परमाणु रिएक्टर सुरक्षा प्रणाली: Difference between revisions
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नियंत्रण छड़ें छड़ की श्रृंखला होती हैं जिन्हें [[न्यूट्रॉन]] को अवशोषित करने और परमाणु प्रतिक्रिया को तीव्रता से समाप्त करने के लिए रिएक्टर कोर में शीघ्रता से प्रशाखा किया जाता है।<ref name="Jabsen">{{cite web |last1=Jabsen |first1=Felix S. |title=Nuclear reactor rod controller |url=https://patents.google.chttps://patentimages.storage.googleapis.com/11/12/a0/d0632f83ee8b61/US3462345.pdf |access-date=4 June 2019 |pages=3 |format=PDF |date=10 May 1967}}</ref> वे सामान्यतः स्टील जैसे संरचनात्मक समर्थन के साथ विभिन्न मिश्र धातुओं में [[एक्टिनाइड्स]], [[लैंथेनाइड्स]], [[संक्रमण धातुओं]] और बोरॉन से बने होते हैं।<ref name="Fisher">{{cite web |last1=Fisher |first1=John R. |title=Nuclear reactor control rod |url=https://patentimages.storage.googleapis.com/62/9b/0b/c3e114845c3ede/US3712852.pdf |access-date=4 June 2019 |page=7 |format=PDF |date=8 July 1968}}</ref> न्यूट्रॉन शोषक होने के अतिरिक्त, उपयोग की जाने वाली मिश्र धातुओं में तापीय विस्तार के अल्प से अल्प गुणांक की आवश्यकता होती है जिससे कि वे उच्च तापमान के अनुसार स्थिर न हों, और उन्हें धातु पर आत्म-स्नेहन धातु होना चाहिए, क्योंकि तापमान का अनुभव होता है परमाणु रिएक्टर कोर द्वारा तेल स्नेहन | नियंत्रण छड़ें छड़ की श्रृंखला होती हैं जिन्हें [[न्यूट्रॉन]] को अवशोषित करने और परमाणु प्रतिक्रिया को तीव्रता से समाप्त करने के लिए रिएक्टर कोर में शीघ्रता से प्रशाखा किया जाता है।<ref name="Jabsen">{{cite web |last1=Jabsen |first1=Felix S. |title=Nuclear reactor rod controller |url=https://patents.google.chttps://patentimages.storage.googleapis.com/11/12/a0/d0632f83ee8b61/US3462345.pdf |access-date=4 June 2019 |pages=3 |format=PDF |date=10 May 1967}}</ref> वे सामान्यतः स्टील जैसे संरचनात्मक समर्थन के साथ विभिन्न मिश्र धातुओं में [[एक्टिनाइड्स]], [[लैंथेनाइड्स]], [[संक्रमण धातुओं]] और बोरॉन से बने होते हैं।<ref name="Fisher">{{cite web |last1=Fisher |first1=John R. |title=Nuclear reactor control rod |url=https://patentimages.storage.googleapis.com/62/9b/0b/c3e114845c3ede/US3712852.pdf |access-date=4 June 2019 |page=7 |format=PDF |date=8 July 1968}}</ref> न्यूट्रॉन शोषक होने के अतिरिक्त, उपयोग की जाने वाली मिश्र धातुओं में तापीय विस्तार के अल्प से अल्प गुणांक की आवश्यकता होती है जिससे कि वे उच्च तापमान के अनुसार स्थिर न हों, और उन्हें धातु पर आत्म-स्नेहन धातु होना चाहिए, क्योंकि तापमान का अनुभव होता है परमाणु रिएक्टर कोर द्वारा तेल स्नेहन अधिक शीघ्रता से क्षय हो जाएगा। | ||
=== सुरक्षा नियंत्रण / अतिरिक्त तरल नियंत्रण === | === सुरक्षा नियंत्रण / अतिरिक्त तरल नियंत्रण === | ||
