Celem artykułu jest przedstawienie zachowania się reaktorów jądrowych podczas kilku awarii projektowych rozważanych w analizach bezpieczeństwa. Dotyczy to reaktorów lekkowodnych (ang. Light Water Reactors . LWR), to jest reaktorów wodno-ciśnieniowych (ang. Pressurized Water Reactors . PWR) i wodnych wrzących (ang. Boiling Water Reactors - BWR) oraz ciężkowodnych, do których należą reaktory kanadyjskie CANDU1. Ocena procesów zachodzących w reaktorach będzie oparta na zmianach reaktywności rdzenia, które pociągają za sobą zmiany generowanej mocy termicznej. Opisane zostaną zmiany zachodzące w parametrach technologicznych reaktorów poprzez ich cechy inherentne (naturalne, wewnętrzne) i spowodowane działaniem inżynieryjnych systemów bezpieczeństwa, w które wyposażono te reaktory, by w konkretnej sytuacji awaryjnej zachowane zostało bezpieczeństwo.
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.