TEKS ASLI

The three primary objectives of Nuclear Safety Systems as defined by the Nuclear Regulatory Commission are to shutdown the reactor, maintain it in a shutdown condition and prevent the release of radioactive material during events and accidents

Emergency Core Cooling System

The Emergency Core Cooling System (ECCS) comprises a series of systems which are designed to safely shut down a nuclear reactor during accident conditions.

Under normal conditions heat is removed from a nuclear reactor by condensing steam after it passes through the turbine.

Then in a BWR, condensed steam (water) is then fed back into the reactor or, in a PWR, back through the heat exchanger; which keeps the reactor core at a constant temperature.

During an accident the condenser is not used so alternate methods of cooling are required to prevent damage to the nuclear fuel. These systems allow the plant to respond to a variety of accident conditions and at the same time creates redundancy so that the plant can still be shutdown even if one or more of the systems fails to function.

 In most plants ECCS is composed of the following systems:

High Pressure Coolant Injection System (HPCI)

This system consists of a pump or pumps which have sufficient pressure to inject coolant into the reactor vessel while it is pressurized. It is designed to monitor the level of coolant in the reactor vessel and automatically inject coolant when the level drops below certain setpoints. This system is normally the first line of defense for a reactor since it can be used while the reactor vessel is still highly pressurized.

Depressurization System (ADS).

This system consists of a series of valves which open to vent steam several feet under the surface of a large pool of liquid water (known as the wetwell or torus) in pressure suppression type containments, or directly into the primary containment structure, in other types of containments, such as large-dry, ice-condenser, and sub-atmospheric containments. The actuation of these valves depressurizes the reactor vessel and allows lower pressure coolant injection systems to function, which have very large capacities in comparison to high pressure systems. Some depressurization systems are automatic in function but can be inhibited, some are manual and operators may activate if necessary.

Low Pressure Coolant Injection System (LPCI).

This system consists of a pump or pumps which inject additional coolant into the reactor vessel once it has been depressurized. In some nuclear power plants, LPCI is a mode of operation of the Residual Heat Removal System (RHR or RHS). LPCI is generally not a stand-alone system.  

Corespray System

This system uses spargers within the reactor pressure vessel to directly spray water onto the fuel rods themselves. It suppresses generation of steam, ensuring continued coolant injection,

and sprays water directly on the fuel rods themselves in the event of core uncovery. In some reactor types there are both high-pressure modes and low-pressure modes for corespray.

Containment Spray System

This system consists of a series of pumps and spargers (special spray nozzles) which spray coolant into the primary containment structure. It is designed to condense the steam into liquid water within the primary containment structure to prevent overpressure, which could lead to involuntary depressurization. 

Isolation Cooling System

This system is often driven by a steam turbine, and is used to provide enough water to safely cool the reactor if the reactor building is isolated from the control and turbine buildings. As it does not require large amounts of electricity to run, and runs off the plant batteries, rather than the diesel generators, it is a defensive system against a condition known as station blackout. 

SUMBER : http://socialdiets.wordpress.com/2011/03/12/what-is-an-eccs-emergency-core-cooling-systemnuclear-safety-systems/

TERJEMAHAN (GOOGLE TRANSLETE)

Tiga tujuan utama dari Sistem Keamanan Nuklir seperti yang didefinisikan oleh Komisi Pengaturan Nuklir yang untuk shutdown reaktor, mempertahankannya dalam kondisi shutdown dan mencegah pelepasan bahan radioaktif selama acara dan kecelakaan

Inti Darurat Sistem Pendingin

Core Darurat Sistem Pendingin (ECCs) terdiri dari serangkaian sistem yang dirancang untuk aman menutup sebuah reaktor nuklir selama kondisi kecelakaan.

Dalam kondisi normal panas dihapus dari reaktor nuklir oleh kondensasi uap setelah melewati turbin.

Kemudian pada suatu BWR, uap terkondensasi (air) kemudian dimasukkan kembali ke dalam reaktor atau, dalam PWR, kembali melalui penukar panas; yang menjaga inti reaktor pada temperatur konstan.