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उच्च दबाव शीतलक अन्तःक्षेपण (एचपीसीआई) प्रणाली में पंप होते हैं, जो रिएक्टर | उच्च दबाव शीतलक अन्तःक्षेपण (एचपीसीआई) प्रणाली में पंप होते हैं, जो रिएक्टर जलयान में शीतलक को प्रवेशित करने के लिए पर्याप्त दबाव रखते हैं, जबकि यह दबाव में होता है। इसका निर्माण रिएक्टर जलयान में शीतलक के स्तर का निरक्षण करने के लिए किया गया है और जब इसका स्तर सीमा से नीचे गिरता है तो स्वचालित रूप से शीतलक प्रवेशित करता है। यह प्रणाली सामान्यतः रिएक्टर के लिए रक्षा की पहली पंक्ति होती है क्योंकि इसका उपयोग तब किया जा सकता है जब रिएक्टर जलयान अत्यधिक दबाव में हो। | ||
=== स्वचालित अवसादन प्रणाली === | === स्वचालित अवसादन प्रणाली === | ||
Revision as of 02:39, 17 February 2023
यह लेख संयुक्त राज्य अमेरिका में सक्रिय परमाणु सुरक्षा प्रणालियों के तकनीकी पक्ष को सम्मिलित करता है। परमाणु सुरक्षा के सामान्य दृष्टिकोण के लिए, परमाणु सुरक्षा देखें।
अमेरिकी परमाणु नियामक आयोग द्वारा परिभाषित 'परमाणु रिएक्टर सुरक्षा प्रणालियों' के तीन प्राथमिक उद्देश्य रिएक्टर को बंद करना, इसे बंद स्थिति में बनाए रखना और रेडियोधर्मी सामग्री की निस्तार का अवरोध करना सम्मिलित है।[1]
रिएक्टर सुरक्षा प्रणाली (आरपीएस)
रिएक्टर सुरक्षा प्रणाली का निर्माण परमाणु प्रतिक्रिया को अत्यंत शीघ्र समाप्त करने के लिए किया गया है। नाभिकीय श्रृंखला अभिक्रिया को विभक्त करने से ऊष्मा का स्रोत समाप्त हो जाता है। अन्य प्रणालियों का उपयोग फिर कोर से क्षय ऊष्मा को दूर करने के लिए किया जा सकता है। सभी परमाणु संयंत्रों में रिएक्टर सुरक्षा प्रणाली का कोई न कोई रूप होता है।
नियंत्रण छड़
नियंत्रण छड़ें छड़ की श्रृंखला होती हैं जिन्हें न्यूट्रॉन को अवशोषित करने और परमाणु प्रतिक्रिया को तीव्रता से समाप्त करने के लिए रिएक्टर कोर में शीघ्रता से प्रशाखा किया जाता है।[2] वे सामान्यतः स्टील जैसे संरचनात्मक समर्थन के साथ विभिन्न मिश्र धातुओं में एक्टिनाइड्स, लैंथेनाइड्स, संक्रमण धातुओं और बोरॉन से बने होते हैं।[3] न्यूट्रॉन शोषक होने के अतिरिक्त, उपयोग की जाने वाली मिश्र धातुओं में तापीय विस्तार के अल्प से अल्प गुणांक की आवश्यकता होती है जिससे कि वे उच्च तापमान के अनुसार स्थिर न हों, और उन्हें धातु पर आत्म-स्नेहन धातु होना चाहिए, क्योंकि तापमान का अनुभव होता है परमाणु रिएक्टर कोर द्वारा तेल स्नेहन अधिक शीघ्रता से क्षय हो जाएगा।
सुरक्षा नियंत्रण / अतिरिक्त तरल नियंत्रण
उबलते पानी के रिएक्टर अपनी नियंत्रण छड़ों की सहायता से रिएक्टर को पूर्ण रूप से एससीआरएएम (SCRAM) करने में सक्षम होते हैं।[2]शीतलक दुर्घटना (एलओसीए) की हानि की स्थिति में, प्राथमिक शीतलन प्रणाली के जल की हानि को शीतलन परिपथ में पंप किए गए सामान्य जल से क्षति पूर्ति की जा सकती है। दूसरी ओर, स्टैंडबाय द्रव नियंत्रण (एसएलसी) प्रणाली (एसएलसीएस) में बोरिक अम्ल युक्त मिश्रण होता है, जो न्यूट्रॉन विष के रूप में कार्य करता है और श्रृंखला प्रतिक्रिया को अवरोध करने में समस्या होने पर कोर को शीघ्रता से भर देता है।[4]
