ГОСТ 17137-87
Группа Ф00
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Термины и определения
Monitoring, control and protection systems of nuclear reactors.
Terms and definitions
МКС 01.040.27
27.120.10
ОКСТУ 6933
Дата введения 1988-01-01
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.03.87 N 996
2. Стандарт полностью соответствует СТ СЭВ 5489-86
3. ВЗАМЕН ГОСТ 17137-71, ГОСТ 17924-81 и ГОСТ 21933-76
4. ПЕРЕИЗДАНИЕ
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.
Термин | Определение |
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 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
где |
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 флуктуаций 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. Leistungsschnellschlusssystem Е. Power-level protection system | - |
30. Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности АЗС D. Schnellschlusssystem der
E. Power rate-of-change protection system | - |
31. Аварийная защита ядерного реактора по реактивности АЗР D. 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 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 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 |
, 
АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ
AЗ | 25 |
АЗМ | 29 |
АЗР | 31 |
АЗС | 30 |
АЗТ | 32 |
Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора | 40 |
АР | 36 |
Защита ядерного реактора аварийная | 25 |
Защита ядерного реактора аварийная по мощности | 29 |
Защита ядерного реактора аварийная по скорости изменения мощности | 30 |
Защита ядерного реактора аварийная по реактивности | 31 |
Защита ядерного реактора аварийная по технологическим параметрам реакторной установки | 32 |
Защита ядерного реактора предупредительная | 27 |
Канал аварийной защиты ядерного реактора | 34 |
Канал автоматического регулирования ядерного реактора | 37 |
Канал AЗ | 34 |
Канал АР | 37 |
Комплекс контроля ядерного реактора функциональный | 1 |
Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора | 39 |
Механизм аварийной защиты ядерного реактора исполнительный | 41 |
Механизм автоматического регулирования ядерного реактора исполнительный | 42 |
Механизм AЗ исполнительный | 41 |
Механизм АР исполнительный | 42 |
Механизм компенсации реактивности ядерного реактора исполнительный | 44 |
Механизм КР исполнительный | 44 |
Механизм РР исполнительный | 43 |
Механизм ручного регулирования ядерного реактора исполнительный | 43 |
Механизм ядерного реактора исполнительный универсальный | 45 |
ПЗ | 27 |
Подсистема аварийной защиты ядерного реактора | 33 |
Подсистема автоматического регулирования ядерного реактора | 36 |
Подсистема внутриреакторного контроля плотности потока нейтронов ядерного реактора | 9 |
Подсистема внутриреакторного контроля температуры | 8 |
Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции | 21 |
Подсистема контроля вибраций оборудования | 15 |
Подсистема контроля выбросов и сбросов атомной станции | 22 |
Подсистема контроля производственных помещений атомной станции | 20 |
Подсистема контроля пульсаций давления теплоносителя | 14 |
Подсистема контроля пульсаций расхода теплоносителя | 16 |
Подсистема контроля пульсаций температуры теплоносителя | 17 |
Подсистема контроля радиоактивных загрязнений в зоне расположения атомной станции | 23 |
Подсистема контроля технологических контуров атомной станции | 19 |
Подсистема контроля флуктуаций нейтронного поля | 13 |
Подсистема контроля ядерного реактора | 3 |
Регулирование ядерного реактора | 35 |
Сигнал аварийной защиты ядерного реактора | 26 |
Сигнал AЗ | 26 |
Сигнал ПЗ | 28 |
Сигнал предупредительной защиты ядерного реактора | 28 |
Система внутриреакторного контроля | 7 |
Система ВРК | 7 |
Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов | 11 |
Система контроля нейтронного потока ядерного реактора | 5 |
Система контроля радиационной безопасности атомной станции | 18 |
Система контроля реакторной кинетики | 4 |
Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора | 10 |
Система контроля технологических параметров ядерного реактора | 6 |
Система контроля ядерного реактора | 2 |
Система КСО твэлов | 10 |
Система управления и защиты ядерного реактора | 24 |
Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора | 12 |
Стабилизация энергораспределения ядерного реактора | 38 |
СУЗ | 24 |
Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора | 46 |
УП | 46 |
Попробуйте «Техэксперт: Базовые нормативные документы» бесплатно