11.13. The term redundancy refers to the use of two or more similar systems in parallel, so that the failure of one will not affect the plant operation. Redundant components and systems are commonly employed in nuclear power plants. They are of special importance in systems, such as instrumentation, shutdown controls, and emergency cooling, upon which safety depends.
11.13. يشير مصطلح التكرار إلى استخدام نظامين متشابهين أو أكثر بالتوازي ، بحيث لا يؤثر فشل أحدهما على تشغيل المصنع. تستخدم المكونات والأنظمة الزائدة عن الحاجة بشكل شائع في محطات الطاقة النووية. لها أهمية خاصة في الأنظمة ، مثل الأجهزة وأدوات التحكم في الإغلاق والتبريد في حالات الطوارئ ، والتي تعتمد عليها السلامة.
11.14. The components of a redundant system could all be rendered inoperative by a common-mode failure, that is, when one failure leads to another or a number of failures result from a single cause. For example, duplicate components of the same design could conceivably fail simultaneously when subjected to the same stress. Many potential common-mode failures can be foreseen and appropriate steps taken to circumvent them. In some cases, however, they are unpredictable and are revealed only after they have occurred. One way to minimize common-mode failure is by diversity, that is, by the use of two or more independent and different methods for achieving the same result, e.g., reactor shutdown in an emergency.
11.14. يمكن أن تصبح جميع مكونات النظام الزائد عن الحاجة معطلة بسبب فشل الوضع المشترك ، أي عندما يؤدي أحد الفشل إلى آخر أو ينتج عدد من الإخفاقات عن سبب واحد. على سبيل المثال ، يمكن أن تفشل المكونات المكررة من نفس التصميم في وقت واحد عند تعرضها لنفس الضغط. يمكن توقع العديد من حالات الفشل المحتملة في الوضع المشترك واتخاذ الخطوات المناسبة للتحايل عليها. ومع ذلك ، في بعض الحالات ، لا يمكن التنبؤ بها ولا يتم الكشف عنها إلا بعد حدوثها. تتمثل إحدى طرق تقليل فشل الوضع المشترك في التنوع ، أي عن طريق استخدام طريقتين مستقلتين أو أكثر ومختلفتين لتحقيق نفس النتيجة ، على سبيل المثال ، إغلاق المفاعل في حالة الطوارئ.
11.15. The electric power supply system for a nuclear power plant provides an illustration of redundancy and diversity. Instruments are operated by direct current which is available from two independent storage batteries. The alternating current required to operate pumps, valves, and air blowers is normally supplied by the plant’s generator connected to two separate busbar sets. In addition, two independent offsite power sources are available for use when the plant is shut down or the generator is not operating. If all the onsite and offsite electrical power should fail (“station blackout”), alternating current would be supplied by onsite diesel generators. The plant might then be without power for half a minute; this fact is taken into consideration in determining the conditions for safe operation.
11.15. يوفر نظام إمداد الطاقة الكهربائية لمحطة الطاقة النووية مثالا على التكرار والتنوع. يتم تشغيل الأدوات بواسطة التيار المباشر المتوفر من بطاريتين مستقلتين. عادة ما يتم توفير التيار المتردد المطلوب لتشغيل المضخات والصمامات ومنافيخ الهواء بواسطة مولد المصنع المتصل بمجموعتين منفصلتين من قضبان الوصلات. بالإضافة إلى ذلك ، يتوفر مصدران مستقلان للطاقة خارج الموقع للاستخدام عند إغلاق المحطة أو عدم تشغيل المولد. إذا تعطلت جميع الطاقة الكهربائية في الموقع وخارجه ("انقطاع التيار الكهربائي للمحطة") ، توفير التيار المتردد بواسطة مولدات الديزل في الموقع. قد يكون المصنع بعد ذلك بدون كهرباء لمدة نصف دقيقة. تؤخذ هذه الحقيقة في الاعتبار عند تحديد شروط التشغيل الآمن.

11.16. All nuclear reactor systems are designed with a number of barriers that limit the escape of radioactive fission products during normal operation and in the event of an abnormal occurrence. The barriers are similar in reactors of all types but the details may vary. The descriptions given here refer to reactors cooled by light (ordinary) water, i.e., pressurized-water reactors (PWRs) and boiling-water reactors (BWR), since these two types are by far the most common in commercial use. In fact, the remainder of this chapter will be concerned with the safety of such plants; safety of reactors of the less common types will be treated briefly in Chapter 12.
