allgosts.ru01. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ. ТЕРМИНОЛОГИЯ. СТАНДАРТИЗАЦИЯ. ДОКУМЕНТАЦИЯ01.040. Словари

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

Обозначение:
ГОСТ 17137-87
Наименование:
Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения
Статус:
Действует
Дата введения:
01/01/1988
Дата отмены:
-
Заменен на:
-
Код ОКС:
01.040.27, 27.120.10

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



НАЦИОНАЛЬНЫЕ

СТАНДАРТЫ

ЭНЕРГЕТИКА

Термины и определения

Издание официальное

Москва

СТАНДАРТИНФОРМ

2005

1-1-9

УДК 001.4.621.039.8:006.354 001.4.621.56:006.354 621.039.5:001.4:006.354 621.452.3.6:006.354

ОТ ИЗДАТЕЛЬСТВА

Сборник «Энергетика. Термины и определения» содержит стандарты, утвержденные до 1 марта 2005 г.

В стандарты внесены изменения и поправки, принятые до указанного срока.

Текущая информация о вновь утвержденных и пересмотренных стандартах, а также о принятых к ним изменениях и поправках публикуется в выпускаемом ежемесячно информационном указателе «Национальные стандарты»

© Стандартинформ, 2005

Группа ФОО

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Термины и определения

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

ГОСТ

17137-87

МКС 01.040.27 27.120.10 ОКСТУ 6933

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.

Термин

Определение

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

1.    Функциональный комплекс контроля ядерного реактора

2.    Система контроля ядерного реактора

Совокупность систем контроля ядерного реактора, функционирующих совместно

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

П римечание. Система контроля может содержать не все указанные виды обеспечения

Издание официальное ★

Перепечатка воспрещена

3. тора

4.

тики

Подсистема контроля ядерного реак-Система контроля реакторной кине-

D.    Kontrollsystem der Reaktorkinetik

E.    Reactor kinetics monitoring system

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

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 раек-тора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния.

Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле

р = 1 -

1

5.    Система контроля нейтронного потока ядерного реактора

D.    Neutronenflusskontrollsystem

E.    Neutron flux monitoring system

6.    Система контроля технологических параметров ядерного реактора

D.    Kontrollsystem der technologischen Parameter

E.    Process parameter monitoring system

7.    Система внутриреакторного контроля

Система ВРК

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

11.    Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов

12.    Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора

D.    Rauschdiagnostiksystem

E.    Noise diagnostics system

13.    Подсистема контроля флуктуаций нейтронного поля

14.    Подсистема контроля пульсаций давления теплоносителя

15.    Подсистема контроля вибраций оборудования

где Кэфф — эффективный коэффициент размножения нейтронов.

Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов. П римечание. В функции системы допускается включать контроль реактивности

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

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

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

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

16.    Подсистема контроля пульсаций расхода теплоносителя

17.    Подсистема контроля пульсаций температуры теплоносителя

18.    Система контроля радиационной безопасности атомной станции

19. Подсистема контроля технологических контуров атомной станции

20. Подсистема контроля производственных помещений атомной станции

21. Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции

22. Подсистема контроля выбросов и сбросов атомной станции

23. Подсистема контроля радиоактивных загрязнений в зоне расположения 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 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

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

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

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

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 ядер-ного реактора СУЗ

D.    Regel-und Schutzsystem

E.    Control and safety system

25.    Аварийная защита ядерного реактора АЗ

D.    Schnellschlusssystem

E.    Protection system

26.    Сигнал аварийной защиты ядерного реактора

Сигнал АЗ

D.    Schnellschlusssignal

E.    Protection signal

27.    Предупредительная зашита ядерного реактора

ПЗ

Е. Alarm 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

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

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

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

1-2-9

5

Термин

Определение

28.    Сигнал предупредительной защиты ядерного реактора

Сигнал ПЗ

Е. Alarm signal

29.    Аварийная защита ядерного реактора по мощности

АЗМ

D.    Leistungsschnellclilusssystem

E.    Power-level protection system

30.    Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности

АЗС

D.    Schnellschlusssystem der Leistungsan-derung

E.    Power rate-of-change protection system

31.    Аварийная защита ядерного реактора по реактивности

АЗР

D.    Reaktivitatsschnellschlusssystem

E.    Nuclear reactor reactivity protection system

32.    Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки

АЗТ

D. Schnellschlusssystem der technologi-schen Parameter

Сигнал, характеризующий срабатывание предупредительной защиты ядерного реактора

E. Process parameter protection system

33.    Подсистема аварийной защиты ядерного реактора

Е. Protection subsystem

34.    Канал аварийной защиты ядерного реактора

Канал АЗ

D.    Kanal des Schnellschutzsystems

E.    Protection channel

Подсистема системы управления защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции аварийной защиты

