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

ГОСТ 23082-78 Реакторы ядерные. Термины и определения

Обозначение:
ГОСТ 23082-78
Наименование:
Реакторы ядерные. Термины и определения
Статус:
Действует
Дата введения:
06/30/1979
Дата отмены:
-
Заменен на:
-
Код ОКС:
01.040.27, 27.120.10

Текст ГОСТ 23082-78 Реакторы ядерные. Термины и определения



Цена 10 коп.

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ГОСТ 23082—78

Издание официальное

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ

Москва

УДК 001.4 : 621.039.5 : 006.354    Группа ФО0

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ Термины и определения

Nuclear reactors. Terms and definitions

гост

23082-78

ОК.СТУ 6933

Дата введения    с 01.07.79

Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий ядерных реакторов.

Термины, установленные настоящим стандартом, обязательны для применения во всех видах документации и литературы, входящих в сферу действия стандартизации или использующих результаты этой деятельности.

1.    Стандартизованные термины с определениями приведены в табл. 1.

2.    Для каждого понятия установлен один стандартизованный термин.

Применение терминов — синонимов стандартизованного термина не допускается. Недопустимые к применению термины-синонимы приведены в табл. 1 в качестве справочных и обозначены пометой «Ндп».

2.1.    Для отдельных стандартизованных терминов в табл. 1 приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования.

2.2.    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 данном стандарте.

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

2.4.    В табл. 1 в качестве справочных приведены иноязычные эквиваленты стандартизованных терминов на немецком (D), английском (Е), французском (F) языках.

Издание официальное    Перепечатка воспрещена

*

© Издательство стандартов, 1988

3.    Алфавитные указатели содержащихся в стандарте терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов приведены в табл. 2—5.

4.    Термины и определения общетехнических понятий, необходимые для понимания текста стандарта, приведены в приложении.

5.    Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткая форма — светлым, а недопустимые синонимы — курсивом.

(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).

Таблица 1

Термин

О тределенке

1. Ядерный реактор

Реактор

Ндп. Атомный реактор Реактор деления Ядерный котел Атомный котел D Kernreaktor

E.    Nuclear reactor

F Reacteur nucleaire

2    Энергетический реактор Ндп. Электроэнергетический

реактор

Т еплоэнергетический реактор

X еплотехнический реактор

D. Krattwerksreaktor Е Power reactor

F.    Reacteur de puissance

3    Транспортный реактор

4.    Промышленный реактор Ндп. Xехнологический реактор

Обличительный реактор Производящий реактор

E.    Production reactor

F.    Reacteur de production

5.    Экспериментальный реактор

E.    Experimental reactor

F.    Reacteur experimental

Устройство, предназначенное для^ организации и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер

Ядерный реактор, главным назначением которого явзяется выработка энергии

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

Пр имечание. Допускается конкретизация термина по виду транспортного средства, например, судовой реактор

Ядерпый реактор, предназначенный для промышленного производства 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 технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторов подобного типа или их составных частей

к

6    Исследовательский реактор

D Forschungsreaktor Е Research reactor F Reacteur recherche

7    Материаловедческий реактор

Ндп, Испытательный реактор

Е Materials testing reactor F Reacteur dessa^s de ma-teriaux

8    Импульсный реактор

E. Pulsed reactor F Reacteur pulse

9    Учебный реактор

E Training reactor F Reacteur dentrainement

10    Демонстрационный реактор

E Demonstration reactor F Reacteur de demonstra tion

11    Многоцелевой реактор

D Mehrzweckreaktor E Multi-purpose reactor

12    Реактор на тепловых нейтронах

D Thermischer Reaktor E Thermal reactor F Reacteur a neutrons ther-miques

13    Реактор на промежуточных нейтронах

D Mittelschneller Reaktor E Intermediate reactor F Reacteur a neutrons in-termadiaires

14    Реактор на быстрых нейтронах

D Schneller Reaktor E Fast reactor F Reacteur rapide

15    Гомогенный реактор

D Homogener Reaktor E Homogeneous reactor F Reacteur homogene

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 тепловыделяющих элементов и сборок

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

Ядерный реактор, предназначенный для показа технической осуществимости реакторов подобного типа

Ядерный реактор, предназначенный для одновременного выполнения нескольких различных задач.

Примечание Допускается конкретизация термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелевой реактор

Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива 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

Ядерный реактор, в активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о равномерном рас-

16 Гетерогенный реактор

D Heterogener Reaktor Е Heterogeneous reactor F Reacteur heterogene

17 Газофазный реактор

18    Корпусный реактор

Ндп Баковый реактор Е Tank reactor F. Reacteur a coeur ferme

19    Канальный реактор

D Druckrohrenreaktor E Pressure tube reactor F Reacteur a tubes de force

20    Бассейновый реактор

Ндп Погружной реактор Плавающий реактор Е Pool reactor F Reacteur piscine

21    Интегральный реактор

D Integrierter Reaktor E Integral reactor F Reacteur a echangeur m tegre

22    Высокотемпературный реактор

В TP

D Hochtemperaturreaktor E High temperature reactor F. Reacteur a haute temperature

23 Реактор-конвертер

Конвертер D Konverterreaktor E Converter

F Reacteur convertisseur

пределении 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 распределены 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 делящееся вещество находится в газообразном состоянии

Ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать термические нагрузки и давление теплоносителя

Гетерогенный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать давление теплоносителя Ядерный реактор, активная зона которого расположена внутри заполненного водой бассейна

Примечание Еслц активная зона погружена в бассейн, но находится в герметичном корпусе или состоит из от-детьчых герметичных каналов, то реактор считается корпусным или канальным Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное оборудование первого контура

Ядерный реактор техно тонические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоноси теля на выходе из активной зоны, считающуюся высоко I для данного теплоносителя в настоящий момент времени

Примечание. В настоящий момент времени указанная температура ^о^жпа быть не мечее 650 С

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

24

25

26

27

28

29

30

31

32

Реактор-размножитель

Размножитель Ндп Бридер D Brutreaktor Е Breeder

F Reacteur surregenerateur

Термоэлектрический реактор

Е Thermoelectric reactor

Термоэмиссионный реактор

Е Reactoi of thermionic con-vers on

Кипящий реактор

D S'edewasserreaktor E Boilmg water reactor F Reacteur boudlant

Реактор с водой под давлением

Ндп Реактор давления D Druckwasserreaktor Е Pressurized water reactor F Reacteur a fluide sous pressxon

Водо-водяной реактор BBP

Водо-водяной энергетический реактор

ВВЭР

Ядерный реактор, в процессе работы которого производится ядерное топливо в количествах больших, чем ежа гае мое

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

Ядерный реактор, в котором использ> ется термоэмиссионный метод преобразо вания тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую

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

Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном, осуществляется водой с температурой ниже температуры насыщения

Ядерный реактор, в котором теплоно сителем и замедлителем является вода

Корпусной водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением

Реактор с прямым циклом

D Reaktor mit direktem Kreisiauf

E Direct cycle reactor F Reacteur a c>cle direct

Реактор с газовым охлаждением

Газоохлаждаемый реактор Ндп Газовый реактор D Gasgekuhlter Reaktor Е Gas cooled reactor

Органический реактор

Е Organic reactor

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

Ядерный реактор, в котором теплоноси тель находится в газообразном состоянии

Примечание Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелиевым охлаждением, реактор с воздушным охлаждением, реактор с охлаждением диссоциирующими газами

Ядерный реактор, в котором теплоносителем является органическое вещество

34    Жидкометаллический реактор

Е Metal liquid reactor

35    Реактор на расплавленных солях

36    Графитовый реактор

D Graphitreaktor Е Graphite moderated re actor

37    Тяжеловодный реактор

D Schwerwasserreaktor E Heavy water reactor

38    Саморегулирующийся реактор

E Self regulation reactor F Reacteur a autoregulation

39    Стационарный реактор

E Stationary reactor

40    Передвижной реактор

Ндп Tранено ртабельный реактор

Е Transportable reactor

41    Активная зона ядерного реактора

Активная зона D Aktiven Zone Е Core F Coeur

42    Зона воспроизводства ядерного реактора

Зона воспроизводства D Brutzone Е Blanket F Couche fertile

43    Запальная зона ядерного реактора

Запальная зона Ндп Зона возбуждения Запал

44    Пусковой источник нейтронов

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 замедлителем является графит

Ядерный реактор, в котором замедлителем является тяжелая вода

Ядерный реактору обладающий свойствами самостоятельно компенсировать изменения реактивности

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

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

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

Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал, 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 плотности потока нейтро нов при пуске ядерного реактора и проведении пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мощности реактора

45    Кладка ядерного реактора

Кладка

46    Отражатель нейтронов

Отражатель

Ндп Нейтронная подпорка D Reflektor Е Reflector F Reflecteur

47    Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Твэл

D Brermstab Е Fuel element F Element combustible

48    Измерительный тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Измерительный твэл

49    Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Сердечник твэла

50    Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Оболочка твэла D Brennstabhulle Е Cladding F Game

51    (Исключен, Изм. № 2).

52    Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора

Наполнитель пэла

53    Оболочка поглощающего элемента ядерного реактора

Оболочка пэла

54 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

тве

Ндп Пакет D Brennelement Е Fuel assembly F Assemblage combustible

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

Часть ядерного реактора, содержащая материалы, замедляющие 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 вое производства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейтронным потоком тепло

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, оснащенный измерительными преобразователями

Часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содержащая делящиеся 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 окружающей средой, удержание продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации

Часть поглощающего 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 поглощающего элемента в процессе его эксплуатации

Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения тепло-съема и (или) накопления вторичного ядерного топлива

Примечание. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать в себя, помимо тепловыделяющих элементов, поглощающие элементы, сборочные единицы и детали

55. Измерительная тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Измерительная ТВС

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, оснащенная измерительными преобразователями

56. Сборка поглощающих элементов ядерного реактора Сборка гтэлов

57. Рабочий орган системы управления и защиты ядерного реактора

Орган СУЗ

D.    Steuerelement

E.    Control member

F.    Element de commande

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

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

58. Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора

Исполнительный механизм СУЗ

Устройство, состоящее из привода СУЗ, рабочего органа СУЗ и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности ядерного реактора

59.    Привод системы управления и защиты ядерного реактора

Привод СУЗ

60.    Корпус ядерного реактора

Корпус

D.    Reaktorbehalter

E.    Reactor vessel

F- Caisson de reacteur

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.

61. Крышка корпуса ядерного реактора

Крышка корпуса

Примечания:

1,    Корпус ядерного реактора имеет патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.

2.    Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении

Съемная часть корпуса ядерного реактора, предназначенная для его уплотнения, воспринимающая внутреннее давление в реакторе и служащая для вывода органов управления и контроля

Продолжение табл. 1

Термин

О феделение

62 Бак металловодиой защиты ядерного реактора

Бак МВЗ

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

63 Внутреннее хранилище ядерного реактора

Внутреннее хранилище

Полость внутри корпуса ядерного реактора, имеющая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок

64 Облучателг>ное устройство ядерного реактора

Облучательное устройство

Ус'оогство ядерного реактора устанавливаемое в ядерный реактор, предназначенное для облучения объекта испытания или исследования и (или) оценки в рабочих условиях значительной части параметров изделий, применяемых в ядерных реакторах

«5 Тепловая колонна ядерного реактора

Е Thermal column F Colonne thermique

66 Канальный реактор большой мощности РБМК

Устройство ядерного реактора из материала замедлителя позволяющее получать источник тепловых нейтронов в эксперимен-талоных целях

Канальный водографитовый энергетический реактор электрической мощностью* равной и более 1 ГВт с кипением воды в технологических каналах и прямой подачей насыщенного пара из сепараторов на тур-бины