11.16. تم تصميم جميع أنظمة المفاعلات النووية بعدد من الحواجز التي تحد من هروب منتجات الانشطار المشع أثناء التشغيل العادي وفي حالة حدوث غير طبيعي. الحواجز متشابهة في المفاعلات بجميع أنواعها ولكن قد تختلف التفاصيل. تشير الأوصاف الواردة هنا إلى المفاعلات التي يتم تبريدها بالماء الخفيف (العادي) ، أي مفاعلات الماء المضغوط (PWRs) ومفاعلات الماء المغلي (BWR) ، لأن هذين النوعين هما الأكثر شيوعا في الاستخدام التجاري. في الواقع ، سيهتم ما تبقى من هذا الفصل بسلامة هذه النباتات. سيتم تناول سلامة المفاعلات من الأنواع الأقل شيوعا بإيجاز في الفصل 12.
11.17. The first barrier to the escape of radioactivity is the ceramic uranium dioxide fuel material which retains the solid fission products; these account for some 98 percent of the radioactivity generated when the plant operates. The volatile fission products, mainly the noble gases (krypton and xenon) and iodine, are released slowly from the ceramic material. Escape of the volatile (and solid) fission products is inhibited by the zircaloy fuel-rod cladding, which is the second barrier (§8.83). Although subject
11.17. الحاجز الأول أمام هروب النشاط الإشعاعي هو مادة وقود ثاني أكسيد اليورانيوم الخزفية التي تحتفظ بمنتجات الانشطار الصلبة. تمثل هذه حوالي 98 في المائة من النشاط الإشعاعي المتولد عند تشغيل المحطة. يتم إطلاق منتجات الانشطار المتطايرة ، وخاصة الغازات النبيلة (الكريبتون والزينون) واليود ، ببطء من مادة السيراميك. يتم تثبيط هروب منتجات الانشطار المتطايرة (والصلبة) بواسطة كسوة قضيب الوقود الزركالوي ، وهي الحاجز الثاني (§8.83). على الرغم من الموضوع
to careful inspection, the cladding occasionally develops small cracks and pinhole leaks, especially toward the end of the fuel-rod lifetime. As a result of these leaks, a small amount of radioactivity escapes into the coolant water (§9.96).
للفحص الدقيق ، تتطور الكسوة أحيانا إلى تشققات صغيرة وتسريبات ثقب ، خاصة في نهاية عمر قضيب الوقود. نتيجة لهذه التسريبات ، تتسرب كمية صغيرة من النشاط الإشعاعي إلى ماء التبريد (§9.96).
11.18. The primary coolant boundary $(\mathrm{\S }1.98,\mathrm{\S }1.102)$$(\mathrm{\S }1.98,\mathrm{\S }1.102)$(§1.98,§1.102)(\S 1.98, \S 1.102) is the third barrier; this will retain any fission products that may escape from the fuel rods. If an unusually large number of rods should develop cladding defects, the situation would be indicated immediately by radiation detectors. The plant would then be shut down to permit replacement of the defective fuel rods. Thus, the radioactivity of the coolant is not allowed to reach an unacceptable level.
11.18. حدود سائل التبريد الأساسي § § هو الحاجز الثالث. سيحتفظ هذا بأي منتجات انشطار قد تهرب من قضبان الوقود. إذا كان هناك عدد كبير بشكل غير عادي من القضبان يجب أن يصاب بعيوب الكسوة ، الإشارة إلى الموقف على الفور بواسطة أجهزة الكشف عن الإشعاع. سيتم بعد ذلك إغلاق المصنع للسماح باستبدال قضبان الوقود المعيبة. وبالتالي ، لا يسمح للنشاط الإشعاعي لسائل التبريد بالوصول إلى مستوى غير مقبول.
11.19. The coolant boundary rarely develops significant leaks, although minor leakage may occur from valve stems and seals; this water is collected and treated to reduce the radioactivity level (§9.106). In the unlikely event of a break in the primary coolant circuit, the fourth barrier, namely, the containment structure, would then serve to prevent (or minimize) the escape of radioactivity to the environment. Containment will be described more fully later, but for the present it is sufficient to state that it usually includes a thick barrier of reinforced concrete to withstand the high pressures that may be generated within it and a steel liner to minimize the leakage of gases and vapors even under pressure.
