МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ
И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Термины и определения
ГОСТ 17137-87
СТАНДАРТИНФОРМ
2005
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
|
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ Термины и определения Monitoring, control and protection systems of nuclear reactors. |
ГОСТ
17137-87
Дата введения 01.01.88
Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий в области систем контроля, управления и защиты ядерных реакторов атомных станций различного типа.
Стандарт не распространяется на транспортные реакторы.
Термины, установленные настоящим стандартом, обязательны для применения в документации и литературе всех видов, входящих в сферу действия стандартизации или использующих результаты этой деятельности.
Для каждого понятия установлен один стандартизованный термин.
Применение терминов-синонимов стандартизованного термина не допускается.
Для отдельных стандартизованных терминов в стандарте приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования.
Приведенные определения можно при необходимости изменять, вводя в них производные признаки, раскрывая значения используемых в них терминов, указывая объекты, входящие в объем и содержание понятий, определенных в стандарте.
В случаях, когда в термине содержатся все необходимые и достаточные признаки понятия, определение не приведено и в графе «Определение» поставлен прочерк.
В стандарте приведены иноязычные эквиваленты ряда стандартизованных терминов на немецком (D) и английском (Е) языках.
В стандарте приведены алфавитные указатели содержащихся в нем терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов.
Термины и определения общих понятий, необходимые для понимания текста стандарта, приведены в приложении.
Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткие формы - светлым.
Определение
D. Schnellschlusssystem der Leistungsanderung
E. Power rate-of-change protection system
-
31. Аварийная защита ядерного реактора по реактивности
АЗС
D. Reaktivitatsschnellschlusssystem
Е. Nuclear reactor reactivity protection system
-
32. Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки
АЗТ
D. Schnellschlusssystem der technologischen Parameter
E. Process parameter protection system
-
33. Подсистема аварийной защиты ядерного реактора
Е. Protection subsystem
Подсистема системы управления защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции аварийной защиты
34. Канал аварийной защиты ядерного реактора
Канал AЗ
D. Kanal des Schnellschutzsystems
Е. Protection channel
-
35. Регулирование ядерного реактора
D. Regelung des Kernreaktors
E. Nuclear reactor control
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора
36. Подсистема автоматического регулирования ядерного реактора
АР
Е. Automatic control subsystem
Подсистема системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции автоматического регулирования ядерного реактора
37. Канал автоматического регулирования ядерного реактора
Канал АР
D. Kanal der automatischen Regelung
E. Automatic control channel
-
38. Стабилизация энергораспределения ядерного реактора
Е. Stabilization of power distribution
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая управление ядерным реактором с целью поддержания параметров энергораспределения на заданном уровне
39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора
D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems
E. Communication lines of control and safety system
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора
40. Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора
D. Regel-und Schutzsystemapparatur
Е. Control and safety system instrumentation
Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы
41. Исполнительный механизм аварийной защиты ядерного реактора
Исполнительный механизм
AЗ
Е. Protection system actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для аварийного останова ядерного реактора
42. Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
АР
D. Triebwerk der automatischen Regelung
E. Automatic control actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения
43. Исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора
Исполнительный механизм
РР
D. Triebwerk der Handregelung
Е. Manual actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором
44. Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора
Исполнительный механизм
КР
D. Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs
Е. Reactivity compensation actuator
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора
45. Универсальный исполнительный механизм ядерного реактора
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для выполнения функции аварийной защиты, автоматического и ручного регулирования мощности, а также компенсации изменений реактивности ядерного реактора
46. Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора
УП
D. Stellungsanzeiger des Regelorgans
Е. Control element position indicator of control and safety system
Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора