советской энциклопедии.
