Все госты и снипы онлайн

Более 10000 документов в открытом доступе, абсолютно бесплатно

ГОСТ 28656.2-90 -

Этот документ был распознан автоматически. В блоке справа Вы можете найти скан-копию. Мы работаем над ручным распознаванием документов, однако это титанический труд и на него уходит очень много времени. Если Вы хотите помочь нам и ускорить обработку документов, Вы всегда можете сделать это, пожертвовав нам небольшую сумму денег.

Файлы для печати:

Группа O00

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ Термины и оп ления ™ pene ГОСТ Nuclear reactors. 23082—78 Terms and definitions MKC 01.040.27 27.120.10 OKCTY 6933

Дата введения 01.07.79

Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий ядерных реакторов.

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.

Нелопустимые к применению термины-синонимы приведены в качестве справочных и обозначе- Hil «Harte.

Для отдельных стандартизованных терминов 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 определяемого понятия. Изменения не должны нарушать объем и содержание понятий, определенных в настоящем стандарте.

В случаях, когда в термине содержатся все необходимые и достаточные признаки понятия, определение не приведено и в графе «Определение» поставлен прочерк.

В стандарте в качестве справочных приведены иноязычные эквиваленты стандартизованных тер- минов на немецком (0), английском (Е), французском (Е) языках.

В стандарте приведены алфавитные указатели содержащихся в нем терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов.

Термины и определения общетехнических понятий, необходимые для понимания текста стандар- та, приведены в приложении.

Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткие формы — светлым, а недопустимые синонимы — курсивом.

(Измененная релакция, Изм. № 1, 2).

Термин Определение

1. Ядерный реактор Устройство. предназначенное для организации и поддержания Реактор управляемой иепной реакции деления ядер Ндп. Атомный реактор Реактор деления Ядерный котел Атомный котел О. КегигсаКюг E. Nuclear reactor F. Reacteur nucleaire

Издание официальное Перепечатка воспрещена +.

31


Группа O00

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ Термины и оп ления ™ pene ГОСТ Nuclear reactors. 23082—78 Terms and definitions MKC 01.040.27 27.120.10 OKCTY 6933

Дата введения 01.07.79

Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий ядерных реакторов.

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.

Нелопустимые к применению термины-синонимы приведены в качестве справочных и обозначе- Hil «Harte.

Для отдельных стандартизованных терминов 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 определяемого понятия. Изменения не должны нарушать объем и содержание понятий, определенных в настоящем стандарте.

В случаях, когда в термине содержатся все необходимые и достаточные признаки понятия, определение не приведено и в графе «Определение» поставлен прочерк.

В стандарте в качестве справочных приведены иноязычные эквиваленты стандартизованных тер- минов на немецком (0), английском (Е), французском (Е) языках.

В стандарте приведены алфавитные указатели содержащихся в нем терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов.

Термины и определения общетехнических понятий, необходимые для понимания текста стандар- та, приведены в приложении.

Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткие формы — светлым, а недопустимые синонимы — курсивом.

(Измененная релакция, Изм. № 1, 2).

Термин Определение

1. Ядерный реактор Устройство. предназначенное для организации и поддержания Реактор управляемой иепной реакции деления ядер Ндп. Атомный реактор Реактор деления Ядерный котел Атомный котел О. КегигсаКюг E. Nuclear reactor F. Reacteur nucleaire

Издание официальное Перепечатка воспрещена +.

31




С. 2 ГОСТ 23082—78

Термин

2. Энергетический реактор Ндп. Электроэнергетический реактор Теплоэнергетический реактор Теплотехнический реактор D. Kraftwerksreaktor E. Power reactor F. Reacteur de puissance

3. Транспортный реактор

4. Промышленный реактор Нди. Технологический реактор Облучательный реактор Производящий реактор E. Production reactor F_ Reacteur de production 5. Экспериментальный резктор E. Expenmental reactor F_ Reacteur experimental

6. Исследовательский реактор D. Forschungsreaktor E. Research reactor F. Reacteur recherche 7. Матерналоведческий резктор Нди. Испытательный реактор E. Materials testing reactor F. Reacteur déssais de materiaux $. Импульсный реактор E. Pulsed reactor F. Reacteur pulse 9. Учебный реактор E. Training reactor F_. Reacteur déntrainement 10. Демонстрационный реактор Е. Demonstration reactor F_ Reacteur de demonstration LL. Muoronesesoit peaxrop D. Mehrzweckreaktor E. Multi-purpose reactor

12. Реактор на тепловых нейтронах

D. Thermischer Reaktor

E. Thermal! reactor

F. Reacteur 4 neutrons thermiques 13. Реактор на нейтронах

D. Mittelschneller Reaktor

Е. Intermediate reactor

F_ Reacteur 4 neutrons intermadiaires 14. Реактор на быстрых нейтронах

D. Schneller Reaktor

Е. Fast reactor

F. Reacteur rapide

Определение

Ядерный реактор, главным назначением которого является выработка энергии

Энергетический реактор, предназначенный для использования в качестве источника энергии для движения транспортного средства, на котором он установлен.