Selama kecelakaan kondensor tidak digunakan sehingga metode alternatif pendinginan yang diperlukan untuk mencegah kerusakan pada bahan bakar nuklir. Sistem ini memungkinkan tanaman untuk merespon berbagai kondisi kecelakaan dan pada saat yang sama menciptakan redundansi sehingga tanaman masih bisa mematikan bahkan jika salah satu atau lebih dari sistem gagal berfungsi.

 Pada tanaman yang paling ECCs terdiri dari sistem berikut:

Tekanan Tinggi Pendingin Sistem Injeksi (HPCI)

    Sistem ini terdiri dari sebuah pompa atau pompa yang memiliki tekanan yang cukup untuk menyuntikkan cairan pendingin ke bejana reaktor ketika sedang bertekanan. Hal ini dirancang untuk memantau tingkat pendingin dalam bejana reaktor dan secara otomatis menyuntikkan cairan pendingin ketika tingkat turun di bawah setpoints tertentu. Sistem ini biasanya garis pertahanan pertama untuk reaktor karena dapat digunakan sementara bejana reaktor masih sangat bertekanan.

Depressurization Sistem (ADS).

    Sistem ini terdiri dari serangkaian katup yang terbuka untuk melampiaskan beberapa uap kaki di bawah

permukaan kolam besar air cair (yang dikenal sebagai wetwell atau torus) di containments jenis tekanan penindasan, atau langsung ke dalam struktur penahanan primer, jenis lain dari containments, seperti besar-kering, kondensor es, dan sub-atmosfer containments. Aktuasi katup ini depressurizes bejana reaktor dan memungkinkan sistem pendingin tekanan injeksi yang lebih rendah untuk fungsi, yang memiliki kapasitas yang sangat besar dibandingkan dengan sistem tekanan tinggi. Beberapa sistem depressurization otomatis dalam fungsi tetapi bisa dihambat, beberapa manual dan operator dapat mengaktifkan jika perlu.

Tekanan Rendah Pendingin Sistem Injeksi (LPCI).

    Sistem ini terdiri dari sebuah pompa atau pompa pendingin yang menyuntikkan tambahan ke dalam bejana reaktor setelah telah depressurized. Dalam beberapa pembangkit listrik tenaga nuklir, LPCI adalah mode operasi dari Sistem Penghapusan Panas Residual (RHR atau rhs). LPCI umumnya bukan sistem yang berdiri sendiri.

Sistem Corespray

    Sistem ini menggunakan spargers dalam bejana tekanan reaktor untuk langsung menyemprotkan air ke batang bahan bakar sendiri. Ini menekan generasi uap, injeksi memastikan pendingin terus, dan air semprotan langsung pada batang bahan bakar sendiri dalam hal uncovery inti. Dalam beberapa jenis reaktor ada baik tekanan tinggi mode dan tekanan rendah mode untuk corespray.

Sistem kendali Semprot

    Sistem ini terdiri dari serangkaian pompa dan spargers (nosel semprot khusus) yang menyemprotkan cairan pendingin ke dalam struktur penahanan utama. Hal ini dirancang untuk menyingkat uap air cair ke dalam struktur bendungan utama untuk mencegah overpressure, yang dapat menyebabkan depressurization disengaja.

Isolasi Sistem Pendingin

    Sistem ini sering didorong oleh turbin uap, dan digunakan untuk menyediakan air yang cukup untuk mendinginkan reaktor dengan aman jika gedung reaktor terisolasi dari kontrol dan bangunan turbin. Karena tidak memerlukan jumlah besar listrik untuk menjalankan, dan lari baterai tanaman, bukan generator diesel, itu adalah sistem defensif terhadap kondisi yang dikenal sebagai stasiun pemadaman.

DARI WIKIPEDIA

The three primary objectives of nuclear reactor safety systems as defined by the Nuclear Regulatory Commission are to shut down the reactor, maintain it in a shutdown condition, and prevent the release of radioactive material during events and accidents.[1] These objectives are accomplished using a variety of equipment, which is part of different systems, of which each performs specific functions.

