АВАРИЙНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Аварийная система охлаждения ядерного реактора, включающая ядерный реактор, размещенный в защитном кожухе, основные трубопроводы первого, второго и вспомогательного контуров, запорной арматуры и клапанов, трубопроводов аварийной системы, отличающаяся тем, что при аварийных ситуациях, связанных с разрывом или разуплотнением одного или нескольких из независимых трубопроводов подвода теплоносителя охлаждения реактора первого контура циркуляции, а также выхода из строя главного циркуляционного насоса, циркуляцию теплоносителя через активную зону реактора восстанавливают при помощи второго контура за счет нагнетания охлаждающей жидкости главным питательным насосом через трубопроводы аварийной системы в первый контур, создающего большее давление в аварийной системе, что приводит к охлаждению реактора и исключает попадание радиоактивных элементов во второй контур, а питательный насос вспомогательного контура восстанавливает необходимый объем охладителя в конденсаторе.