Примечание. Допускается конкретизация термина по виду транспортного средства, например судовой реактор Ядерный реактор. предназначенный для промышленного про-

изводства в полях нейтронного и гамма-излучения новых материалов, включая радиоактивные изотопы. или используемый в качестве источника ионизирующих излучений для облучения материалов и изделий

Ядерный реактор. предназначенный для использования в качестве объекта исследований для получения данных по физике и тех- нологии реакторов, необходимых для проектирования и разработ- ки реакторов подобного типа или их составных частей

Ядерный реактор, предназначенный для проведения фундаментальных и прикладных исследований, при которых нейтроны и гамма-кванты используются как инструмент или объект исследований

Исследовательский реактор, предназначенный для изучения свойств материалов в полях нейтронного и гамма-излучения, в том числе для проведения испытаний тепловыделякицих элементов и сборок

Ядерный реактор, предназначенный для получения самогасящихся или регулируемых во времени импульсов мощности

Ядерный реактор. предназначенный для показа технической осушествимости реакторов подобного типа

Ядерный реактор, предназначенный для одновременного вы- полнения нескольких различных задач.

Примечание. Допускается конкретизация термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелевой реактор Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топ-

лива обусловлена тепловыми нейтронами

Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами

Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами

32


С. 2 ГОСТ 23082—78

Термин

2. Энергетический реактор Ндп. Электроэнергетический реактор Теплоэнергетический реактор Теплотехнический реактор D. Kraftwerksreaktor E. Power reactor F. Reacteur de puissance

3. Транспортный реактор

4. Промышленный реактор Нди. Технологический реактор Облучательный реактор Производящий реактор E. Production reactor F_ Reacteur de production 5. Экспериментальный резктор E. Expenmental reactor F_ Reacteur experimental

6. Исследовательский реактор D. Forschungsreaktor E. Research reactor F. Reacteur recherche 7. Матерналоведческий резктор Нди. Испытательный реактор E. Materials testing reactor F. Reacteur déssais de materiaux $. Импульсный реактор E. Pulsed reactor F. Reacteur pulse 9. Учебный реактор E. Training reactor F_. Reacteur déntrainement 10. Демонстрационный реактор Е. Demonstration reactor F_ Reacteur de demonstration LL. Muoronesesoit peaxrop D. Mehrzweckreaktor E. Multi-purpose reactor

12. Реактор на тепловых нейтронах

D. Thermischer Reaktor

E. Thermal! reactor

F. Reacteur 4 neutrons thermiques 13. Реактор на нейтронах

D. Mittelschneller Reaktor

Е. Intermediate reactor

F_ Reacteur 4 neutrons intermadiaires 14. Реактор на быстрых нейтронах

D. Schneller Reaktor

Е. Fast reactor

F. Reacteur rapide

Определение

Ядерный реактор, главным назначением которого является выработка энергии

Энергетический реактор, предназначенный для использования в качестве источника энергии для движения транспортного средства, на котором он установлен.

Примечание. Допускается конкретизация термина по виду транспортного средства, например судовой реактор Ядерный реактор. предназначенный для промышленного про-



изводства в полях нейтронного и гамма-излучения новых материалов, включая радиоактивные изотопы. или используемый в качестве источника ионизирующих излучений для облучения материалов и изделий

Ядерный реактор. предназначенный для использования в качестве объекта исследований для получения данных по физике и тех- нологии реакторов, необходимых для проектирования и разработ- ки реакторов подобного типа или их составных частей

Ядерный реактор, предназначенный для проведения фундаментальных и прикладных исследований, при которых нейтроны и гамма-кванты используются как инструмент или объект исследований

Исследовательский реактор, предназначенный для изучения свойств материалов в полях нейтронного и гамма-излучения, в том числе для проведения испытаний тепловыделякицих элементов и сборок

Ядерный реактор, предназначенный для получения самогасящихся или регулируемых во времени импульсов мощности

Ядерный реактор. предназначенный для показа технической осушествимости реакторов подобного типа

Ядерный реактор, предназначенный для одновременного вы- полнения нескольких различных задач.

Примечание. Допускается конкретизация термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелевой реактор Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топ-

лива обусловлена тепловыми нейтронами

Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами

Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами

32


i.

Термин

15. Гомогенный реактор D. Homogener Reaktor E. Homogeneous reactor F. Reacteur homogene

16. Гетерогенный реактор D. Heterogener Reaktor

E. Heterogeneous reactor F. Reacteur heterogenc

17. Paso¢asmetii peaxtop

18. Корпусный реактор

Ндп. Баковый реактор

E. Tank reactor

F. Reacteur 4 coeur ferme 19. Канальный реактор

D. Druckrihrenreaktor

E. Pressure tube reactor

F. Reacteur a tubes de force 20. Бассейновый реактор

Han. Погружной реактор

Плавающий реактор E. Pool reactor F. Reacteur piscine

21. Интегральный реактор D. Integrierter Reaktor

E. Integral reactor

F. Reacteur 4 echangeur integre 22. Высокотемпературный реактор

ВТР

D. Hochtemperaturreaktor

E. Hign temperature reactor

Е. Reacteur 4 haute temperature

23. Реактор-конвертер Конвертер D. Konverterreaktor E. Converter FP. Reacteur convertisseur 24. Реактор-размножитель Размножитель Han. Spudep D. Brutreaktor E. Breeder PF. Reacteur surregenerateur

25. Термоэлектрический реактор

E. Thermoelectric reactor

26. Термоэмиссионный реактор Е. Reactor of thermionic conversion

27. Кипящий реактор D. Siedewasserreaktor E. Boiling water reactor Е. Reacteur bouillant

1-9

ГОСТ 23082—78 С. 3

Определение

Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы рас- пределены таким образом, что сго нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона

Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы рас- пределены таким образом, что его нейтронные характеристики не могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона

Ядерный реактор, в активной зоне которого делящесся вешество находится в газообразном состоянии

Ядерный реактор, активная зона которого находится в корпу- се, способном выдержать термические нагрузки и давление теплоносителя

Гетерогенный реактор. в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметич- ных технологических каналах, способных выдержать давление теплоносителя

Ядерный реактор, активная зона которого расположена внутри заполненного водой бассейна.

Примечание. Если активная зона погружена в бассейн, но находится в герметичном корпусе или состоит из отдельных герметичных каналов, то реактор считается корпусным или канальным Ядерный реактор. в корпусе которого расположено основное

оборудование первого контура

Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, считающшуюся высокой для данного теплоносителя в настоящий момент времени.

Примечание. В настоящий момент времени указанная температура должна быть не менее 650 °С



Ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым

Ядерный реактор, в процессе работы которого производится ядерное топливо в количествах больших, чем сжигаемое

Ядерный реактор, в котором используется термоэлектричес- кий метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую

Ядерный реактор, в котором используется термоэмиссионный метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую

Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осушествляется теплоносителем в кипящем состоянии

33


i.

Термин

15. Гомогенный реактор D. Homogener Reaktor E. Homogeneous reactor F. Reacteur homogene

16. Гетерогенный реактор D. Heterogener Reaktor

E. Heterogeneous reactor F. Reacteur heterogenc

17. Paso¢asmetii peaxtop

18. Корпусный реактор

Ндп. Баковый реактор

E. Tank reactor

F. Reacteur 4 coeur ferme 19. Канальный реактор

D. Druckrihrenreaktor

E. Pressure tube reactor

F. Reacteur a tubes de force 20. Бассейновый реактор

Han. Погружной реактор

Плавающий реактор E. Pool reactor F. Reacteur piscine

21. Интегральный реактор D. Integrierter Reaktor

E. Integral reactor

F. Reacteur 4 echangeur integre 22. Высокотемпературный реактор

ВТР

D. Hochtemperaturreaktor

E. Hign temperature reactor

Е. Reacteur 4 haute temperature

23. Реактор-конвертер Конвертер D. Konverterreaktor E. Converter FP. Reacteur convertisseur 24. Реактор-размножитель Размножитель Han. Spudep D. Brutreaktor E. Breeder PF. Reacteur surregenerateur

25. Термоэлектрический реактор

E. Thermoelectric reactor

26. Термоэмиссионный реактор Е. Reactor of thermionic conversion

27. Кипящий реактор D. Siedewasserreaktor E. Boiling water reactor Е. Reacteur bouillant

1-9

ГОСТ 23082—78 С. 3

Определение

Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы рас- пределены таким образом, что сго нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона

Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы рас- пределены таким образом, что его нейтронные характеристики не могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миграции нейтрона

Ядерный реактор, в активной зоне которого делящесся вешество находится в газообразном состоянии

Ядерный реактор, активная зона которого находится в корпу- се, способном выдержать термические нагрузки и давление теплоносителя

Гетерогенный реактор. в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметич- ных технологических каналах, способных выдержать давление теплоносителя

Ядерный реактор, активная зона которого расположена внутри заполненного водой бассейна.

Примечание. Если активная зона погружена в бассейн, но находится в герметичном корпусе или состоит из отдельных герметичных каналов, то реактор считается корпусным или канальным Ядерный реактор. в корпусе которого расположено основное

оборудование первого контура

Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, считающшуюся высокой для данного теплоносителя в настоящий момент времени.