С7 Термоядерный реактор

т яр

Е Fusion reactor

Ядерный реактор, в котором осуществляется управляемая реакция синтеза ядер

63 Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы

Е Magnetic confined fusion reactor

Термоядерный реактор, в котором синтез магнитным полем

59 Реактор-токамак

E Tokamak

Термоядерный реактор с магнитным удер' жанием плазмы, выполненный в форме тора

70 Термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы

Е Inertial confined fusion reactor

7t Чистый термоядерный реактор

Е Pure fusion reactor

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

Термоядерный реактор, бланкет которого не содержит делящиеся нуклиды

72 Гибридный термоядерный реактор

Е Hybrid fusion reactor

Термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящиеся нуклиды

73.    Электроядерный реактор

ЭЛЯР

Е. Electronuclear reactor

74.    Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора

свп

E.    Burnable poison rod

F.    Barre de poison consom-moble

75.    Регулирующий стержень ядерного реактора

PC

D.    Steuerstab

E.    Control rod

F.    Barre de commande d’un reacteur

76.    Компенсирующий стержень ядерного реактора

КС

D.    Trimmelement

E.    Shim rod

F.    Barre de compensation

77.    Стержень аварийной защиты ядерного реактора

Стержень АЗ

Ндп. Аварийный стержень А варийно-компенсирующий стержень С топ-стержень

D.    Regelstab fux Notabshaltung

E.    Emergency shutdown rod

F.    Barre d’arrent d’urgence

78.    Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

ОР твс

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

Элемент конструкции активной зоны ядерного реактора, устанавливаемый в ней неподвижно для выравнивания поля энерговыделения, обеспечения заданной длительности выгорания топлива.

Пр имечание. Принцип действия элемента основан на постоянном падении поглощающей способности вследствие выгорания поглотителя

Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора

Рабочий орган СУЗ, обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными 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 мощности в случае отказа системы автоматического регулирования или при возникновении аварийного режима, угрожающего безопасности обслуживающего персонала и самой установки

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, при помощи которого тепловыделяющие элементы удерживаются в потоке теплоносителя

79. Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

ДР ТВС

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора, обеспечивающий заданное расположение тепловыделяющих элементов ядерного реактора в поперечном сечении тепловыделяющей сборки по всей ее длине

80 Канал ядерного реактора

Канал D Kanale Е Channel F Canal

81    Технологический канал ядерного реактора

Технологический канал D Technologischen Kanale Е Fuel channel F Canal de combustible

82    Экспериментальный канал ядерного реактора Экспериментальный канал

D Versuchskanale Е Experimental channel F Canal experimental

83    Петлевой канал ядерного реактора

Петлевой канал

84 Бассейн ядерного реактора

Е Pool F Piscine

85    Биологическая защита ядерного реактора

86    Выгородка активной зоны ядерного реактора

Выгородка

Сборочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в активной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облуча-тельного 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 устройства герметизации внутриканального пространства

Канал ядерного реактора, оборудованный для размещения тепловыделяющей сборки, предназначенной для образования критической массы, генерирования тепловой энергия /г (или) потока нейтронов н 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 давления, предназначенный для размещения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения защиты персонала от ионизирующего излучения

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

Элемент конструкция 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 за ны

87. Шахта ядерного реактора

Шахта

88. Блок защитных труб ядерного реактора БЗТ

89. Верхний блок ядерного реактора

Верхний блок

90.    Топливный тепловыделяющиг элемент ядерного реактора ТЭЛ

91.    Сырьевой тепловыделяющий элемент ядерного реактора

СЭЛ

92. Защитная оболочка ядерного реактора

Защитная оболочка Е. Primary containment

93.    Поглощающий тепловыделяющий элемент ядерного реактора

ПЭЛ

94.    Кассета ядерного реактора

Кассета

95.    Бланкет термоядерного реактора

Е. Blanket

96.    Первая стенка термоядерного реактора

Е. First wall

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

Устройство, состоящее из решеток, соединенных защитными трубами, предназначенное для фиксации головок тепловыделяющей сборки ядерного реактора, для удержания от всплытия внутрикорпусных устройств и ТВС активной зоны, для защиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя

Устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и защиты и организации перемещения аппаратуры внутриреакторного 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 ядерного реактора

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, в котором материалом сердечника служит вещество, хорошо поглощающее нейтроны, и который предназначен для управления реактивностью 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 нейтронов, генерируемых в реакции синтеза

