Для чего атомная электростанция
Как работает АЭС?
Как работает АЭС?
Атомная электростанция — комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.
На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии
переходит в тепловую
переходит в механическую
преобразуется в электрическую
2. Тепловая энергия переходит в механическую
Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.
3. Механическая энергия преобразуется в электрическую
Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.
Из чего состоит АЭС?
Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).
Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.
На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.
Какие бывают АЭС?
В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.
В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.
В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.
В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурным реактором
В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами
В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами
В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурными реакторами
АЭС как мощный базовый источник энергии
Немного об АЭС
Несмотря на то, что долгие годы не утихают споры вокруг атомных электростанций, большинство людей мало представляют себе, что это вообще за зверь, хотя наверняка знают какую-нибудь легенду про АЭС. В статье я попытаюсь в общих чертах рассказать, как это все работает. Каких-то тайн и разоблачений ждать не стоит, но, надеюсь, кто-нибудь узнает для себя что-то новенькое.
Все фотографии взяты из открытых источников. В статье будет описываются реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы), как самые распространенные.
Принцип работы
В активную зону реактора загружены тепловыделяющие сборки, состоящие из пучка циркониевых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), заполненных таблетками двуокиси урана.
Тепловыделяющая сборка в натуральную величину
Реактор с загруженными тепловыделяющими сборками
В ходе протекания цепной реакции выделяется большое количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель первого контура — воду, которая подается снизу в активную зону реактора с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН). Нагреваясь до температуры 322 °С вода поступает в парогенератор (теплообменник), где, пройдя по тысячам теплообменных трубок и отдав часть тепла воде второго контура, вновь поступает в активную зону. Так как давление второго контура ниже, вода в парогенераторе вскипает, образуя пар с температурой 274°С, который поступает на турбину. Поступая в цилиндр высокого давления, а затем в три цилиндра низкого давления, пар раскручивает турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор, вырабатывая электричество. Отработанный пар поступает в конденсатор, в котором он, как нетрудно догадаться, конденсируется с помощью холодной воды из пруда-охладителя или градирни и вновь возвращается в парогенератор с помощью питательных насосов.
Турбинное отделение и сама турбина
Такая сложная двухконтурная система создана для того, чтобы оградить оборудование (турбина, конденсатор), а также окружающую среду от попадания радиоактивных частиц из первого контура, появление которых возможно из-за коррозии оборудования, наведенной радиоактивности, а также разгерметизации оболочек ТВЭЛов.
Брызгальный бассейн охлаждения резервных дизельных генераторов и систем безопасности
Управление блоками осуществляется из блочного щита управления, который обычно завораживает простого обывателя обилием «огоньков, крутилок и кнопочек».
Расположен он в реакторном отделении, но в «чистой зоне» и на нем постоянно находятся: ведущий инженер по управлению реактором, ведущий инженер по управлению турбинами, ведущий инженер по управлению блоком и начальник смены блока.
Вокруг атомной станции организуется зона наблюдения (та самая тридцатикилометровая зона), в которой ведется постоянный мониторинг радиационной обстановки. Также существует санитарно-защитная зона радиусом 3 км (зависит от проектной мощности АЭС), в которой запрещено проживание людей, а также ограничена сельскохозяйственная деятельность.
Внутренняя территория АЭС разделена на две зоны: зона свободного доступа (чистая зона), где воздействие радиационных факторов на персонал практически исключено, и зону контролируемого доступа (ЗКД), где возможно воздействие радиации на персонал.
Доступ в ЗКД разрешен далеко не всем и возможен только через помещение санпропускника, после процедуры переодевания в спец. одежду и получения индивидуального дозиметра. Доступ в гермооболочку, в которой расположены сам реактор и оборудование первого контура, при работе реактора на мощности вообще запрещен и возможен лишь в исключительных случаях. Получаемые дозы работников АЭС строго фиксируются и нормируются, хотя фактическое облучение при нормальной работе реактора в сотни раз меньше предельных доз.