Примечание. В настоящий момент времени указанная температура должна быть не менее 650 °С

Ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым

Ядерный реактор, в процессе работы которого производится ядерное топливо в количествах больших, чем сжигаемое

Ядерный реактор, в котором используется термоэлектричес- кий метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую

Ядерный реактор, в котором используется термоэмиссионный метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую

Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осушествляется теплоносителем в кипящем состоянии

33




С. 4 ГОСТ 23082—78

Термин

25. Реактор с водой под давлением Нди. Реактор давления О. Druckwasserreaktor E. Pressurized water reactor F. Reacteur 4 fluide sous pression 29. Водо-водяной реактор

30. Водо-воляной энергетический реактор

31. Реактор с прямым циклом О. Reaktor mit direktem Kreislauf Е. Direct-cycle reactor F. Reacteur 4 cycle direct 32. Реактор с газовым охлаждением Газоохлаждаемый реактор Нди. Газовый реактор D. Gasgekithiter Reaktor E. Gas-cooled reactor

33. Оргавический резктор E. Organic reactor 34. Жидкометаллический реактор E. Metal liquid reactor 35. Реактор на расплавленных солях

36. Графитовый реактор D. Graphitreaktor

E. Graphite moderated reactor 37. Тажеловодный D. Schwerwasserreaktor E. Heavy water reactor 38. Саморегулирующийся реактор E. Self-regulation reactor Е. Reacteur 4 autoregulation 39. Стационарный реактор E. Stationary reactor 40. Передвижной реактор Нди. Траяспортабельный реактор E. Transportable reactor 41. Активная зона ядерного реактора Активная зона D. Aktiven Zone E. Core F. Coeur 42. Зона воспроизводства ядерного реактора Зона воспроизводства D. Brutzone E. Blanket F_ Couche fertile 43. Запальная зона ядерного реактора Запальная зона Нди. Зона возбуждения Запал 44. Пусковой источник нейтронов

Определение

Ядерный реактор. в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном. осуществляется водой с температу- рой ниже температуры насыщения

Ядерный реактор, в котором теплоносителем и замедлителем является вода

Корпусной водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением

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

Ядерный реактор, в котором теплоноситель находится в газообразном состоянии. Примечание. Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелисвым охлаждением, реактор © воздушным охлаждением, реактор с охлаждением диссопиирующими газами Ядерный реактор. в котором теплоносителем является органическое вещество

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

Ядерный реактор. в котором теплоносителем являются соли в расплавленном состоянии

Ядерный реактор, в котором замеллителем является графит

Ядерный реактор. в котором замедлителем является тяжелая noma

Ядерный реактор, обладающий свойствами самостоятельно компенсировать изменения реактивности

Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатации которого обусловлены постоянством сего местоположения

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

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

Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий матс- риал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива

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

Источник нейтронов, предназначенный для увеличения плот- ности потока нейтронов при пуске ядерного реактора и проведс- нии пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мошности реактора

4


С. 4 ГОСТ 23082—78

Термин

25. Реактор с водой под давлением Нди. Реактор давления О. Druckwasserreaktor E. Pressurized water reactor F. Reacteur 4 fluide sous pression 29. Водо-водяной реактор

30. Водо-воляной энергетический реактор

31. Реактор с прямым циклом О. Reaktor mit direktem Kreislauf Е. Direct-cycle reactor F. Reacteur 4 cycle direct 32. Реактор с газовым охлаждением Газоохлаждаемый реактор Нди. Газовый реактор D. Gasgekithiter Reaktor E. Gas-cooled reactor

33. Оргавический резктор E. Organic reactor 34. Жидкометаллический реактор E. Metal liquid reactor 35. Реактор на расплавленных солях

36. Графитовый реактор D. Graphitreaktor

E. Graphite moderated reactor 37. Тажеловодный D. Schwerwasserreaktor E. Heavy water reactor 38. Саморегулирующийся реактор E. Self-regulation reactor Е. Reacteur 4 autoregulation 39. Стационарный реактор E. Stationary reactor 40. Передвижной реактор Нди. Траяспортабельный реактор E. Transportable reactor 41. Активная зона ядерного реактора Активная зона D. Aktiven Zone E. Core F. Coeur 42. Зона воспроизводства ядерного реактора Зона воспроизводства D. Brutzone E. Blanket F_ Couche fertile 43. Запальная зона ядерного реактора Запальная зона Нди. Зона возбуждения Запал 44. Пусковой источник нейтронов

Определение

Ядерный реактор. в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном. осуществляется водой с температу- рой ниже температуры насыщения

Ядерный реактор, в котором теплоносителем и замедлителем является вода

Корпусной водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением

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

Ядерный реактор, в котором теплоноситель находится в газообразном состоянии. Примечание. Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелисвым охлаждением, реактор © воздушным охлаждением, реактор с охлаждением диссопиирующими газами Ядерный реактор. в котором теплоносителем является органическое вещество



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

Ядерный реактор. в котором теплоносителем являются соли в расплавленном состоянии

Ядерный реактор, в котором замеллителем является графит

Ядерный реактор. в котором замедлителем является тяжелая noma

Ядерный реактор, обладающий свойствами самостоятельно компенсировать изменения реактивности

Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатации которого обусловлены постоянством сего местоположения

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

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

Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий матс- риал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива

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

Источник нейтронов, предназначенный для увеличения плот- ности потока нейтронов при пуске ядерного реактора и проведс- нии пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мошности реактора

4


Термин

Отражатель Нди. Нейтронная подпорка D. Reflektor E_ Reflector FP. Réflecteur 47. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора Твэл D. Brennstab E. Fuel clement F. Element combustible 4%. Измерительный — тепловыделяющий элемент ядерного реактора Измерительный твэл 49. Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора Сердечник твэла 5). Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора Оболочка тнэла D. Brennstabhillle E_ Cladding F. Gaine

$1. (Исключен, Изм. № 2).

52. Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора Наполнитель пэла

53. Оболочка поглощающего элемента

ядерного реактора Оболочка Mana

54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора ТВС Нди. Лакет D. Brennelement E. Fuel assembly F_ Assemblage combustible

55. Измерительная тепловылеляющая сбор- ка ядерного реактора Измерительная ТВС

5%. Сборка поглощающих элементов ядер- ного реактора Сборка пэлов

57. Рабочий орган системы управления и зашиты ядерного реактора Орган СУЗ D. Steucrelement E. Control member F. Elément de commande

3-1"

ГОСТ 23082—78 С. 5

Определение

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

Часть ядерного реактора, содержашая материалы, замедляю- шие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны

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

Тепловыделякиций элемент ядерного реактора, оснащенный измерительными преобразователями

Часть тепловыделякицего элемента ядерного реактора, содер- жашая лелящисся и (или) воспроизводящие ядерные материалы в виде топливных композиций

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

Часть поглошающего элемента ядерного реактора, содержащая материалы, поглощающие нейтроны

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

Сборочная сдиница 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 тепловыделякицих элементов, поглошающие элементы, сборочные сдиницы и детали Тепловыделякицая сборка ядерного реактора, оснащенная из-

мерительными преобразователями

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

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


Термин

Отражатель Нди. Нейтронная подпорка D. Reflektor E_ Reflector FP. Réflecteur 47. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора Твэл D. Brennstab E. Fuel clement F. Element combustible 4%. Измерительный — тепловыделяющий элемент ядерного реактора Измерительный твэл 49. Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора Сердечник твэла 5). Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора Оболочка тнэла D. Brennstabhillle E_ Cladding F. Gaine



$1. (Исключен, Изм. № 2).

52. Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора Наполнитель пэла

53. Оболочка поглощающего элемента

ядерного реактора Оболочка Mana

54. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора ТВС Нди. Лакет D. Brennelement E. Fuel assembly F_ Assemblage combustible

55. Измерительная тепловылеляющая сбор- ка ядерного реактора Измерительная ТВС

5%. Сборка поглощающих элементов ядер- ного реактора Сборка пэлов

57. Рабочий орган системы управления и зашиты ядерного реактора Орган СУЗ D. Steucrelement E. Control member F. Elément de commande

3-1"

ГОСТ 23082—78 С. 5

Определение

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

Часть ядерного реактора, содержашая материалы, замедляю- шие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны

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

Тепловыделякиций элемент ядерного реактора, оснащенный измерительными преобразователями

Часть тепловыделякицего элемента ядерного реактора, содер- жашая лелящисся и (или) воспроизводящие ядерные материалы в виде топливных композиций

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

Часть поглошающего элемента ядерного реактора, содержащая материалы, поглощающие нейтроны

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

Сборочная сдиница 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 тепловыделякицих элементов, поглошающие элементы, сборочные сдиницы и детали Тепловыделякицая сборка ядерного реактора, оснащенная из-

мерительными преобразователями

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

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


С. 6 ГОСТ 23082—78

Термин

58. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного резк-

Исполнительный механизм СУЗ 59. Привод системы управления и защиты ядерного реактора Привод СУЗ 60. Корпус ядерного реактора Корпус D. Reaktorbehalter E. Reactor vessel Е. Caisson de réacteur

61. Крышка корпуса ядерного реактора Крышка корпуса

62. Бак металловодной зашиты ядерного

реактора Бак МВЗ 63. Внутреннее хранилище ядерного ре-

актора Внутреннее хранилище

64. Облучательное устройство ядерного реактора Облучательное устройство

65. Тепловая колонна ядерного реактора E. Thermal column

F. Colonne thermique 66. Канальный реактор большой мошнос-

ти PBMK

67. Термоядерный реактор ТЯР

E. Fusion reactor 6$. Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы E. Magnetic confined fusion reactor 69. Реактор-токамак E. Tokamak 70. Термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы E. Inertial confined fusion reactor 71. Чистый термоядерный реактор E. Pure fusion reactor 72. Гибридный термоядерный реактор E. Hybrid fusion reactor 73. Электроядерный реактор ЭЛЯР E. Electronuclear reactor 74. Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора СВП E. Burnable poison rod F_ Barre de poison consommoble

Определение

Устройство. состоящее из привода СУЗ, рабочего органа СУЗ и соединительных элементов, предназначенное для изменения рс- активности ядерного реактора

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

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 внут- рикорпусного пространства.



