ГОСТ 17137-87 Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ
И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Термины и определения

Monitoring, control and protection systems of nuclear reactors.
Terms and definitions

ГОСТ
17137-87

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

1. Функциональный комплекс контроля ядерного реактора

Совокупность систем контроля ядерного реактора, функционирующих совместно

2. Система контроля ядерного реактора

Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения контроля параметров, характеристик и (или) состояния ядерного реактора, предназначенная для выполнения заданных функций.

Примечание. Система контроля может содержать не все указанные виды обеспечения

3. Подсистема контроля ядерного реактора

Часть системы контроля ядерного реактора, предназначенная для выполнения отдельных ее функций

4. Система контроля реакторной кинетики

D. Kontrollsystem der Reaktorkinetik

Е. Reactor kinetics monitoring system

Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора.

Примечания:

1. Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора.

2. Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения).

3. Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.

Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле

ρ = 1- 1/K_эфф,

где K_эфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов

5. Система контроля нейтронного потока ядерного реактора

D. Neutronenflusskontrollsystem

Е. Neutron flux monitoring system

Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов.

Примечание. В функции системы допускается включать контроль реактивности

6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора

D. Kontrollsystem der technologischen Parameter

E. Process parameter monitoring system

-

7. Система внутриреакторного контроля

Система ВРК

Система контроля ядерного реактора, которая дает сведения о параметрах и характеристиках активной зоны, необходимых для обеспечения проектного технологического режима эксплуатации активной зоны ядерного реактора

8. Подсистема внутриреакторного контроля температуры

-

9. Подсистема внутриреакторного контроля плотности потока нейтронов ядерного реактора

-

10. Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора

Система КСО твэлов

Система контроля ядерного реактора, обеспечивающая получение данных о состоянии оболочек, наличии, появлении, развитии, характере дефектов в оболочках тепловыделяющих элементов и местонахождении тепловыделяющих элементов с дефектами в активной зоне ядерного реактора

11. Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов

Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора, предназначенная для косвенного контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов

12. Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора

D. Rauschdiagnostiksystem

Е. Noise diagnostics system

Система контроля состояния оборудования или материалов ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, температуры, реактивности, акустических, нейтронных

13. Подсистема контроля флуктуации нейтронного поля

-

14. Подсистема контроля пульсаций давления теплоносителя

-

15. Подсистема контроля вибраций оборудования

-

16. Подсистема контроля пульсаций расхода теплоносителя

-

17. Подсистема контроля пульсаций температуры теплоносителя

-

18. Система контроля радиационной безопасности атомной станции

Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения для контроля ионизирующих излучений, параметров и характеристик источников ионизирующих излучений атомной станции с целью ограничения облучения персонала, населения и охраны природы

19. Подсистема контроля технологических контуров атомной станции

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначенная для контроля объемной активности радионуклидов в технологических средах, мощности экспозиционной дозы и плотности потока ионизирующего излучения от технологических контуров и оборудования

20. Подсистема контроля производственных помещений атомной станции

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначенная для контроля плотности потока ионизирующих частиц, мощности экспозиционной дозы фотонного излучения и объемной активности радионуклидов в производственных помещениях атомной станции

21. Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначенная для контроля внешнего облучения, радиоактивного загрязнения и содержания радиоактивных веществ в организме человека

22. Подсистема контроля выбросов и сбросов атомной станции

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначенная для контроля объемной активности радионуклидов в жидких сбросах, газообразных и аэрозольных выбросах и (или) активности выбросов и сбросов атомной станции за определенный интервал времени

23. Подсистема контроля радиоактивных загрязнений в зоне расположения атомной станции

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначенная для контроля плотности потока ионизирующих частиц, мощности экспозиционной дозы фотонного излучения, объемной и удельной активности радионуклидов в зоне расположения атомной станции

СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

24. Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ

D. Regel-und Schutzsystem

Е. Control and safety system

Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контроля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений

25. Аварийная защита ядерного реактора AЗ

D. Schnellschlusssystem

Е. Protection system

Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития аварийной ситуации на ядерном реакторе быстрым переводом реактора в подкритическое состояние

26. Сигнал аварийной защиты ядерного реактора

Сигнал AЗ

D. Schnellschlusssignal

Е. Protection signal

Сигнал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора

27. Предупредительная защита ядерного реактора

ПЗ

Е. Alarm system

Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению возможности возникновения аварийной ситуации на ядерном реакторе снижением мощности до безопасного уровня

28. Сигнал предупредительной защиты ядерного реактора

Сигнал ПЗ

Е. Alarm signal

Сигнал, характеризующий срабатывание предупредительной защиты ядерного реактора

29. Аварийная защита ядерного реактора по мощности

АЗМ

D. Leistungsschnellchlusssystem

Е. Power-level protection system

-

30. Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности

АЗС

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

1. Энерговыделение ядерного реактора

Интегральная энергия, высвобождающаяся в результате распада делящегося материала в активной зоне ядерного реактора

2. Энергораспределение ядерного реактора

Распределение энерговыделения по активной зоне ядерного реактора

3. Аварийная ситуация

Ситуация, при которой определенные параметры ядерного реактора при реакторной установке выходят за предельно допустимые значения

4. Минимально контролируемый уровень мощности ядерного реактора

Минимальный уровень мощности активной зоны ядерного реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией при помощи аппаратуры системы управления и защиты данного реактора

Системы контроля ядерных реакторов. 1

Системы управления и защиты ядерных реакторов. 3

Алфавитный указатель терминов на русском языке. 5

Алфавитный указатель терминов на немецком языке. 7

Алфавитный указатель терминов на английском языке. 7

Приложение. Термины и определения общих понятий, необходимых для понимания текста стандарта. 8