Дозиметрический контроль на выходе из ЗКД
Выбросы
Наверное, самое большое число слухов и домыслов ходят вокруг выбросов атомных станций. Выбросы действительно есть и происходят они, в основном, через вентиляционные трубы — это те самые трубы, которые стоят возле каждого энергоблока и никогда не дымят. По большей части, в атмосферу попадают инертные радиоактивные газы — ксенон, криптон и аргон.
Но перед сбросом в атмосферу воздух из помещений АЭС проходит систему сложных фильтров, где удаляется большая часть радионуклидов. Короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как газы достигнут верха трубы, еще больше снижая радиоактивность. В итоге, вклад в естественный радиационный фон газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу незначителен и им вообще можно пренебречь. Поэтому атомная энергия является одной из самых чистых, в сравнении с другими электростанциями. В любом случае, все радиоактивные выбросы атомных станций строго контролируются экологами и разрабатываются способы дальнейшего их снижения.
Безопасность
Все системы атомной станции проектируются и работают с учетом многочисленных принципов безопасности. Например, концепция глубоко эшелонированной защиты подразумевает наличие нескольких барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Очень похоже на принцип Кащея Бессмертного: топливо сгруппировано в таблетки, которые находятся в циркониевых ТВЭЛах, которые помещены в стальной корпус реактора, который помещен в железобетонную гермооболочку. Таким образом, разрушение одного из барьеров компенсируется следующим. Делается все, чтобы при любой аварии радиоактивные вещества не вышли за пределы зоны контролируемого доступа.
Также, все системы имеют двух- и трехкратное резервирование, в соответствии с принципом единичного отказа, по которому система должна бесперебойно выполнять свои функции даже при отказе любого ее элемента. Вместе с этим применяется принцип разнообразия, то есть использования систем, имеющих разные принципы работы. Например, при срабатывании аварийной защиты в активную зону реактора падают стержни-поглотители и в теплоноситель первого контура дополнительно впрыскивается борная кислота.
Энергоблоки регулярно выводятся в планово-предупредительные ремонты (ППР), в периоды которых происходит перегрузка топлива, а также производится диагностика, ремонт и замена оборудования, модернизация оборудования. Один раз в четыре года работающий энергоблок выводится в капитальный ППР с полной выгрузкой ядерного топлива из активной зоны реактора, обследованием и испытанием внутрикорпусных устройств, а также испытания корпуса реактора на прочность.
На работу некоторых систем безопасности можно посмотреть на интерактивной презентации с сайта Росэнергоатома.
А можно виртуально побродить по Балаковской АЭС.
Атомная электростанция — принцип работы простыми словами
Принцип работы атомной электростанции заключается в получении электроэнергии путем контролируемой (т. е. невзрывной) ядерной реакции.
Атомные электростанции используют ядерные реакции деления в реакторах. Реакторы нагревают воду для производства пара, который затем используется для выработки электроэнергии.
Франция около трех четвертей своей мощности получает от атомной энергетики, в то время как Бельгия, Болгария, Чехия, Венгрия, Словакия, Южная Корея, Швеция, Швейцария, Словения и Украина получают одну треть или больше. Япония, Германия и Финляндия получают более четверти своей мощности от атомной энергетики, в то время как в США одну пятую.
Италия приостановила свою ядерную энергетику. Среди стран, не имеющих атомных электростанций Австрия, Дания, Греция, Ирландия, Латвия, Норвегия, Филиппины, Португалия, Уругвай.
Основные части атомной электростанции
Принцип работы атомной электростанции основан и состоит из управляемого атомного реактора из стержней, которые изготовлены из стали, содержащей высокий процент материала, способного поглощать нейтроны, например бор. Стержни управления находятся в активной зоне реактора. Они контролируют количество реакции и, следовательно, количество вырабатываемой тепловой энергии. Кроме того для регулирования скорости синтеза применяются замедлители. Типичными замедлителями являются вода, графит или тяжелая вода (D2O). Только нейтроны с достаточно низкой скоростью могут производить деление ядер урана.