दाबित जल रिएक्टर भी अपने नियंत्रण छड़ों की सहायता से रिएक्टर को पूर्ण रूप से एससीआरएएम कर सकते हैं। पीडब्ल्यूआर अपने रासायनिक और आयतन नियंत्रण प्रणाली (सीवीसीएस) का उपयोग करके रिएक्टर शक्ति स्तर, या प्रतिक्रियात्मकता में उचित समायोजन करने के लिए बोरिक अम्ल का भी उपयोग करते हैं।[5] एलओसीए की स्थिति में, पीडब्ल्यूआर के निकट पूर्तिकर शीतलन जल के तीन स्रोत होते हैं, उच्च दबाव नियंत्रण (एचपीआई), निम्न दबाव नियंत्रण (एलपीआई) और कोर बाढ़ टैंक (सीएफटी) ।[6] वे सभी बोरॉन उच्च सांद्रता वाले जल का उपयोग करते हैं।
आवश्यक सेवा जल प्रणाली
आवश्यक सेवा जल प्रणाली (ईएसडब्ल्यूएस) पर्यावरण में ऊष्मा को समाप्त करने से पूर्व संयंत्र के ऊर्जा परिवर्तन और अन्य घटकों को ठंडा करने वाले जल को प्रसारित करती है। क्योंकि इसमें उन प्रणालियों को ठंडा करना सम्मिलित है जो प्राथमिक प्रणाली और निवेश किए गए परमाणु ईंधन शीतलन तालाबों दोनों से क्षय ऊष्मा को विस्थापित करते है, ईएसडब्ल्यूएस सुरक्षा-महत्वपूर्ण प्रणाली है। चूंकि जल प्रायः निकटवर्ती नदी, समुद्र, से जल प्राप्त किया जाता है, इस प्रणाली को समुद्री शैवाल, समुद्री जीवों, तेल प्रदूषण, बर्फ और मलबे से प्रणाली को दूषित किया जा सकता है।[7][8] ऐसे स्थानों में जहां जल की बड़ी मात्रा नहीं होती है, जहां ऊष्मा को दूर करने के लिए, जल को शीतलन टॉवर के माध्यम से पुन: परिचालित किया जाता है।
ईएसडब्ल्यूएस पंपों में से अर्ध विफलता उन कारकों में से थी, जो 1999 में ब्लैयस परमाणु ऊर्जा संयंत्र बाढ़ में सुरक्षा को भय में डालती थी,[9][10] जबकि 2011 में फुकुशिमा I परमाणु दुर्घटनाओं और फुकुशिमा II परमाणु ऊर्जा संयंत्र 2011 भूकंप और सूनामी परमाणु दुर्घटनाओं के समय कुल हानि हुई।[10][11]
आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली
आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली (ईसीसीएस) का निर्माण दुर्घटना की स्थिति में परमाणु रिएक्टर को सुरक्षित रूप से बंद करने के लिए किया गया है। ईसीसीएस संयंत्र को विभिन्न प्रकार की दुर्घटना स्थितियों (जैसे शीतलक दुर्घटनाओं का हानि) का उत्तर देने की अनुमति देता है और अतिरिक्त रूप से अतिरेक प्रस्तुत करता है जिससे कि संयंत्र को एक या अधिक उप-प्रणाली विफलताओं के साथ भी बंद किया जा सके। अधिकांश संयंत्रों में, ईसीसीएस निम्नलिखित प्रणालियों से बना होता है:
उच्च दबाव शीतलक अन्तःक्षेपण प्रणाली
उच्च दबाव शीतलक अन्तःक्षेपण (एचपीसीआई) प्रणाली में पंप होते हैं, जो रिएक्टर जलयान में शीतलक को प्रवेशित करने के लिए पर्याप्त दबाव रखते हैं, जबकि यह दबाव में होता है। इसका निर्माण रिएक्टर जलयान में शीतलक के स्तर का निरक्षण करने के लिए किया गया है और जब इसका स्तर सीमा से नीचे गिरता है तो स्वचालित रूप से शीतलक प्रवेशित करता है। यह प्रणाली सामान्यतः रिएक्टर के लिए रक्षा की पहली पंक्ति होती है क्योंकि इसका उपयोग तब किया जा सकता है जब रिएक्टर जलयान अत्यधिक दबाव में हो।
