reactor ABWR

Páginas: 10 (2298 palabras) Publicado: 29 de mayo de 2013
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El reactor avanzado de agua en ebullición
Descripción del diseño
El ABWR representa un camino de la evolución de la familia BWR, con numerosos cambios y mejoras a los diseños anteriores BWR.

Las principales áreas de mejora incluyen:
La adición de las bombas internas del reactor (RIP) montado en el fondo de la vasija de presión del reactor (RPV) - 10 en total - quelograr un rendimiento mejorado al tiempo que elimina las bombas grandes de recirculación en la contención y asociado interfaces de tuberías de gran diámetro y complejo con el RPV ( por ejemplo, el bucle de recirculación se encuentra en los modelos anteriores BWR). Sólo el motor RIP se encuentra fuera de la peste bovina en el ABWR. De acuerdo con el nivel 1 Documento de Diseño de Control (que esel documento de certificación oficial Comisión de Regulación Nuclear en general, que describe el diseño de la planta), cada RIP tiene una capacidad nominal de 6912 m3 / h.
Las capacidades de ajuste de barras de control se han complementado con la adición de un electro-hidráulico de control de movimiento fino accionamiento de las barras (FMCRD), que permite el ajuste fino con la posición de unmotor eléctrico, sin perder la fiabilidad o la redundancia de los sistemas hidráulicos tradicionales, que están diseñados para cumplir con el apagado rápido en 2.80 segundos desde la recepción de una señal de inicio, o infecciones respiratorias agudas (inserción de las barras de alternativa) en un período de tiempo mayor, pero sigue siendo insignificante. El FMCRD también mejora la defensa enprofundidad en el caso de primaria hidráulica y contingencias ARI.
Un sistema de protección del reactor completamente digital (RPS) (con copias de seguridad redundantes digitales, así como copias de seguridad manuales redundantes) garantiza un alto nivel de fiabilidad y simplificación para la detección de la seguridad de estado y la respuesta. Este sistema inicia la inserción rápida hidráulico de lasbarras de control para el apagado (conocido como SCRAM por los ingenieros nucleares) cuando sea necesario. Dos fuera de cuatro por la lógica parada rápida de parámetros asegura que los cierres rápidos de las molestias no son provocados por fallas de instrumentos individuales. RPS también pueden desencadenar infecciones respiratorias agudas, FMCRD barra de run-in para apagar la reacción nuclear encadena. El sistema de control líquido de reserva (SLCS) actuación se ofrece como la lógica diversidad en el improbable caso de una transitoria prevista Sin SCRAM.
Controles del reactor completamente digital (con copia de seguridad redundante digital y copias de seguridad manuales redundantes) permiten la sala de control para controlar fácil y rápidamente las operaciones de planta y procesos. Deseguridad por separado redundante y no relacionadas con la seguridad de multiplexación autobuses digitales permiten la fiabilidad y la diversidad de instrumentación y control. En particular, el reactor está automatizado para el inicio (es decir, iniciar la reacción nuclear en cadena y el ascenso al poder) y para el cierre estándar utilizando sistemas automáticos solamente. Por supuesto, los operadoreshumanos siguen siendo esenciales para el control y la supervisión del reactor, pero la mayor parte del trabajo pesado de llevar el reactor a la energía y descendente del poder se puede automatizar a discreción del operador.

El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS) se ha mejorado en muchas áreas, proporcionando un nivel muy alto de defensa en profundidad contra losaccidentes, contingencias e incidentes. El sistema en general ha sido dividida en 3 divisiones, cada división es capaz - por sí mismo - de reaccionar con el máximo contingente de Accidentes limitativo Falla / Diseño (DBA) y que termine el accidente antes de uncovery núcleo, incluso en el caso de la pérdida de el poder fuera de las instalaciones y la pérdida de agua de alimentación adecuada. BWR anterior...
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