2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении Съемная часть корпуса ядерного реактора, предназначенная

для его уплотнения, воспринимающая внутреннее давление в рс- акторе и служащая для вывода органов управления и контроля

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

Полость внутри корпуса ядерного реактора. имекицая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок

Устройство ядерного реактора, устанавливаемое в ядерный рс- актор, предназначенное для облучения объекта испытания или исследования и (или) оценки в рабочих условиях значительной части параметров изделий, применяемых в ядерных реакторах

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

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

Ядерный реактор, в котором осуществляется управляемая реакция синтеза ядер

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

Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы, вы- полненный в форме тора

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

Термоядерный реактор, бланкет которого не содержит делящисся нуклиды

Термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящис- ся нуклиды

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

Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавлинаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговы- деления. обеспечения заданной длительности выгорания топлива.

Примечание. Принции действия элемента основан на постоянном падении поглошаюнщщей способности вследствие вы- горания поглотителя

%


С. 6 ГОСТ 23082—78

Термин

58. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного резк-

Исполнительный механизм СУЗ 59. Привод системы управления и защиты ядерного реактора Привод СУЗ 60. Корпус ядерного реактора Корпус D. Reaktorbehalter E. Reactor vessel Е. Caisson de réacteur

61. Крышка корпуса ядерного реактора Крышка корпуса

62. Бак металловодной зашиты ядерного

реактора Бак МВЗ 63. Внутреннее хранилище ядерного ре-

актора Внутреннее хранилище

64. Облучательное устройство ядерного реактора Облучательное устройство

65. Тепловая колонна ядерного реактора E. Thermal column

F. Colonne thermique 66. Канальный реактор большой мошнос-

ти PBMK

67. Термоядерный реактор ТЯР

E. Fusion reactor 6$. Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы E. Magnetic confined fusion reactor 69. Реактор-токамак E. Tokamak 70. Термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы E. Inertial confined fusion reactor 71. Чистый термоядерный реактор E. Pure fusion reactor 72. Гибридный термоядерный реактор E. Hybrid fusion reactor 73. Электроядерный реактор ЭЛЯР E. Electronuclear reactor 74. Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора СВП E. Burnable poison rod F_ Barre de poison consommoble

Определение

Устройство. состоящее из привода СУЗ, рабочего органа СУЗ и соединительных элементов, предназначенное для изменения рс- активности ядерного реактора

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

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 внут- рикорпусного пространства.

2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении Съемная часть корпуса ядерного реактора, предназначенная

для его уплотнения, воспринимающая внутреннее давление в рс- акторе и служащая для вывода органов управления и контроля

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

Полость внутри корпуса ядерного реактора. имекицая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок

Устройство ядерного реактора, устанавливаемое в ядерный рс- актор, предназначенное для облучения объекта испытания или исследования и (или) оценки в рабочих условиях значительной части параметров изделий, применяемых в ядерных реакторах

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

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



Ядерный реактор, в котором осуществляется управляемая реакция синтеза ядер

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

Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы, вы- полненный в форме тора

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

Термоядерный реактор, бланкет которого не содержит делящисся нуклиды

Термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящис- ся нуклиды

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

Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавлинаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговы- деления. обеспечения заданной длительности выгорания топлива.

Примечание. Принции действия элемента основан на постоянном падении поглошаюнщщей способности вследствие вы- горания поглотителя

%


75.

76.

77.

78.

Термин

Регулирующий стержень ядерного ре-

актора РС

О. Steuerstab

E. Control rod

F. Barre de commande d‘un reacteur Компенсирующий стержень ядерного реактора

КС

D. Trimmelement

Е. Shim rod

F. Barre de compensation

Стержень аварийной защиты ядерного

реактора Стержень АЗ Ндп. Аварийный стержень Аварийно-компенсирукиций стержень Стоп-стержень D. Regelstab fux Notabshaltung Е. Emergency shutdown rod F. Barre d‘arrent d'urgence Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора ОРТВС

79. Дистанционирующая решетка тепловы- деляющей сборки ядерного реактора ДРТВС

80.

Канал ядерного реактора Канал

О. Капае

E. Channel

F. Canal

$1. Технологический канал ядерного реактора

82.

Технологический канал D. Technologischen Kanale E. Fuel channel

Е. Canal de combustible

Экспериментальный канал ядерного

реактора

83.

84.

Экспериментальный канал О. Versuchskanale

E. Experimental channel

Е. Canal experimental

Петлевой канал ядерного реактора Петлевой канал

Бассейн ядерного реактора Е. Pool F. Piscine

POCT 23082—78 C. 7

Определение

Рабочий орган СУЗ для регулирования мошности ядерного реактора

Рабочий орган СУЗ. обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурны- ми эффектами отравления реактора и выгоранием топлива

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

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, при помоши которого тепловыделяющие элементы удер- живаются в потокс теплоносителя

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, обеспечивающий заданное расположение тепловыделяю- щих элементов ядерного реактора в поперечном сечении тепловыделяющей сборки по всей се длине

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 уст- ройства герметизации внутриканального пространства Канал ядерного реактора. оборудованный для размещения

тепловыделяюищей сборки, предназначенной для образования критической массы, генерирования тепловой энергии и (или) потока нейтронов и гамма-квантов

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

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



Резервуар с водой, сообщающийся с объемом, заполненным воздушной средой при атмосферном давлении, предназначенный для размешения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения зашиты персонала от ионизирующего излучения

37


75.

76.

77.

78.

Термин

Регулирующий стержень ядерного ре-

актора РС

О. Steuerstab

E. Control rod

F. Barre de commande d‘un reacteur Компенсирующий стержень ядерного реактора

КС

D. Trimmelement

Е. Shim rod

F. Barre de compensation

Стержень аварийной защиты ядерного

реактора Стержень АЗ Ндп. Аварийный стержень Аварийно-компенсирукиций стержень Стоп-стержень D. Regelstab fux Notabshaltung Е. Emergency shutdown rod F. Barre d‘arrent d'urgence Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора ОРТВС

79. Дистанционирующая решетка тепловы- деляющей сборки ядерного реактора ДРТВС

80.

Канал ядерного реактора Канал

О. Капае

E. Channel

F. Canal

$1. Технологический канал ядерного реактора

82.

Технологический канал D. Technologischen Kanale E. Fuel channel

Е. Canal de combustible

Экспериментальный канал ядерного

реактора

83.

84.

Экспериментальный канал О. Versuchskanale

E. Experimental channel

Е. Canal experimental

Петлевой канал ядерного реактора Петлевой канал

Бассейн ядерного реактора Е. Pool F. Piscine

POCT 23082—78 C. 7

Определение

Рабочий орган СУЗ для регулирования мошности ядерного реактора

Рабочий орган СУЗ. обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурны- ми эффектами отравления реактора и выгоранием топлива

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

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, при помоши которого тепловыделяющие элементы удер- живаются в потокс теплоносителя

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, обеспечивающий заданное расположение тепловыделяю- щих элементов ядерного реактора в поперечном сечении тепловыделяющей сборки по всей се длине

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 уст- ройства герметизации внутриканального пространства Канал ядерного реактора. оборудованный для размещения

тепловыделяюищей сборки, предназначенной для образования критической массы, генерирования тепловой энергии и (или) потока нейтронов и гамма-квантов

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

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

Резервуар с водой, сообщающийся с объемом, заполненным воздушной средой при атмосферном давлении, предназначенный для размешения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения зашиты персонала от ионизирующего излучения

37


С. 8 ГОСТ 23082—78

Термин



$5. Биологическая защита ядерного реактора

$6. Выгородка активной зоны ядерного реактора Выгородка

57. Шахта ядерного реактора Шахта

$8. Блок зашитных труб ядерного реактора БЗТ

$9. Верхний блок ядерного реактора Верхний блок

90. Топливный тепловыделяющий элемент ядерного реактора TO!

91. Сырьевой тепловыделяющий элемент ядерного реактора СЭЛ

92. Зашитная оболочка ядерного реактора Защитная оболочка E. Primary containment

93. Поглощающий тепловыделяющий эле-

мент ядерного реактора now

94. Кассета ядерного реактора Кассета

95. Бланкет термоядерного реактора E. Blanket

96. Первая стенка термоядерного реактора E. First wall

97. Дивертор термоядерного реактора Е. Омейог

95. Драйвер E. Driver

99. Пеллета E. Pellet

Определение

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

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

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

Устройство. состоящее из решеток, соединенных защитными трубами, предназначенное для фиксации головок тепловыделяю- щей сборки ядерного реактора, для удержания от всплытия внут- рикорпусных устройств и ТВС активной зоны, для зашиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя

Устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размешения приводов системы управления и защиты и организации перемещения аппаратуры внутрирсакторного контроля

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

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

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

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит вешество, хорошо поглошающее нейтроны, и который предназначен для управления реактивнос- тью ядерного реактора

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

Устройство термоядерного реактора, расположенное за областью реакции синтеза, предназначенное для использования нейт- ронов, генерируемых в реакции синтеза

Устройство термоядерного реактора, отделяющее область рс- акции синтеза от области размешения остальных устройств тер- моядерного реактора

Устройство термоядерного реактора © магнитным удержанием плазмы, предназначенное для удаления из плазмы примсс- ных ионов

Устройство, предназначенное для инициирования ядерной реакции в ядерном реакторе

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

66—99. (Введены дополнительно, Изм. № 2).


С. 8 ГОСТ 23082—78

Термин

$5. Биологическая защита ядерного реактора

$6. Выгородка активной зоны ядерного реактора Выгородка

57. Шахта ядерного реактора Шахта

$8. Блок зашитных труб ядерного реактора БЗТ

$9. Верхний блок ядерного реактора Верхний блок

90. Топливный тепловыделяющий элемент ядерного реактора TO!