Contents

 [hide] 

1 Reactor protection system (RPS) o 1.1 Control rods o 1.2 Safety injection / standby liquid control

2 Essential service water system (ESWS) 3 Emergency core cooling system (ECCS)

o 3.1 High pressure coolant injection system (HPCI) o 3.2 Depressurization system (ADS)

o 3.3 Low pressure coolant injection system (LPCI) o 3.4 Corespray system o 3.5 Containment spray system o 3.6 Isolation cooling system

4 Emergency electrical systems o 4.1 Diesel generators o 4.2 Motor generator flywheels o 4.3 Batteries

5 Containment systems o 5.1 Fuel cladding o 5.2 Reactor vessel o 5.3 Primary containment o 5.4 Secondary containment o 5.5 Core catching o 5.6 Non-containable events

6 Standby gas treatment 7 Ventilation and radiation protection

o 7.1 Containment ventilation o 7.2 Control room ventilation

8 See also 9 References

[edit] Reactor protection system (RPS)

A reactor protection system is composed of systems that are designed to immediately terminate the nuclear reaction. While the reactor is operating, the nuclear reaction continues to produce heat and radiation. By breaking the chain reaction, the source of heat can be eliminated, and other systems can then be used to continue to remove decay heat from the core. All plants have some form of the following reactor protection systems:

[edit] Control rods

Control rods are a series of metal rods that can be quickly inserted into the core to absorb neutrons and rapidly terminate the nuclear reaction. See control rods for more information.

[edit] Safety injection / standby liquid control

A nuclear reaction can also be stopped by injecting a liquid that absorbs neutrons directly into the core. In boiling water reactors this usually consists of a solution containing boron (such as boric acid), which can be injected to displace the water in the core. A signature of pressurized water reactors is that they use a boron solution in addition to control rods to control the reaction, and so the concentration is simply increased to slow or stop the reaction.

[edit] Essential service water system (ESWS)

Cooling tower at the Philippsburg Nuclear Power Plant, Germany

The essential service water system (ESWS) circulates the water that cools the plant’s heat exchangers and other components before dissipating the heat into the environment. Because this includes cooling the systems that remove decay heat from both the primary system and the spent fuel rod cooling ponds, the ESWS is a safety-critical system.[2] Since the water is frequently drawn from an adjacent river, the sea, or other large body of water, the system can be endangered by large volumes of seaweed, marine organisms, oil pollution, ice and debris.[2][3] In locations without a large body of water in which to dissipate the heat, water is recirculated via a cooling tower.

The failure of half of the ESWS pumps was one of the factors that endangered safety in the 1999 Blayais Nuclear Power Plant flood,[4] while a total loss occurred during the Fukushima I and Fukushima II nuclear accidents in 2011.[5]

[edit] Emergency core cooling system (ECCS)

HPCI and LPCI as a part of active ECCS

An emergency core cooling system comprises a series of systems that are designed to safely shut down a nuclear reactor during accident conditions. Under normal conditions, heat is removed from a nuclear reactor by condensing steam after it passes through the turbine. In a boiling water reactor, condensed steam (water) is fed back into the reactor. In a pressurized water reactor, it is fed back through the heat exchanger. In both cases, this keeps the reactor core at a constant temperature. During an accident, the condenser is not used, so alternate methods of cooling are required to prevent damage to the nuclear fuel.

These systems allow the plant to respond to a variety of accident conditions, and additionally introduce redundancy so that the plant can be shut down even with one or more subsystem failures.

In most plants, ECCS is composed of the following systems:

[edit] High pressure coolant injection system (HPCI)

This system consists of a pump or pumps that have sufficient pressure to inject coolant into the reactor vessel while it is pressurized. It is designed to monitor the level of coolant in the reactor vessel and automatically inject coolant when the level drops below certain setpoints. This system is normally the first line of defense for a reactor since it can be used while the reactor vessel is still highly pressurized.

[edit] Depressurization system (ADS)

Passive ECCS

This system consists of a series of valves which open to vent steam several feet under the surface of a large pool of liquid water (known as the wetwell or torus) in pressure suppression type containments, or directly into the primary containment structure, in other types of containments, such as large-dry, ice-condenser, and sub-atmospheric containments. The actuation of these valves depressurizes the reactor vessel and allows lower pressure coolant injection systems to function, which have very large capacities in comparison to high pressure systems. Some depressurization systems are automatic in function but can be inhibited, some are manual and operators may activate if necessary.

[edit] Low pressure coolant injection system (LPCI)

This system consists of a pump or pumps which inject additional coolant into the reactor vessel once it has been depressurized.

In some nuclear power plants, LPCI is a mode of operation of a residual heat removal system (RHR or RHS). LPCI is generally not a stand-alone system.