Ядерная реакция производит тепло, которое уносится теплоносителем. Типичными хладагентами являются вода, углекислый газ, жидкий натрий. Пар, вырабатываемый в парогенераторе пар переходит в паровую турбину. Сила паровой струи заставляет турбину вращаться. Турбина связана с генератором, который производит электричество.
Ядерное топливо
Ядерное топливо-это любой материал, который может быть использован для получения ядерной энергии. Наиболее распространенным типом ядерного топлива являются делящиеся элементы, которые могут подвергаться цепным реакциям ядерного деления в реакторе. Наиболее распространенными ядерными топливами являются 235U и 239Pu. Природный уран содержит 0,7% 235U. Но его количество должно быть увеличено на заводах-обогатителях примерно до 3%, чтобы быть более полезным в ядерной области.
Когда нейтрон ударяется об атом урана, уран расщепляется на два более легких атома и одновременно выделяет тепло. Деление тяжелых элементов-это экзотермическая реакция, которая может высвобождать большое количество энергии как в виде электромагнитного излучения, так и в виде кинетической энергии осколков. Цепная реакция относится к процессу, в котором нейтроны, высвобожденные при делении, производят дополнительное деление по крайней мере еще в одном ядре. Это ядро, в свою очередь, производит нейтроны, и процесс повторяется. Контролируемый процесс используется в ядерной энергетике, неконтролируемый в ядерном оружии.
Принцип работы атомной электростанции строится в расщеплении атома ядерного топлива. Когда атом урана расщепляется, часть энергии, которая удерживала его вместе, высвобождается в виде излучения тепла. Поскольку энергия и масса зависимы, высвобожденная энергия — это также высвобожденная масса.
235U + 1 нейтрон = 2 нейтрона + 92Kr (криптон) + 142Ba (барий) + ЭНЕРГИЯ
Таким образом, общая масса действительно немного уменьшается во время реакции.
Типы атомных электростанций
Существуют следующие основные типы реакторов
Реактор с кипящей водой
Реактор с кипящей водой работает как электростанция, вырабатывающая ископаемое топливо. Вода кипит внутри сосуда высокого давления, и образуется пароводяная смесь. Теплоноситель реактора движется вверх по активной зоне, поглощая тепло.
Когда пар поднимается к верхней части сосуда высокого давления, то направляется в турбогенератор для поворота турбины. Существует только один контур с водой при низком давлении, так что вода кипит в ядре при достаточно низком давлении.
Водяной реактор под давлением
Реактор с водой под давлением отличается тем, что здесь пар для работы турбины вырабатывается в парогенераторе. Блок наддува удерживает воду, протекающую через корпус реактора, под очень высоким давлением, чтобы предотвратить ее кипение. Затем горячая вода поступает в парогенератор, где преобразуется в пар. Пар проходит через турбину, которая производит электричество. Около 60% коммерческих энергетических реакторов в мире являются реакторами с водой под давлением. Очевидным преимуществом этого типа является то, что утечка топлива в активной зоне не приведет к попаданию радиоактивных загрязнений в турбину и конденсатор.
Контрольно-измерительных приборы атомной электростанции
Архитектура системы контрольно-измерительных приборов вместе с эксплуатационным персоналом станции служит «центральной нервной системой» атомной электростанции.
Через их различные составные элементы (например, оборудование, модули, датчики, передатчики, резервирование, исполнительные механизмы и т. д.), система ввода-вывода установки определяет основные физические параметры, контролирует производительность, интегрирует информацию и при необходимости автоматически корректирует работу установки. Система реагирует на сбои и ненормальные события, обеспечивает цели эффективного производства электроэнергии и безопасности, а также обеспечивает безопасную и надежную выработку электроэнергии. Большое значение следует придавать проектам, связанным с проектированием, испытанием, эксплуатацией, техническим обслуживанием, лицензированием, эксплуатацией и модернизацией систем ввода-вывода.