91. Сырьевой тепловыделяющий элемент ядерного реактора СЭЛ

92. Зашитная оболочка ядерного реактора Защитная оболочка E. Primary containment

93. Поглощающий тепловыделяющий эле-

мент ядерного реактора now

94. Кассета ядерного реактора Кассета

95. Бланкет термоядерного реактора E. Blanket

96. Первая стенка термоядерного реактора E. First wall

97. Дивертор термоядерного реактора Е. Омейог

95. Драйвер E. Driver

99. Пеллета E. Pellet



Определение

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

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

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

Устройство. состоящее из решеток, соединенных защитными трубами, предназначенное для фиксации головок тепловыделяю- щей сборки ядерного реактора, для удержания от всплытия внут- рикорпусных устройств и ТВС активной зоны, для зашиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя

Устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размешения приводов системы управления и защиты и организации перемещения аппаратуры внутрирсакторного контроля

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

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

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

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит вешество, хорошо поглошающее нейтроны, и который предназначен для управления реактивнос- тью ядерного реактора

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

Устройство термоядерного реактора, расположенное за областью реакции синтеза, предназначенное для использования нейт- ронов, генерируемых в реакции синтеза

Устройство термоядерного реактора, отделяющее область рс- акции синтеза от области размешения остальных устройств тер- моядерного реактора

Устройство термоядерного реактора © магнитным удержанием плазмы, предназначенное для удаления из плазмы примсс- ных ионов

Устройство, предназначенное для инициирования ядерной реакции в ядерном реакторе

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

66—99. (Введены дополнительно, Изм. № 2).


ГОСТ 23082—78 С.9

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ

Бак МВЗ

Бак металловодной защиты ядерного реактора Бассейн ядерного реактора

БТ

Бланкет термоядерного реактора

Блок верхний

Блок зашитных труб ядерного реактора Блок ядерного реактора верхний

Бридер

ВВР

ВВЭР

ВТР

Выгородка

Выгородка активной зоны ядерного реактора Дивертор термоядерного реактора

Драйвер

ДР ТВС

Запал

Защита ядерного реактора биологическая

Зона активная

Зона возбуждения

Зона воспроизводства

Зона воспроизводства ядерного реактора

Зона запальная

Зона ядерного реактора активная

Зона ядерного реактора запальная

Источник нейтронов пусковой

Канал

Канал петлевой

Канал технологический

Канал экспериментальный

Канал ядерного реактора

Канал ядерного реактора петлевой

Канал ядерного реактора технологический

Канал ядерного реактора экспериментальный Кассета

Кассета ядерного реактора

Кладка

Кладка ядерного реактора

Колонна ядерного резктора тепловая

Конвертер

Корпус

Корпус ядерного реактора

Котел атомный

Котел ядерный

Крышка корпуса

_ корпуса ядерного реактора

Механизм системы управления и защиты ядерного реактора исполнительный Механизм СУЗ исполнительный

Наполнитель поглошающего элемента ядерного реактора Наполнитель пэла

Оболочка защитная

Оболочка поглощающего элемента ядерного резктора Оболочка пэла

Оболочка твэла

Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора Орган системы управления и защиты ядерного реактора рабочий Орган СУЗ

ОР ТВС

3 39

RoSESESEENRSESESE

heer LL mW wee =

43


ГОСТ 23082—78 С.9

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ

Бак МВЗ

Бак металловодной защиты ядерного реактора Бассейн ядерного реактора

БТ

Бланкет термоядерного реактора

Блок верхний

Блок зашитных труб ядерного реактора Блок ядерного реактора верхний

Бридер

ВВР

ВВЭР

ВТР

Выгородка

Выгородка активной зоны ядерного реактора Дивертор термоядерного реактора

Драйвер

ДР ТВС

Запал

Защита ядерного реактора биологическая

Зона активная

Зона возбуждения

Зона воспроизводства

Зона воспроизводства ядерного реактора

Зона запальная

Зона ядерного реактора активная

Зона ядерного реактора запальная

Источник нейтронов пусковой

Канал

Канал петлевой

Канал технологический

Канал экспериментальный

Канал ядерного реактора

Канал ядерного реактора петлевой

Канал ядерного реактора технологический

Канал ядерного реактора экспериментальный Кассета

Кассета ядерного реактора

Кладка

Кладка ядерного реактора

Колонна ядерного резктора тепловая

Конвертер

Корпус

Корпус ядерного реактора

Котел атомный

Котел ядерный

Крышка корпуса

_ корпуса ядерного реактора

Механизм системы управления и защиты ядерного реактора исполнительный Механизм СУЗ исполнительный

Наполнитель поглошающего элемента ядерного реактора Наполнитель пэла

Оболочка защитная

Оболочка поглощающего элемента ядерного резктора Оболочка пэла

Оболочка твэла

Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора Орган системы управления и защиты ядерного реактора рабочий Орган СУЗ

ОР ТВС

3 39

RoSESESEENRSESESE

heer LL mW wee =

43


Похожие документы