[edit] Corespray system

This system uses spargers (special spray nozzles) within the reactor pressure vessel to spray water directly onto the fuel rods, suppressing the generation of steam. Reactor designs can include corespray in high-pressure and low-pressure modes.

[edit] Containment spray system

This system consists of a series of pumps and spargers which spray coolant into the primary containment structure. It is designed to condense the steam into liquid water within the primary containment structure to prevent overpressure, which could lead to involuntary depressurization.

[edit] Isolation cooling system

This system is often driven by a steam turbine, and is used to provide enough water to safely cool the reactor if the reactor building is isolated from the control and turbine buildings. As it does not require large amounts of electricity to run, and normally runs off the plant batteries, rather than the diesel generators. The Isolation cooling system can also be manually run without battery power. It is a defensive system against a condition known as station blackout.

[edit] Emergency electrical systems

Under normal conditions, nuclear power plants receive power from off-site. However, during an accident a plant may lose access to this power supply and thus may be required to generate its own power to supply its emergency systems. These electrical systems usually consist of diesel generators and batteries.

[edit] Diesel generators

Diesel generators are employed to power the site during emergency situations. They usually are sized such that a single one can provide all the required power for a facility to shutdown during an emergency situation which allows facilities to have multiple generators for redundancy. Additionally, systems which are not required to shutdown the reactor have separate electrical sources (often their own generators) so that they do not affect shutdown capability.

[edit] Motor generator flywheels

Loss of electrical power can occur suddenly, and it can damage or undermine equipment. To prevent damage, motor-generators can be tied to flywheels which can provide uninterrupted electrical power to equipment for a brief period of time. Often they are used to provide electrical power until the plant electrical supply can be switched to the batteries and/or diesel generators.

[edit] Batteries

Batteries often form the final redundant backup electrical system and are also capable of providing sufficient electrical power to shutdown a plant. The DC power generated by batteries can be converted to AC power to run AC devices such as motors using an electrical inverter.

[edit] Containment systems

Containment systems are designed to prevent the release of radioactive material into the environment.

[edit] Fuel cladding

The fuel cladding is the first layer of protection around the nuclear fuel and is designed to protect the fuel from corrosion that would spread fuel material throughout the reactor coolant circuit. In most reactors it takes the form of a sealed metallic or ceramic layer. It also serves to trap fission products, especially ones that are gaseous at the temperatures reached within the reactor, such as krypton, xenon and iodine. Cladding does not constitute shielding, and must be developed such that it absorbs as little radiation as possible. For this reason, materials such as magnesium and zirconium are used for their low neutron capture cross sections.

[edit] Reactor vessel

The reactor vessel is the first layer of shielding around the nuclear fuel and usually is designed to trap most of the radiation released during a nuclear reaction. The reactor vessel is also designed to withstand high pressures.

[edit] Primary containment

The primary containment system usually consists of a large metal and concrete structure (often cylindrical or bulb shaped) which contains the reactor vessel. In most reactors it also contains all of the radioactive contaminated systems. The primary containment system is designed to withstand strong internal pressures resulting from a leak or intentional depressurization of the reactor vessel.

[edit] Secondary containment

Some plants have a secondary containment system which encompasses the primary system. This is very common in BWRs because most of the steam systems, including the turbine, contain radioactive materials.

[edit] Core catching

In case of a full melt-down, the fuel would most likely end up on the concrete floor of the primary containment building. Concrete can withstand very much heat, so the thick flat concrete floor in the primary containment will often be sufficient protection against the so-called China Syndrome. The Chernobyl plant didn't have a containment building, but the core was eventually stopped by the concrete foundation. Due to concerns that the core would melt its way through the concrete, a "core catching device" was invented, and a mine was quickly dug under the plant with the intention to install such a device. The device contains a quantity of metal which would melt, diluting the corium and increasing its heat conductivity; the diluted metallic mass could then be cooled by water circulating in the floor. Today, all new Russian-designed reactors are equipped with core-catchers in the bottom of the containment building.[6]

[edit] Non-containable events

Nuclear events outside of the primary containment building will not be contained. Any accident involving the spent fuel pool, which is outside of the primary containment, will not be contained.

