|
|
Большая Советская Энциклопедия (цитаты)
|
|
|
|
|
Аварийная защита | Аварийная защита (далее А) ядерного реактора, система устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. А 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, останавливающими реактор, как правило, служат стержни с поглотителем нейтронов (например, бором и 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, — надежность и быстродействие (см. также Ядерная авария).
Ю. И. Корякин. |
Для поиска, наберите искомое слово (или его часть) в поле поиска
|
|
 |
 |
 |
|
|
|
Новости 31.10.2025 11:03:56
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