स्वचालित अवसादन प्रणाली
स्वचालित अवसादन प्रणाली (एडीएस) में वाल्वों की श्रृंखला होती है, जो तरल जल के बड़े तालाब (वेटवेल या टोरस के रूप में जाना जाता है) की सतह के नीचे दबाव दमन प्रकार की नियंत्रण (सामान्यतः उबलते जल रिएक्टर में उपयोग किया जाता है) की सतह के नीचे निकासित भाप के लिए स्वतंत्र है। निर्माण, या अन्य प्रकार के नियंत्रण में सीधे प्राथमिक नियंत्रण संरचना में, जैसे कि लार्ज-ड्राई या बर्फ संघनित्र नियंत्रण (सामान्यतः दबाव जल रिएक्टर निर्माण में उपयोग किया जाता है) होते है। इन वाल्वों का क्रियान्वयन रिएक्टर जलयान को आशाहीन करता है और निम्न दबाव शीतलक नियंत्रण प्रणाली को कार्य करने की अनुमति देता है, जिसमें उच्च दबाव प्रणालियों की तुलना में अधिक बड़ी क्षमता होती है। कुछ अवसादन प्रणाली स्वचालित रूप से कार्य करते हैं, जबकि अन्य को ऑपरेटरों को नियमावली रूप से सक्रिय करने की आवश्यकता हो सकती है। बड़े सूखे या बर्फ संघनित्र युक्त दबाव वाले जल के रिएक्टरों में, प्रणाली के वाल्वों को पायलट संचालित प्रस्तावित वाल्व कहा जाता है।
अल्प दबाव शीतलक नियंत्रण प्रणाली
एलपीसीआई आपातकालीन प्रणाली है जिसमें पंप होता है जो रिएक्टर जलयान में दबाव अल्प होने के पश्चात शीतलक को प्रवेशित करता है। कुछ परमाणु ऊर्जा संयंत्रों में एलपीसीआई अवशिष्ट ताप को विस्थापित करना प्रणाली के संचालन की विधि है, जिसे आरएचआर या आरएचएस भी कहा जाता है। सामान्यतः एलपीसीआई कहा जाता है स्टैंड-अलोन वाल्व या प्रणाली नहीं है।
कोर स्प्रे प्रणाली (केवल बीडब्ल्यूआर में)
यह प्रणाली रिएक्टर दबाव जलयान के अंदर ईंधन की छड़ों पर सीधे जल का छिड़काव करने के लिए स्पार्गर्स (कई छोटे स्प्रे नोजल की सरणी के साथ लगे पाइप) का उपयोग करती है, भाप की पीढ़ी को दबाती है। रिएक्टर निर्माण में उच्च दबाव और निम्न दबाव मोड में कोर स्प्रे सम्मिलित हो सकते हैं।
प्रतिबंध स्प्रे प्रणाली
इस प्रणाली में पंपों और स्पार्गर्स की श्रृंखला होती है जो शीतलक को प्राथमिक प्रतिबंध संरचना के ऊपरी भाग में स्प्रे करती है। इसे अत्यधिक दबाव और अत्यधिक तापमान का अवरोध करने के लिए प्राथमिक प्रतिबंध संरचना के अंदर भाप को तरल में संघनित करने के लिए निर्माण किया गया है, जिससे बहिर्वाह हो सकता है, जिसके पश्चात अनैच्छिक अवसादन हो सकता है।
पृथक्रकरण शीतलन प्रणाली
यदि रिएक्टर भवन को नियंत्रण और टर्बाइन भवनों से भिन्न किया जाता है तो रिएक्टर को सुरक्षित रूप से ठंडा करने के लिए पर्याप्त जल प्रदान करने के लिए यह प्रणाली प्रायः भाप टरबाइन द्वारा संचालित होती है। वायवीय नियंत्रण के साथ भाप टरबाइन संचालित शीतलन पंप बैटरी शक्ति, आपातकालीन जनरेटर, या ऑफ-साइट विद्युत शक्ति के बिना यंत्रवत् नियंत्रित समायोज्य गति पर चल सकते हैं। पृथक्रकरण शीतलन प्रणाली रक्षात्मक प्रणाली है जिसे स्टेशन अंधकार के रूप में जाना जाता है। यह प्रणाली ईसीसीएस का भाग नहीं है और इसमें अल्प शीतलक दुर्घटना फंक्शन नहीं होते है। दबाव वाले जल रिएक्टरों के लिए, यह प्रणाली द्वितीयक शीतलन परिपथ में कार्य करती है और इसे टर्बाइन चालित सहायक फीडवाटर प्रणाली कहा जाता है।