[edit] Standby gas treatment

A Standby Gas Treatment (SBGT) system is part of the secondary containment system of a nuclear power plant. When called upon to operate, the SBGT system filters and pumps air from secondary containment to the environment and maintains a negative pressure within the secondary containment in order to limit the release of radioactive material.

Each SBGT train generally consists of a mist eliminator/roughing filter; an electric heater; a prefilter; two absolute (HEPA) filters; an activated charcoal filter; an exhaust fan; and associated valves, ductwork, dampers, instrumentation, and controls. The signals that trip the SBGT system are plant-specific; however, automatic trips are generally associated with the electric heaters and a high temperature condition in the charcoal filters.

[edit] Ventilation and radiation protection

In case of a radioactive release, most plants have a system designed to remove radiation from the air to reduce the effects of the radiation release on the employees and public. This system usually consists of the following:

[edit] Containment ventilation

This system is designed to remove radiation and steam from primary containment in the event that the depressurization system was used to vent steam into primary containment.

[edit] Control room ventilation

This system is designed to ensure that the operators who are required to operate the plant are protected in the event of a radioactive release. This system often consists of activated charcoal filters which remove radioactive isotopes from the air.

TERJEMAHANNYE:

Tiga tujuan utama dari sistem keselamatan reaktor nuklir seperti yang didefinisikan oleh Komisi Pengaturan Nuklir yang untuk menutup reaktor, mempertahankannya dalam kondisi shutdown, dan mencegah pelepasan bahan radioaktif selama acara dan kecelakaan. [1] Tujuan ini dicapai dengan menggunakan berbagai peralatan, yang merupakan bagian dari sistem yang berbeda, yang masing-masing melakukan fungsi tertentu.

Isi

 [hide] 

1 Reaktor sistem perlindungan (RPS) o 1.1 Kontrol batang o 1.2 Keselamatan injeksi / kontrol cair siaga

2 layanan Esensial sistem air (ESWS) 3 Darurat inti sistem pendingin (ECCs)

o 3.1 pendingin bertekanan tinggi sistem injeksi (HPCI) o 3,2 depressurization sistem (ADS) o 3.3 tekanan rendah pendingin sistem injeksi (LPCI) o 3.4 Corespray sistem o 3,5 kendali sistem semprot o 3.6 Isolasi sistem pendingin

4 Darurat sistem listrik o 4.1 Diesel generator o 4.2 Generator motor roda gaya o 4.3 Baterai

5 kendali sistem o 5.1 Bahan Bakar kelongsong o 5.2 Reaktor kapal o 5.3 Dasar penahanan o 5.4 sekunder penahanan o 5.5 Inti menangkap o 5,6 Non-dibendung peristiwa

6 pengobatan Siaga gas 7 Ventilasi dan proteksi radiasi

o 7.1 Kendali ventilasi o 7.2 Kontrol ventilasi ruangan

8 Lihat juga 9 Referensi

[ sunting ] Reaktor perlindungan sistem (RPS)

Sebuah sistem proteksi reaktor terdiri dari sistem yang dirancang untuk segera mengakhiri reaksi nuklir. Sementara reaktor beroperasi, reaksi nuklir terus menghasilkan panas dan radiasi. Dengan melanggar reaksi berantai , sumber panas dapat dihilangkan, dan sistem lain kemudian dapat digunakan untuk terus menghilangkan panas peluruhan dari inti. Semua tanaman memiliki beberapa bentuk dari sistem perlindungan reaktor berikut:

[ sunting ] Kontrol batang

Batang kendali adalah serangkaian batang logam yang dapat dengan cepat dimasukkan ke dalam inti untuk menyerap neutron dan cepat menghentikan reaksi nuklir. Lihat batang kendali untuk informasi lebih lanjut.

[ sunting ] Keamanan injeksi / kontrol cair siaga

Reaksi nuklir juga dapat dihentikan dengan menyuntikkan cairan yang menyerap neutron langsung ke inti. Dalam reaktor air mendidih ini biasanya terdiri dari larutan yang mengandung boron (seperti asam borat ), yang dapat disuntikkan untuk menggantikan air di inti. Sebuah tanda tangan dari reaktor air bertekanan

adalah bahwa mereka menggunakan solusi boron di samping batang kendali untuk mengontrol reaksi, dan konsentrasi hanya meningkat untuk memperlambat atau menghentikan reaksi.