Система мониторинга реактора
Система контроля реактора является особенностью атомных электростанций и представляет собой систему нейтронного контроля для измерения нейтронов внутри реактора и систему радиационного контроля для измерения излучения внутри установки.
Система нейтронного мониторинга необходима для мониторинга активной зоны.
Безопасность атомных электростанций
Безопасность серьезно воспринимается теми, кто работает в ядерной сфере. Основной проблемой безопасности является выброс неконтролируемого излучения в окружающую среду, которое может нанести вред человеку и природе как на площадке реактора, так и за ее пределами.
Существует ряд физических барьеров между радиоактивным ядром и окружающей средой. Реакторы заключены в массивный железобетон толщиной 1,8 метра. Рабочие защищены от радиации внутренними бетонными стенами. Вакуумный корпус соединен с корпусами реакторов каналом сброса давления.
Вакуумное здание представляет собой бетонную конструкцию высотой порядка 70 м и находится под отрицательным атмосферным давлением. Это означает, что если бы какая-либо радиация просочилась из реактора, она была бы засосана в вакуумное здание и, следовательно, предотвращена от выброса в окружающую среду. Конструкция реактора также включает в себя несколько резервных компонентов, независимые системы, контроль контрольно-измерительных приборов и предотвращение выхода из строя одного типа оборудования, влияющего на любой другой. Безопасность важна и для работников атомных электростанций.
Дозы облучения контролируются с помощью пультов в активной зоне реактора.
Соблюдается жесткое физическое экранирование и ограничение по времени пребывания рабочего в зонах со значительным уровнем радиации.
Техническое обслуживание охлаждения активной зоны
В любом ядерном реакторе необходимо охлаждение. Обычно ядерные реакторы используют воду в качестве теплоносителя. Некоторые реакторы, которые не могут использовать воду, используют натрий или натриевые соли.
Контроль радиоактивности
Контроль нейтронного потока очень важен. Если мы уменьшаем поток нейтронов, мы уменьшаем радиоактивность. Наиболее распространенным способом уменьшения потока нейтронов является включение поглощения нейтронов через стержни управления.
Управляющие стержни важны, потому что реакция может выйти из-под контроля, если события деления происходят чрезвычайно часто. В современных атомных электростанциях ввод всех стержней управления в активную зону реактора происходит за несколько секунд, что позволяет максимально быстро остановить ядерную реакцию. Кроме того, большинство реакторов сконструировано так, что за пределами оптимального уровня по мере повышения температуры эффективность реакций снижается, следовательно, меньшее количество нейтронов способно вызвать деление и реактор автоматически замедляется.
Выводы
В 1950-х годах внимание было обращено на мирные цели ядерного деления, в частности на производство энергии. Сегодня мир производит столько же электроэнергии из ядерной энергии, сколько и из всех источников, вместе взятых в 1960 году.
Многие страны учитывают принцип работы атомной электростанции и построили исследовательские реакторы, чтобы обеспечить источник нейтронных пучков для научных исследований и производства медицинских и промышленных изотопов.
Сегодня известно, что только восемь стран обладают ядерным потенциалом. В отличие от этого, 56 эксплуатируют гражданские исследовательские реакторы, а 30 размещают около 450 коммерческих ядерных энергетических реакторов общей установленной мощностью более 377 000 МВт. Это более чем в три раза превышает суммарные генерирующие мощности Франции или Германии из всех источников. Порядка 60 ядерных энергетических реакторов находятся в стадии строительства, что эквивалентно 17% существующей мощности, в то время как более 150 твердо запланированы, что эквивалентно 46% нынешней мощности.
Принцип работы атомной электростанции. Справка
Атомная электростанция (АЭС) – комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе.
Существует несколько типов ядерных реакторов. Наибольшее распространение получили тpи основных типа pеактоpов, различающихся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.
Втоpой тип pеактоpа – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем).
Тpетий тип pеактоpа, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран.
Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление – до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:
Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы – ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки – ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Схема станции – двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты – сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.
1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).
Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).