Protección de emergencia de un reactor nuclear: conjunto de dispositivos diseñados para detener rápidamente una reacción nuclear en cadena en el núcleo del reactor . Las "Reglas de seguridad nuclear para instalaciones de reactores de plantas de energía nuclear" de Rostekhnadzor definen la protección de emergencia como una función de transferir rápidamente un reactor a un modo subcrítico, así como un conjunto de sistemas que realizan esta función. El mismo documento en el campo legal ruso define los requisitos para el sistema de protección de emergencia [1] .
La protección de emergencia activa se activa automáticamente cuando uno de los parámetros de un reactor nuclear alcanza un valor que puede provocar un accidente . Dichos parámetros pueden ser: temperatura, presión y caudal de refrigerante , nivel y tasa de aumento de potencia.
Los elementos ejecutivos de protección de emergencia son, en la mayoría de los casos, varillas con una sustancia que absorbe bien los neutrones ( boro o cadmio ). A veces, se inyecta un eliminador de líquido en el circuito de refrigeración para apagar el reactor .
Además de la protección activa, muchos diseños modernos también incluyen elementos de protección pasiva. Por ejemplo, las versiones modernas de los reactores VVER incluyen el "Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia" (ECCS): tanques especiales con una solución acuosa de ácido bórico ubicados sobre el reactor. En caso de accidente base máxima de diseño (ruptura del circuito de refrigeración primario del reactor), el contenido de estos tanques ingresa al núcleo del reactor por gravedad y la reacción nuclear en cadena se apaga por una gran cantidad de una sustancia que contiene boro que absorbe bien los neutrones.
En el diseño del reactor BN-800 se implementó como parte del diseño de la planta del reactor el desarrollo de varillas de protección de emergencia (ESP) accionadas pasivamente en accidentes con pérdida de flujo forzado [2] .