आपातकालीन विद्युत प्रणाली
सामान्य परिस्थितियों में, परमाणु ऊर्जा संयंत्र जनरेटर से विद्युत प्राप्त करते हैं। चूंकि, दुर्घटना के समय संयंत्र इस विद्युत आपूर्ति तक पहुंच खो सकता है और इस प्रकार अपनी आपातकालीन प्रणालियों की आपूर्ति के लिए अपनी स्वयं की विद्युत उत्पन्न करने की आवश्यकता हो सकती है। इन विद्युत प्रणालियों में सामान्यतः डीजल जनरेटर और बैटरी (विद्युत) सम्मिलित होती है।
डीजल जनरेटर
आपातकालीन स्थितियों के समय साइट को विद्युत देने के लिए डीजल जनरेटर कार्यरत होते हैं। वे सामान्यतः इस प्रकार के आकार के होते हैं कि आपात स्थिति के समय सुविधा को बंद करने के लिए सभी आवश्यक शक्ति प्रदान कर सकता है। अतिरेक के लिए सुविधाओं में कई जनरेटर होते हैं। इसके अतिरिक्त, रिएक्टर को बंद करने के लिए आवश्यक प्रणाली में भिन्न विद्युत स्रोत (प्रायः भिन्न जनरेटर) होते हैं जिससे कि वे समाप्ति क्षमता को प्रभावित न करें।
मोटर जनरेटर चक्र
विद्युत शक्ति को हानि अज्ञात हो सकती है और उपकरण को हानि पहुंचा सकता है या शक्तिहीन कर सकता है। क्षति का अवरोध करने के लिए, मोटर-जनरेटर को चक्र से बांधा जा सकता है जो संक्षिप्त अवधि के लिए उपकरणों को निर्बाध विद्युत शक्ति प्रदान कर सकता है। प्रायः वे विद्युत शक्ति प्रदान करने के लिए उपयोग किए जाते हैं जब तक कि संयंत्र विद्युत आपूर्ति को बैटरी और डीजल जनरेटर में स्विच नहीं किया जा सकता।
बैटरी
बैटरी प्रायः अंतिम निरर्थक पूर्तिकर विद्युत प्रणाली बनाती हैं और संयंत्र को बंद करने के लिए पर्याप्त विद्युत शक्ति प्रदान करने में भी सक्षम होती हैं।
नियंत्रण प्रणाली
पर्यावरण में रेडियोधर्मी सामग्री के निर्वाण का अवरोध करने के लिए अवरोधक प्रणाली तैयार की गई है।
ईंधन आवरण
ईंधन आवरण परमाणु ईंधन के चारों ओर सुरक्षा की प्रथम परत है और इस ईंधन को जंग से बचाने के लिए निर्माण किया गया है जो ईंधन सामग्री को रिएक्टर शीतलक परिपथ में विस्तारित कर देगा। अधिकांश रिएक्टरों में धातु या सिरेमिक परत का रूप ले लेता है। यह विखंडन उत्पादों को फंसाने का भी कार्य करता है, विशेष रूप से, जो रिएक्टर के ऑपरेटिंग तापमान पर गैसीय होते हैं, जैसे कि क्रीप्टोण, क्सीनन और आयोडीन हैं। आवरण परिरक्षण का गठन नहीं करता है, और इसे इस प्रकार विकसित किया जाना चाहिए कि यह जितना संभव हो उतना अल्प विकिरण को अवशोषित करे। इस कारण से, मैग्नीशियम और जिरकोनियम जैसी सामग्रियों का उपयोग उनके अल्प न्यूट्रॉन कैप्चर व्यापक प्रतिनिधित्व के लिए किया जाता है।
रिएक्टर जलयान