11.19. نادرا ما تتطور حدود سائل التبريد إلى حدوث تسريبات كبيرة ، على الرغم من أنه قد يحدث تسرب طفيف من سيقان الصمامات والأختام. يتم جمع هذه المياه ومعالجتها لتقليل مستوى النشاط الإشعاعي (§9.106). في حالة حدوث انقطاع في دائرة سائل التبريد الأولية ، وهو الحاجز الرابع ، وهو هيكل الاحتواء ، سيعمل بعد ذلك على منع (أو تقليل) هروب النشاط الإشعاعي إلى البيئة. سيتم وصف الاحتواء بشكل كامل لاحقا ، ولكن في الوقت الحاضر ، يكفي القول إنه عادة ما يتضمن حاجزا سميكا من الخرسانة المسلحة لتحمل الضغوط العالية التي قد تتولد بداخله وبطانة فولاذية لتقليل تسرب الغازات والأبخرة حتى تحت الضغط.

11.20. Nuclear power reactors are designed to produce heat to satisfy the demand for steam by a turbine-generator, up to a specified limit. The reactor control system, with its automatic and manual controls, serves to maintain safe operating conditions as the demand is varied ( $\mathrm{\S }5.200$$\mathrm{\S }5.200$§5.200\S 5.200 et seq.). Because excess cooling capability is provided in the design of the reactor system, an overpower equal to about 112 percent (in a PWR) or 120 percent (in a BWR) of the rated (or design) power can be tolerated without causing damage to the fuel rods ( $\mathrm{\S }6.170$$\mathrm{\S }6.170$§6.170\S 6.170 ). If the thermal power should exceed the limiting value or if other abnormal conditions which might endanger the system should arise, the reactor protection system would cause reactor trip (or “scram”), as described in Chapter 5.
11.20. تم تصميم مفاعلات الطاقة النووية لإنتاج الحرارة لتلبية الطلب على البخار بواسطة مولد التوربينات ، حتى حد محدد. يعمل نظام التحكم في المفاعل ، مع أدوات التحكم الأوتوماتيكية واليدوية ، في الحفاظ على ظروف التشغيل الآمنة حيث يتنوع الطلب ( § وما يليها). نظرا لتوفر قدرة تبريد زائدة في تصميم نظام المفاعل ، يمكن تحمل قوة زائدة تساوي حوالي 112 في المائة (في PWR) أو 120 في المائة (في BWR) من الطاقة المقدرة (أو التصميم) دون التسبب في تلف قضبان الوقود ( § ). إذا تجاوزت الطاقة الحرارية القيمة المحددة أو إذا نشأت ظروف غير طبيعية أخرى قد تعرض النظام للخطر ، فإن نظام حماية المفاعل قد يتسبب في تعثر المفاعل (أو "scram") ، كما هو موضح في الفصل 5.
11.21. In reactor operations, the term transient describes, in general, any significant deviation from the normal value of one or more of the important operating parameters, e.g., system temperatures and pressures, thermal power level, coolant flow rate, turbine trip, equipment failure, etc. If the transient is a minor one, within the permissible operating limits of the system, the controls will be adjusted automatically to compensate for the deviation. A severe transient, however, will activate the reactor protection system.
11.21. في عمليات المفاعل ، يصف المصطلح العابر ، بشكل عام ، أي انحراف كبير عن القيمة العادية لواحد أو أكثر من معلمات التشغيل الهامة ، على سبيل المثال ، درجات حرارة النظام والضغوط ، ومستوى الطاقة الحرارية ، ومعدل تدفق سائل التبريد ، ورحلة التوربينات ، وفشل المعدات ، وما إلى ذلك. إذا كان العابر ثانويا ، ضمن حدود التشغيل المسموح بها للنظام ، ضبط عناصر التحكم تلقائيا للتعويض عن الانحراف. ومع ذلك ، فإن العابر الشديد سينشط نظام حماية المفاعل.
11.22. The purpose of the protection system is to shut the reactor down and maintain it in a safe condition in the event of a system transient or malfunction that might cause damage to the core, most likely from overheating. The protection system in-
11.22. الغرض من نظام الحماية هو إغلاق المفاعل والحفاظ عليه في حالة آمنة في حالة حدوث خلل عابر أو عطل في النظام قد يتسبب في تلف القلب ، على الأرجح بسبب ارتفاع درجة الحرارة. نظام الحماية في-
cludes a wide variety of instruments for measuring operating variables and other characteristics of the overall nuclear plant system. If the instruments indicate a transient that cannot be corrected immediately by the control system, the reactor is shut down automatically by the protection system. In addition, the reactor operator can cause an independent (manual) trip if there are indications that an unsafe condition may be developing.
