ГОСТ 23082-78* Реакторы ядерные. Термины и определения

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

 

 

ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ

Москва

 

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

Дата введения 01.07.79

Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий ядерных реакторов. Термины, установленные настоящим стандартом, обязательны для применения во всех видах документации и литературы, входящих в сферу действия стандартизации или использующих результаты этой деятельности.

1. Стандартизованные термины с определениями приведены в ВВЭР

Корпусной водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением

31. Реактор с прямым циклом

D. Reaktor mit direktem Kreislauf

Е. Direct-cycle reactor

F. Reacteur a cycle direct

Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура

32. Реактор с газовьм охлаждением

Газоохлаждаемый реактор

Ндп. Газовый реактор

 D. Gasgekuhlter Reaktor

Е. Gas-cooled reactor

Ядерный реактор, в котором теплоноситель находится в газообразном состоянии

Примечание. Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелиевым охлаждением, реактор с воздушным охлаждением, реактор с охлаждением диссоциирующими газами

33. Органический реактор

Е. Organic reactor

Ядерный реактор, в котором теплоносителем является органическое вещество

34. Жидкометаллический реактор

Е. Metal liquid reactor

Ядерный реактор, в котором теплоносителем является металл, находящийся в жидком состоянии

35. Реактор на расплавленных солях

Ядерный реактор, в котором теплоносителем являются соли в расплавленном состоянии

36. Графитовый реактор

D. Graphitreaktor

Е. Graphite moderated reactor

Ядерный реактор, в котором замедлителем является графит

37. Тяжеловодный реактор

D. Schwerwasserreaktor

Е. Heavy water reactor

Ядерный реактор, в котором замедлителем является тяжелая вода

38. Саморегулирующийся реактор

Е. Self-regulation reactor

F. Reacteur a autoregulation

Ядерный реактор, обладающий свойствами самостоятелъно компенсировать изменения реактивности

39. Стационарный реактор

Е. Stationary reactor

Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатаций которого обусловлены постоянством его местоположения

40. Передвижной реактор

Ндп. Транспортабельный реактор

Е. Transportable reactor

Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатаций которого допускают  возможность изменения его местоположения в неработающем состоянии или при частично демонтировании

41. Активная зона ядерного реактора

Активная зона

D. Aktiven Zone

Е. Core F. Coeur

Часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, которой происходит управляемая цепная ядерная реакция

42. Зона воспроизводства ядерного реактора

Зона воспроизводства

D. Brutzone

Е. Blanket

F. Couche fertile

Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива

43. Запальная зова ядерного реактора

Запальная зона

Ндп. Зона возбуждения

Запал

Часть активной зоны ядерного реактора с более высокими размножающими свойствами, чем в остальной активной зоне

44. Пусковой источник нейтронов

Источник нейтронов, предназначенный для увеличения плотности потока нейтронов при пуске ядерного реактора и проведении пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мощности реактора

45. Кладка ядерного реактора

Кладка

Сборочная единица ядерного реактора из блоков материала, служащего замедлителем и отражателем нейтронов

46. Отражатель нейтронов

Отражатель

Ндп. Нейтронная подпорка

D. Reflektor

Е. Reflector

F. Reflecteur

Часть ядерного реактора, содержащая материалы, замедляющие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны

47. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Твэл

D. Brennstab

 Е. Fuel element

F. Element combustible

Сборочная единица гетерогенного ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне и (или) зоне воспроизводства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейтронным потоком тепло

48. Измерительный тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Измерительный твэл

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, оснащенный измерительными преобразователями

49. Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Сердечник твэла

Часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содержащая делящиеся и (или) воспроизводящие ядерные материалы в виде топливных композиций

50. Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Оболочка твэла

D. Brennstabhulle

Е. Cladding -F. Gaine

Внешняя по отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора из конструкционного материала, обеспечивающая передачу тепла из сердечника к теплоносителю, исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации

51. (Исключен, Изм. № 2).

 

52. Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора

Наполнитель пэла

 

Часть поглощающего элемента ядерного реактора, содержащая материалы, поглощающие нейтроны

53. Оболочка поглощающего элемента ядерного реактора

Оболочка пэла

Внешняя по отношению к наполнителю часть поглощающего элемента ядерного реактора, обеспечивающая исключение контакта наполнителя с окружающей средой и стабильность формы поглощающего элемента в процессе его эксплуатации

54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

ТВС

Ндп. Пакет

D. Brennelement

Е. Fuel assembly

F. Assemblage combustible

Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного ядерного топлива.