रिएक्टर जलयान परमाणु ईंधन के चारों ओर परिरक्षण की प्रथम परत है और सामान्यतः परमाणु प्रतिक्रिया के समय प्रस्तवित अधिकांश विकिरण को फंसाने के लिए इसका निर्माण किया गया है। रिएक्टर जलयान का निर्माण भी उच्च दबावों का सामना करने के लिए किया गया है।
प्राथमिक नियंत्रण
प्राथमिक नियंत्रण निर्माण प्रणाली में सामान्यतः बड़ी धातु और ठोस संरचना (प्रायः बेलनाकार या बल्ब के आकार की) होती है जिसमें रिएक्टर जलयान होता है। अधिकांश रिएक्टरों में इसमें रेडियोधर्मी रूप से दूषित प्रणालियाँ भी होती हैं। प्राथमिक नियंत्रण प्रणाली को रिएक्टर जलयान के बहिर्वाह या निश्चयपूर्वक अवसादन के परिणामस्वरूप स्थिर आंतरिक दबावों का सामना करने के लिए निर्माण किया गया है।
माध्यमिक नियंत्रण
कुछ पौधों में द्वितीयक नियंत्रण प्रणाली होती है जो प्राथमिक प्रणाली को सम्मिलित करती है। यह बीडब्ल्यूआर में अधिक सामान्य होती है क्योंकि टर्बाइन सहित अधिकांश भाप प्रणालियों में रेडियोधर्मी पदार्थ होते हैं।
कोर पकड़ना
पूर्ण रूप से पिघलने की स्थिति में, ईंधन सबसे अधिक संभावना प्राथमिक नियंत्रण भवन के कंक्रीट के फर्श पर समाप्त हो जाएगा। कंक्रीट अधिक ऊष्मा का सामना कर सकता है, इसलिए प्राथमिक नियंत्रण में मोटा समतल कंक्रीट का फर्श अधिकांशतः तथाकथित परमाणु मंदी के विरुद्ध पर्याप्त सुरक्षा प्रदान करेगा। चेरनोबिल संयंत्र में नियंत्रण भवन नहीं था, लेकिन कोर को अंततः कंक्रीट नींव से रोक दिया गया था। इस विषय के कारण कि कोर कंक्रीट के माध्यम से अपना मार्ग पिघला देगा, कोर पकड़ने वाला का आविष्कार किया गया था, और इस प्रकार के उपकरण को स्थापित करने के उद्देश्य से संयंत्र के नीचे खदान को शीघ्रता से खोदा गया था। डिवाइस में धातु की मात्रा होती है जिसे पिघलाने के लिए निर्माण किया गया है, कोरियम (परमाणु रिएक्टर) को पतला करता है और इसकी तापीय चालकता बढ़ाता है; पतला धात्विक द्रव्यमान तब फर्श में पानी के प्रवाह से ठंडा हो सकता है। आज, सभी नए रूसी-निर्माण किए गए रिएक्टर नियंत्रण भवन के निचले भाग में कोर-कैचर से लैस हैं।[12]
अरेवा EPR, SNR-300, SWR1000, ESBWR, और Atmea I रिएक्टर में कोर पकड़ने वाले हैं।[citation needed]
अतिरिक्त गैस उपचार
अतिरिक्त गैस उपचार प्रणाली (एसजीटीएस) द्वितीयक नियंत्रण प्रणाली का भाग है। एसजीटीएस प्रणाली द्वितीयक नियंत्रण से पर्यावरण में वायु को फिल्टर और पंप करता है और रेडियोधर्मी सामग्री के प्रस्तावित को सीमित करने के लिए द्वितीयक नियंत्रण के अंदर नकारात्मक दबाव बनाए रखता है।
प्रत्येक एसजीटीएस ट्रेन में सामान्यतः धुंध विस्थापित/रफिंग फिल्टर होता है; विद्युत् से चलने वाला हीटर; पूर्व फिल्टर; दो निरपेक्ष (एचइपीए) फिल्टर; सक्रिय चारकोल फ़िल्टर; निकास पंखा; और संबंधित वाल्व, डक्टवर्क, डैम्पर्स, उपकरण और नियंत्रण होते है। एसजीटीएस प्रणाली को ट्रिप करने वाले सिग्नल प्लांट-विशिष्ट होते हैं; चूंकि, स्वचालित यात्राएं सामान्यतः विद्युत् से चलने वाला हीटर और चारकोल फिल्टर में उच्च तापमान की स्थिति से जुड़ी होती हैं।
वायुयुक्त और विकिरण सुरक्षा