[ sunting ] pelayanan sistem air Esensial (ESWS)

Menara pendingin di Power Plant Philippsburg Nuklir , Jerman

Air sistem pelayanan esensial (ESWS) beredar air yang mendinginkan panas pabrik exchanger dan komponen lainnya sebelum menghamburkan panas ke lingkungan. Karena ini mencakup sistem pendingin yang menghilangkan panas peluruhan dari kedua sistem utama dan menghabiskan batang bahan bakar kolam pendingin, ESWS adalah sistem keselamatan-kritis. [2] Karena air sering diambil dari sungai yang berdekatan, laut, atau tubuh besar air lainnya, sistem dapat terancam oleh volume besar rumput laut, organisme laut, polusi minyak, es dan puing-puing. [2] [3] Di lokasi tanpa tubuh besar air di mana untuk mengusir panas, air diresirkulasi melalui menara pendingin .

Kegagalan setengah dari pompa ESWS adalah salah satu faktor bahwa keselamatan terancam punah di 1999 banjir Blayais Tenaga Nuklir Tanaman , [4] sementara kerugian total terjadi selama saya Fukushima dan II Fukushima kecelakaan nuklir pada tahun 2011. [5]

[ sunting ] Darurat inti sistem pendingin (ECCs)

HPCI dan LPCI sebagai bagian dari ECCs aktif

Inti sistem pendinginan darurat terdiri dari serangkaian sistem yang dirancang untuk aman menutup sebuah reaktor nuklir selama kondisi kecelakaan. Dalam kondisi normal, panas dipindahkan dari reaktor nuklir oleh kondensasi uap setelah melewati turbin. Dalam sebuah reaktor air mendidih , uap terkondensasi (air) dimasukkan kembali ke dalam reaktor. Dalam reaktor air bertekanan , itu adalah makan kembali melalui penukar panas. Dalam kedua kasus, ini membuat inti reaktor pada temperatur konstan. Selama kecelakaan, kondensor tidak digunakan, sehingga metode alternatif pendinginan yang diperlukan untuk mencegah kerusakan pada bahan bakar nuklir .

Sistem ini memungkinkan tanaman untuk merespon berbagai kondisi kecelakaan, dan tambahan memperkenalkan redundansi sehingga tanaman dapat ditutup bahkan dengan satu atau lebih kegagalan subsistem.

Pada kebanyakan tanaman, ECCs terdiri dari sistem berikut:

[ sunting ] pendingin sistem injeksi tekanan tinggi (HPCI)

Sistem ini terdiri dari sebuah pompa atau pompa yang memiliki tekanan yang cukup untuk menyuntikkan cairan pendingin ke bejana reaktor ketika sedang bertekanan. Hal ini dirancang untuk memantau tingkat pendingin dalam bejana reaktor dan secara otomatis menyuntikkan cairan pendingin ketika tingkat turun di bawah setpoints tertentu. Sistem ini biasanya garis pertahanan pertama untuk reaktor karena dapat digunakan sementara bejana reaktor masih sangat bertekanan.

[ sunting ] depressurization sistem (ADS)

Pasif ECCs

Sistem ini terdiri dari serangkaian katup yang terbuka untuk melampiaskan beberapa uap kaki di bawah permukaan kolam besar air cair (yang dikenal sebagai wetwell atau torus) di containments jenis tekanan penindasan, atau langsung ke dalam struktur penahanan primer, jenis lain dari containments, seperti besar-kering, kondensor es, dan sub-atmosfer containments. Aktuasi katup ini depressurizes bejana reaktor dan memungkinkan sistem pendingin tekanan injeksi yang lebih rendah untuk fungsi, yang memiliki kapasitas yang sangat besar dibandingkan dengan sistem tekanan tinggi. Beberapa sistem depressurization otomatis dalam fungsi tetapi bisa dihambat, beberapa manual dan operator dapat mengaktifkan jika perlu.

[ sunting ] pendingin sistem injeksi tekanan rendah (LPCI)

Sistem ini terdiri dari sebuah pompa atau pompa pendingin yang menyuntikkan tambahan ke dalam bejana reaktor setelah telah depressurized.