Примечание. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали

55. Измерительная тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Измерительная ТВС

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, оснащенная измерительными преобразователями

56. Сборка поглощающих элементов ядерного реактора

Сборка пэлов

Сборочная единица ядерного реактора из поглощающих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор или его составные части для управления реактивностью

57. Рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора

Орган СУЗ

D. Steuerelement

Е. Control member

F. Element de commande

Устройство, изменением положения или состояния которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора

58. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора

Исполнительный механизм СУЗ

Устройство, состоящее из привода СУЗ, рабочего органа СУЗ и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности ядерного реактора

59. Привод системы управления и защиты ядерного реактора

Привод СУЗ

Устройство, предназначенное для изменения положения или состояния рабочего органа СУЗ ядерного реактора

60. Корпус ядерного реактора

Корпус

D. Reaktorbehalter

Е. Reactor vessel

F. Caisson de reacteur

Герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны ядерного реактора, отражателей нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения потоком теплоносителя.

Примечания:

1. Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.

2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении

61. Крышка корпуса ядерного реактора

Крышка корпуса

Съемная часть корпуса ядерного реактора, предназначенная для его уплотнения, воспринимающая внутреннее давление в реакторе и служащая для вывода органов управления и контроля

62. Бак металловодной защиты ядерного реактора

Бак МВЗ

Устройство, состоящее из слоев металла и воды и предназначенное для ослабления ионизирующего излучения активной зоны ядерного реактора

63. Внутреннее хранилище ядерного реактора

Внутреннее хранилище

Полость внутри корпуса ядерного реактора, имеющая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок

64. Облучательное устройство ядерного реактора

Облучательное устройство

Полость внутри корпуса ядерного реактора, имеющая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок

65. Тепловая колонна ядерного реактора

Е. Thermal column

F. Colonne thermique

Устройство ядерного реактора из материала замедлителя, позволяющее получать источник тепловых нейтронов в экспериментальных целях

66. Канальный реактор большой мощности

РБМК

Канальный водографитовый энергетический реактор электрической мощностью, равной и более 1 ГВт с кипением воды в технологических каналах и прямой подачей насыщенного пара из сепараторов на турбины

67. Термоядерный реактор

ТЯР

Е. Fusion reactor

Ядерный реактор, в котором осуществляется управляемая реакция синтеза ядер

68. Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы

Е. Magnetic confined fusion reactor

Термоядерный реактор, в котором синтез ядер происходит в плазме, удерживаемой магнитным полем

69. Реактор-токамак

Е. Tokamak

Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы, выполненный в форме тора

70. Термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы

Е. Inertial confined fusion reactor

Термоядерный реактор, в котором реакция синтеза осуществляется при значительном увеличении плотности вещества

71. Чистый термоядерный реактор

Е. Риге fusion reactor

Термоядерный реактор, бланкет которого не содержит делящиеся нуклиды

72. Гибридный термоядерный реактор

Е. Hybrid fusion reactor

Термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящиеся нуклиды

73. Электроядерный реактор

ЭЛЯР

Е. Electronuclear reactor

Ядерный реактор, предназначенный для получения энергии и потоков нейтронов, в котором в качестве драйвера используется ускоритель

74. Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора свп

Е. Burnable poison rod

F. Barre de poison consommoble

которого не содержит

Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавливаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговыделения, обеспечения заданной длительности выгорания топлива.

Примечание. Принцип действия элемента основан на постоянном падении поглощающей способности вследствие выгорания поглотителя

75. Регулирующий стержень ядерного реактора

PC

D. Steuerstab

Е. Control rod

F. Barre de commande d'un reacteur

Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора

76. Компенсирующий стержень ядерного реактора

КС

D. Trimmelement

Е. Shim rod

F. Barre de compensation

Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами отравления реактора и выгоранием топлива

77. Стержень аварийной защиты ядерного реактора

Стержень A3

Ндп. Аварийный стержень

Аварийно-компенсирующий

стержень

Стоп-стержень

D- Regelstab fux Notabshaltung

Е. Emergency shutdown rod

F. Barre d'arrent d'urgence

Рабочий орган системы аварийной защиты ядерного реактора в форме стержня или группы стержней, предназначенный для экстренного перевода реактора в подкритическое состояние или снижения уровня мощности в случае отказа системы автоматического регулирования или при возникновении аварийного режима, угрожающего безопасности обслуживающего персонала и самой установки

78. Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

ОР ТВС

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, при помощи которого тепловыделяющие элементы удерживаются в потоке теплоносителя

79. Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

ДР ТВС

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, обеспечивающий заданное расположение тепловыделяющих элементов ядерного реактора в поперечном сечении тепловыделяющей сборки по всей ее длине

80. Канал ядерного реактора

Канал

D. Kanale

Е. Channel

F. Canal

Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облучательного устройства, рабочих органов системы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.