يتضمن مجموعة متنوعة من الأدوات لقياس متغيرات التشغيل والخصائص الأخرى لنظام المحطة النووية الكلي. إذا كانت الأدوات تشير إلى عابر لا يمكن تصحيحه على الفور بواسطة نظام التحكم ، يتم إغلاق المفاعل تلقائيا بواسطة نظام الحماية. بالإضافة إلى ذلك ، يمكن لمشغل المفاعل أن يتسبب في رحلة مستقلة (يدوية) إذا كانت هناك مؤشرات على احتمال تطور حالة غير آمنة.
11.23. When a reactor trip signal is received in a PWR, the electromagnetic clutches holding up the control rods are deenergized by an automatic cutoff of electric power. The rods then drop into the reactor core. Borated water (boric acid solution) can be injected from the chemical and volume control system or CVCS (§9.102) by manual action to provide a backup to the control rods if required. In a BWR, a rapid shutdown is achieved by forcing the control rods up into the core by hydrostatic pressure; at the same time, power to the recirculation pumps is cuteff. The reactivity in a BWR can also be decreased by injection of an aqueous solution of sodium pentaborate.
11.23. عندما يتم تلقي إشارة رحلة المفاعل في PWR ، يتم إلغاء تنشيط القوابض الكهرومغناطيسية التي تحمل قضبان التحكم عن طريق القطع التلقائي للطاقة الكهربائية. ثم تسقط القضبان في قلب المفاعل. يمكن حقن الماء المثقوب (محلول حمض البوريك) من نظام التحكم الكيميائي والحجم أو CVCS (§9.102) عن طريق الإجراء اليدوي لتوفير نسخة احتياطية لقضبان التحكم إذا لزم الأمر. في BWR ، يتم تحقيق الإغلاق السريع عن طريق إجبار قضبان التحكم على الصعود إلى القلب عن طريق الضغط الهيدروستاتيكي. في الوقت نفسه ، تكون الطاقة لمضخات إعادة التدوير cuteff. يمكن أيضا تقليل التفاعل في BWR عن طريق حقن محلول مائي من خماسي الصوديوم.
11.24. An essential requirement of the reactor protection system is that it must not fail when needed; on the other hand, an error in the instrumentation or other malfunction with the system should not cause an unnecessary (“false”) reactor trip. In order to avoid such false trips, three or more redundant channels, consisting of detector and actuator, are used to monitor operating variables. A reactor trip will occur only when two or more channels call for action simultaneously. The availability of several independent channels permits regular testings of the channels, one at a time, without impairing the effectiveness of the protection system.
11.24. من المتطلبات الأساسية لنظام حماية المفاعل أنه يجب ألا يفشل عند الحاجة. من ناحية أخرى ، يجب ألا يتسبب خطأ في الأجهزة أو أي عطل آخر في النظام في رحلة مفاعل غير ضرورية ("خاطئة"). من أجل تجنب مثل هذه الرحلات الخاطئة ، يتم استخدام ثلاث قنوات زائدة عن الحاجة ، تتكون من كاشف ومشغل ، لمراقبة متغيرات التشغيل. لن تحدث رحلة المفاعل إلا عندما تستدعي قناتان أو أكثر اتخاذ إجراء في وقت واحد. ويسمح توافر عدة قنوات مستقلة بإجراء اختبارات منتظمة للقنوات، واحدة تلو الأخرى، دون الإضرار بفعالية نظام الحماية.

11.25. Some of the signals that would cause actuation of the protection system were mentioned in Chapter 5. A more complete listing is given here for water-cooled reactors; unless otherwise indicated, the trip signals apply to both PWRs and BWRs.
11.25. تم ذكر بعض الإشارات التي من شأنها أن تتسبب في تشغيل نظام الحماية في الفصل 5. يتم تقديم قائمة أكثر اكتمالا هنا للمفاعلات المبردة بالماء. ما لم يذكر خلاف ذلك ، تنطبق إشارات الرحلة على كل من PWRs و BWRs.