35.    Регулирование ядерного реактора

D.    Regelung des Kernreaktors

E.    Nuclear reactor control

36.    Подсистема автоматического регулирования ядерного реактора

АР

Е. Automatic control subsystem

37.    Канал автоматического регулирования ядерного реактора

Канал АР

D.    Kanal der automatischen Regelung

E.    Automatic control channel

Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора

Подсистема системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции автоматического регулирования ядерного реактора

38.    Стабилизация энергораспределения ядерного реактора

Е. Stabilization of power distribution

39.    Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора

D.    Verbindungslinie der Regelund Schiitz-systems

E.    Communication lines of control and safety system

Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая управление ядерным реактором с целью поддержания параметров энергораспределения на заданном уровне 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

E.    Control and safety system instrumentation

41.    Исполнительный механизм аварийной защиты ядерного реактора

Исполнительный механизм АЗ

Е. Protection system actuator

42.    Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора

Исполнительный механизм

АР

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

Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для аварийного останова ядерного реактора

Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения

D.    Triebwerk der automatischen Regelung

E.    Automatic control actuator

43. Исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора

Исполнительный механизм РР

Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором

D.    Triebwerk der Handregelung

E.    Manual actuator

44.    Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора

Исполнительный механизм КР

D.    Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs

E.    Reactivity compensation actuator

45.    Универсальный исполнительный механизм ядерного реактора

46. Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора

УП

Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности 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

Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора

D.    Stellungsanzeiger des Regelorgans

E.    Control element position indicator of control and safety system

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ

АЗ    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 АЗ 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 АЗ 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 АЗ 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

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА НЕМЕЦКОМ ЯЗЫКЕ

Kanal der automatischen Regelung    37

Kanal des Schnellschutzsystems    34

Kontrollsystem der Reaktorkinetik    4

Kontrollsystem der technologischen Parameter    6

Leistungsschellschlusssystem    29

Neutronenflusskontrollsystem    5

Rauschdiagnostiksystem    12

Reaktivitatsschnellschlusssystem    31

Regel- und Schutzsystem    24

Regel- und Schutzsystemapparatur    40

Regelung des Kernreaktors    35

Schnellsclilusssignal    26

Schnellsclilusssystem    25

Schnellschlusssystem der Leistungsanderung    30

Schnellsclilusssystem der technologischen Parameter    32

Stellungsanzeiger des Regelorgans    46

Triebwerk der automatischen Regelung    42

Triebwerk der Handregelung    43

Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs    44

Verbindungslinie des Regel- und Schutzsystems    39

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА АНГЛИЙСКОМ ЯЗЫКЕ

Alarm signal    28

Alarm system    27

Automatic control actuator    42

Automatic control channel    37

Automatic control subsystem    36

Communication lines of control and safety system    39

Control and safety system    24

Control and safety system instrumentation    40

Control element position indicator of control and safety system    46

Manual actuator    43

Neutron flux monitoring system    5

Noise diagnostics system    12

Nuclear reactor control    35

Nuclear reactor reactivity protection system    31

Power-level protection system    29

Power rate-of-change protection system    30

Process parameter monitoring system    6

Process parameter protection system    32

Protection channel    34

Protection signal    26

Protection subsystem    33

Protection system    25

Protection system actuator    41

Reactivity compensation actuator    44

Reactor kinetics monitoring system    4

Stabibzation of power distribution    38

ПРИЛОЖЕНИЕ

Справочное

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЩИХ ПОНЯТИЙ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ ПОНИМАНИЯ ТЕКСТА СТАНДАРТА

Термин

Определение

1.    Энерговыделение ядерного реактора

2.    Энергораспределение ядерного реактора

3.    Аварийная ситуация

4. Минимально контролируемый уровень мощности ядерного реактора

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

Распределение энерговыделения по активной зоне ядерного реактора

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

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

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1.    УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.03.87 № 996

2.    Стандарт полностью соответствует СТ СЭВ 5489—86

3.    ВЗАМЕН ГОСТ 17137-71, ГОСТ 17924-81 и ГОСТ 21933-76

4.    ПЕРЕИЗДАНИЕ

10