Примечание. Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространства

 

81. Технологический реактора

Технологический канал

D. Technologischen Kanale

Е. Fuel channel

F. Canal de combustible

Канал ядерного реактора, оборудованный для размещения тепловыделяющей сборки, предназначенной для образования критической массы, генерирования тепловой энергии и (или) потока нейтронов и гамма-квантов

82. Экспериментальный канал ядерного реактора

Экспериментальный канал

D. Versuchskanale

Е. Experimental channel

F. Canal experimental

Канал ядерного реактора, предназначенный для облучения в реакторе объектов или для вывода из реактора пучка нейтронов

83. Петлевой канал ядерного реактора

Петлевой канал

Экспериментальный канал ядерного реактора, предназначенный для размещения опытной тепловыделяющей сборки или иного объекта, испытываемого в реакторе в потоке теплоносителя, циркулирующего по отдельному контуру

84. Бассейн ядерного реактора

Е. Pool

F. Piscine

Резервуар с водой, сообщающийся с объемом, заполненным воздушной средой при атмосферном давлении, предназначенный для размещения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения защиты

85. Биологическая защита ядерного реактора

Элемент конструкции ядерного реактора или слой воды под активной зоной, предназначенные для защиты персонала от ионизирующего излучения

86.Выгородка активной зоны ядерного реактора

Выгородка

Элемент конструкции ядерного реактора, расположенный по периметру активной зоны или зоны воспроизводства, предназначенный для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных тепловыделяющих элементов активной зоны путем поглощения избыточного энерговыделения, расположенный по периметру активной зоны

87. Шахта ядерного реактора

Шахта

Полость в бетонном массиве или в баке железоводной защиты, в которой устанавливается ядерный реактор и оборудование, обеспечивающее биологическую защиту; надежное закрепление реактора и тепловую изоляцию его поверхности

88. Блок защитных труб ядерного реактора

БЗТ

Устройство, состоящее из решеток, соединенных защитными трубами, предназначенное для фиксации головок тепловыделяющей сборки ядерного реактора, для удержания от всплытия внутрикорпусных устройств и ТВС активной зоны, для защиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя

89. Верхний блок ядерного реактора

Верхний блок

Устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и защиты и организации перемещения аппаратуры внутриреакторного контроля

90. Топливный тепловыделяющий элемент ядерного реактора

ТЭЛ

 

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит ядерное топливо

91. Сырьевой тепловыделяющий элемент ядерного реактора

СЭЛ

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом, выделяющим тепло, служит сырье для производства вторичного ядерного топлива или иных продуктов ядерных реакций

92. Защитная оболочка ядерного реактора

Защитная оболочка

Е. Primary containment

 

Устройство ядерного реактора, предназначенное для удержания радиоактивных нуклидов внутри объема, ограниченного оболочкой в случае аварийной разгерметизации оборудования ядерного реактора

93. Поглощающий тепловыделяющий элемент ядерного реактора

ПЭЛ

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит вещество, хорошо поглощающее нейтроны, и который предназначен для управления реактивностью ядерного реактора

94. Кассета ядерного реактора

Кассета

Сборочная единица ядерного реактора, состоящая из двух или более тепловыделяющих сборок ядерного реактора

95. Бланкет термоядерного реактора

Е. Blanket

Устройство термоядерного реактора, расположенное за областью реакции синтеза, предназначенное для использования нейтронов, генерируемых в реакции синтеза

96. Первая стенка термоядерного реактора

Е. First wall

 

Устройство термоядерного реактора, отделяющее область реакции синтеза от области размещения остальных устройств термоядерного реактора

97. Дивертор термоядерного реактора

Е. Divertor

 

Устройство термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы, предназначенное для удаления из плазмы примесных ионов

98. Драйвер

Е. Driver

 

Устройство, предназначенное для инициирования ядерной реакции в ядерном реакторе

99. Пеллета

Е. Pellet

Элемент конструкции термоядерного реактора с инерционным удержанием, предназначенный для осуществления реакции синтеза легких ядер, содержащихся внутри гранулы