Dalam beberapa pembangkit listrik tenaga nuklir, LPCI adalah mode operasi dari suatu sistem pembuangan panas sisa (RHR atau rhs). LPCI umumnya bukan sistem yang berdiri sendiri.

[ sunting ] Corespray sistem

Sistem ini menggunakan spargers (khusus semprotan) dalam bejana tekanan reaktor untuk menyemprotkan air langsung ke batang bahan bakar, menekan generasi uap. Desain reaktor dapat mencakup corespray dalam mode tekanan tinggi dan tekanan rendah.

[ sunting ] kendali sistem semprot

Sistem ini terdiri dari serangkaian pompa dan spargers yang semprot pendingin ke dalam struktur penahanan utama. Hal ini dirancang untuk menyingkat uap air cair ke dalam struktur bendungan utama untuk mencegah overpressure, yang dapat menyebabkan depressurization disengaja.

[ sunting ] Isolasi sistem pendingin

Sistem ini sering didorong oleh turbin uap, dan digunakan untuk menyediakan air yang cukup untuk mendinginkan reaktor dengan aman jika gedung reaktor terisolasi dari kontrol dan bangunan turbin. Karena tidak memerlukan jumlah besar listrik untuk menjalankan, dan biasanya berjalan dari baterai tanaman,

bukan generator diesel. Isolasi sistem pendingin juga dapat secara manual berjalan tanpa daya baterai. Ini adalah sebuah sistem defensif terhadap kondisi yang dikenal sebagai stasiun pemadaman.

[ sunting ] sistem Darurat listrik

Dalam kondisi normal, pembangkit listrik tenaga nuklir menerima kuasa dari off-situs. Namun, selama kecelakaan tanaman dapat kehilangan akses ke catu daya dan dengan demikian mungkin diperlukan untuk menghasilkan listrik sendiri untuk memasok sistem darurat. Sistem ini listrik biasanya terdiri dari generator diesel dan baterai .

[ sunting ] Diesel generator

Generator diesel yang digunakan untuk daya situs selama situasi darurat. Mereka biasanya berukuran sedemikian rupa sehingga satu tunggal dapat menyediakan semua daya yang diperlukan untuk fasilitas untuk shutdown selama situasi darurat yang memungkinkan fasilitas untuk memiliki beberapa generator untuk redundansi. Selain itu, sistem yang tidak diperlukan untuk shutdown reaktor memiliki sumber listrik terpisah (sering generator sendiri) sehingga mereka tidak mempengaruhi kemampuan shutdown.

[ sunting ] motor roda gaya Generator

Hilangnya tenaga listrik dapat terjadi tiba-tiba, dan dapat merusak atau melemahkan peralatan. Untuk mencegah kerusakan, motor-generator dapat dikaitkan dengan roda gaya yang dapat menyediakan tenaga listrik terputus untuk peralatan untuk jangka waktu singkat. Sering mereka digunakan untuk menyediakan tenaga listrik sampai pasokan listrik pabrik dapat beralih ke baterai dan / atau generator diesel.

[ sunting ] Baterai

Baterai sering membentuk sistem final listrik berlebihan cadangan dan juga mampu memberikan tenaga listrik yang cukup untuk shutdown tanaman. Daya DC yang dihasilkan oleh baterai dapat dikonversi ke listrik AC untuk menjalankan perangkat seperti AC motor menggunakan inverter listrik .

[ sunting ] kendali sistem

Sistem penahanan dirancang untuk mencegah pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan.

[ sunting ] kelongsong bahan bakar

Para kelongsong bahan bakar adalah lapisan pertama perlindungan di sekitar bahan bakar nuklir dan dirancang untuk melindungi bahan bakar dari korosi yang akan menyebar bahan bakar seluruh sirkuit pendingin reaktor. Dalam reaktor kebanyakan mengambil bentuk lapisan logam atau keramik disegel. Hal ini juga berfungsi untuk perangkap produk fisi, terutama yang berada gas pada suhu dicapai dalam reaktor, seperti kripton , xenon , dan yodium . Cladding tidak merupakan perisai, dan harus dikembangkan sedemikian rupa sehingga menyerap sebagai radiasi sesedikit mungkin. Untuk alasan ini, bahan seperti magnesium dan zirkonium digunakan untuk mereka yang rendah neutron capture penampang.