रेडियोधर्मी प्रस्तावित की स्थिति में, अधिकांश संयंत्रों में कर्मचारियों और जनता पर रेडियोधर्मिता प्रस्तावित के प्रभाव को अल्प करने के लिए वायु से रेडियोधर्मिता को विस्थापित करने की प्रणाली प्रस्तुत की गई है। इस प्रणाली में सामान्यतः नियंत्रण वायुयुक्त होता है जो प्राथमिक नियंत्रण से रेडियोधर्मिता और भाप को विस्थापित करता है। नियंत्रण कक्ष वायुयुक्त सुनिश्चित करता है कि प्लांट संचालक सुरक्षित हैं। इस प्रणाली में प्रायः सक्रिय चारकोल फिल्टर होते हैं जो वायु से रेडियोधर्मी समस्थानिकों को विस्थापित करता है।
यह भी देखें
- उबलते पानी रिएक्टर सुरक्षा प्रणाली
- संयुक्त राज्य अमेरिका में परमाणु दुर्घटनाएँ
- अमेरिका में परमाणु सुरक्षा
- निष्क्रिय परमाणु सुरक्षा
- वर्ल्ड एसोसिएशन ऑफ न्यूक्लियर ऑपरेटर्स
संदर्भ
- ↑ "Glossary: Safety-related". Retrieved 2011-03-20.
- ↑ 2.0 2.1 Jabsen, Felix S. (10 May 1967). "Nuclear reactor rod controller" (PDF). p. 3. Retrieved 4 June 2019.
- ↑ Fisher, John R. (8 July 1968). "Nuclear reactor control rod" (PDF). p. 7. Retrieved 4 June 2019.
- ↑ Fensin, ML. "Optimum Boiling Water Reactor Fuel Design Strategies to Enhance Reactor Shutdown by the Standby Liquid Control System" (PDF). University of Florida. pp. 24–25. Retrieved 4 June 2019.
- ↑ Corcoran, W.R.; Finnicum, D.J.; Hubbard, F.R., III; Musick, C.R.; Walzer, P.F. (May 1980). "The operator's role and safety functions" (PDF). p. 5. Retrieved 4 June 2019.
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- ↑ Pre-construction safety report - Sub-chapter 9.2 – Water Systems AREVA NP / EDF, published 2009-06-29, accessed 2011-03-23
- ↑ Got Water? Union of Concerned Scientists, published October 2007, accessed 2011-03-23
- ↑ Generic Results and Conclusions of Re-evaluating the Flooding in French and German Nuclear Power Plants Archived 2011-10-06 at the Wayback Machine J. M. Mattéi, E. Vial, V. Rebour, H. Liemersdorf, M. Türschmann, Eurosafe Forum 2001, published 2001, accessed 2011-03-21
- ↑ 10.0 10.1 The great lesson France has to learn from Fukushima Archived 2012-10-29 at the Wayback Machine Deciphering Fukushima, published 2011-03-08, accessed 2012-05-08
- ↑ "Insight to Fukushima engineering challenges". World Nuclear News. March 18, 2011. Retrieved March 19, 2011.
- ↑ Nuclear Industry in Russia Sells Safety, Taught by Chernobyl
मानक
- अमेरिकन नेशनल स्टैंडर्ड, ANSI N18.2, "स्टेशनरी प्रेशराइज्ड वाटर रिएक्टर प्लांट्स के डिजाइन के लिए परमाणु सुरक्षा मानदंड," अगस्त 1973।
- IEEE 279, "परमाणु ऊर्जा उत्पादन स्टेशनों के लिए सुरक्षा प्रणाली के लिए मानदंड।"
श्रेणी:परमाणु रिएक्टर सुरक्षा
श्रेणी:परमाणु सुरक्षा और संरक्षा|*प्रणाली
श्रेणी:परमाणु ऊर्जा संयंत्र घटक
