Просмотр кода страницы Аварийная защита ядерного реактора

{{falseredirect|Аварийный режим АЭС}}

'''Авари́йная защи́та''' ядерного реактора — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения [[цепная ядерная реакция|цепной ядерной реакции]] в [[активная зона|активной зоне]] [[ядерный реактор|реактора]]. «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» [[Ростехнадзор]]а определяют аварийную защиту как функцию быстрого перевода реактора в подкритический режим, а также комплекс систем, выполняющий эту функцию. Этим же документом в российском правовом поле определены требования к системе аварийной защиты<ref>Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (НП-082-07). Утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 </ref>.

== Активная аварийная защита ==
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к [[Авария|аварии]]. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход [[теплоноситель|теплоносителя]], уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны ([[Бор (элемент)|бором]] или [[Кадмий|кадмием]]). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур [[теплоноситель|теплоносителя]].
{{see also|Аварийная регулирующая кассета}}

== Пассивная аварийная защита ==
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов [[ВВЭР]] включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) — специальные баки с водным раствором борной кислоты, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком поступает в активную зону реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

В проекте реактора [[БН-800]] реализована разработка в составе проекта реакторной установки пассивно срабатывающих стержней аварийной защиты (ПАЗ) в авариях с потерей принудительного расхода<ref>Буклет «АЭС с БН-800». СПбАЭП. 2011</ref>.

== Примечания ==
{{примечания}}

== Литература ==
* [[БСЭ]]
{{Внешние ссылки}}
[[Категория:Устройство ядерного реактора]]
[[Категория:Радиационная безопасность]]