[ sunting ] Reaktor kapal

Para bejana reaktor adalah lapisan pertama dari pelindung di sekitar bahan bakar nuklir dan biasanya dirancang untuk menjebak sebagian besar radiasi yang dilepaskan selama reaksi nuklir. Bejana reaktor ini juga dirancang untuk menahan tekanan tinggi.

[ sunting ] penahanan Primer

Para penahanan utama sistem biasanya terdiri dari logam besar dan struktur beton (sering berbentuk silinder atau bola) yang berisi bejana reaktor. Dalam reaktor kebanyakan juga mengandung semua sistem terkontaminasi radioaktif. Sistem penahanan utama adalah dirancang untuk menahan tekanan internal yang kuat dihasilkan dari depressurization bocor atau sengaja dari bejana reaktor.

[ sunting ] penahanan Sekunder

Beberapa tanaman memiliki sistem penahanan sekunder yang meliputi sistem primer. Hal ini sangat umum di BWRs karena sebagian besar sistem uap, termasuk turbin, mengandung bahan radioaktif.

[ sunting ] Inti menangkap

Dalam kasus penuh lelehan-down, bahan bakar akan berakhir kemungkinan besar di atas lantai beton bangunan bendungan utama. Beton dapat menahan panas yang sangat banyak, sehingga lantai beton tebal datar di penahanan primer sering akan perlindungan yang memadai terhadap apa yang disebut Sindrom Cina . Para Chernobyl pabrik tidak memiliki bangunan penahanan, tapi inti itu akhirnya dihentikan oleh pondasi beton. Karena kekhawatiran bahwa inti akan meleleh jalan melalui beton, "inti perangkat menangkap" ditemukan, dan tambang dengan cepat digali di bawah tanaman dengan maksud untuk menginstal seperti perangkat. Perangkat berisi jumlah logam yang akan meleleh, menipiskan corium dan meningkatkan konduktivitas panas; massa logam diencerkan kemudian bisa didinginkan oleh air yang bersirkulasi di lantai. Hari ini, semua buatan Rusia baru reaktor dilengkapi dengan inti-penangkap di bagian bawah gedung penahanan. [6]

[ sunting ] Non-dibendung peristiwa

Peristiwa nuklir luar gedung penahanan primer tidak akan terkandung. Setiap kecelakaan yang melibatkan kolam bahan bakar bekas, yang berada di luar dari penahanan primer, tidak akan terkandung.

[ sunting ] pengolahan gas Siaga

Sebuah Perawatan Gas Siaga (SBGT) sistem adalah bagian dari sistem penahanan sekunder dari pembangkit listrik tenaga nuklir. Ketika dipanggil untuk mengoperasikan, sistem filter SBGT dan udara pompa dari penahanan sekunder untuk lingkungan dan mempertahankan tekanan negatif dalam penahanan sekunder untuk membatasi pelepasan bahan radioaktif.

Setiap kereta SBGT umumnya terdiri dari kabut eliminator / roughing filter; sebuah pemanas listrik; prefilter, dua absolut ( HEPA ) filter, sebuah arang aktif filter; exhaust fan, dan katup yang berhubungan, membutuhkan saluran, peredam, instrumentasi, dan kontrol. Sinyal bahwa perjalanan sistem SBGT adalah tanaman-spesifik, namun, perjalanan otomatis umumnya terkait dengan pemanas listrik dan kondisi suhu tinggi pada filter arang.

[ sunting ] Ventilasi dan proteksi radiasi

Dalam kasus pelepasan radioaktif, tanaman yang paling memiliki sistem yang dirancang untuk menghilangkan radiasi dari udara untuk mengurangi efek dari rilis radiasi pada karyawan dan publik. Sistem ini biasanya terdiri dari berikut:

[ sunting ] ventilasi kendali

Sistem ini dirancang untuk menghapus radiasi dan uap dari penahanan utama dalam hal bahwa sistem depressurization digunakan untuk melampiaskan uap ke bendungan utama.

[ sunting ] Kontrol ventilasi ruangan

Sistem ini dirancang untuk memastikan bahwa operator yang diperlukan untuk mengoperasikan pabrik dilindungi dalam hal rilis radioaktif. Sistem ini sering terdiri dari arang aktif filter yang menghilangkan isotop radioaktif dari udara.