Устройство термоядерного реактора, отделяющее область реакции синтеза от области размещения остальных устройств термоядерного реактора

Продолжение табл. 1

Термин

Определение

97. Дивертор термоядерного реактора

Е. Divertor

Устройство термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы, предназначенное для удаления из плазмы примесных ионов

98. Драйвер

Е. Driver

Устройство, предназначенное для инициирования ядеркон реакции в ядерном реакторе

99 Пеллета Е Pellet

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

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

алфавитный указатель терминов на русском языке

Таблица 2

Термин ■

№ термина

Бак МВЗ \

62

Бак металловодной защиты ядерного реактора «

62

Бассейн ядерного реактора

84

БЗТ

88

Бланкет термоядерного реактора

95

Блок верхний i

89

Блох защитных труб ядерного реактора

88

Блок ядерного реактора верхний

89

Бридер

24

ВВР

29

ВВЭР

30

ВТР

22

Выгородка

86

Выгородка активной зоны ядерного реактора

86

Дивертор термоядерного реактора

Драйвер

98

ДР тве

79

Запал :

43

Защита ядерного реактора биологическая

85

Зона активная

41

Зона возбуждения

43

Зона воспроизводства

42

Зона воспроизводства ядерного реактора

42

Зона запальная

43

Зона ядерного реактора активная

41

Зона ядерного реактора запальная ,

43

Термин

№ термина

Источник нейтронов пусковой

44

Канал

80

Канал петлевой

83

Канал технологический

81

Канал экспериментальный

82

Канал ядерного реактора

80

Канал ядерного реактора петлевой

83

Канал ядерного реактора технологический

81

Канал ядерного реактора экспериментальный

82

Кассета

94

Кассета ядерного реактора

94

Кладка

45

Кладка ядерного реактора

45

Колонна ядерного реактора тепловая

65

Конвертер

23

Корпус

60

Корпус ядерного реактора

60

Котел атомный

1

Котел ядерный

1

Крышка корпуса

61

Крышка корпуса ядерного реактора

61

КС

76

Механизм системы управления и защиты ядерного реактора исполнительный

58

Механизм СУЗ исполнительный

58

Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора

52

Наполнитель пэла

52

Оболочка защитная

92

Оболочка поглощающего элемента ядерного реактора

53

Оболочка пэла

53

Оболочка твэла

50

Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора

50

Орган системы управления и защиты ядерного реактора рабочий

57

Орган СУЗ

57

ОР ТБС

78

Отражатель

46

Отражатель нейтронов

46

Оболочка ядерного реактора защитная

92

Пакет

54

Пеллета

99

Подпорка нейтронная

46

Привод системы управления и защиты ядерного реактора

59

Привод СУЗ

59

ПЭЛ

93

Размножитель

24

РБМК

66

Реактор

1

Реактор атомный

1

Реактор баковый

18

Продолжение табл. 2

Термин !

№ термина

t

Реактор бассейновый i

20

Реактор большой мощности канальный i

66

Реактор водо-водяной

29

Реактор высокотемпературный

22

Реактор газовый

32

Реактор газоохлаждаемый

32

Реактор газофазный

17

Реактор гетерогенный

16

Реактор гомогенный *

15

Реактор графитовый

Реактор давления

Реактор деления

Реактор демонстрационный

Реактор жидкометаллический

Реактор импульсный

Реактор интегральный

Реактор испытательный

Реактор исследовательский

Реактор канальный

Реактор кипящий

Реактор-конвертер

Реактор корпусный

Реактор материаловедческий

Реактор многоцелевой

Реактор на быстрых нейтронах

Реактор на промежуточных нейтронах

Реактор на расплавленных солях

Реактор на тепловых нейтронах

Реактор облучательный

Реактор органический

Реактор передвижной

Реактор плавающий

Реактор погружной

Реактор производящий

Реактор промышленный

Реактор-размножитель

Реактор саморегулирующийся

Реактор с водой под давлением

Реактор с газовым охлаждением

Реактор с прямым циклом

Реактор стационарный

Реактор теплотехнический

Реактор теплоэнергетический

Реактор термоэлектрический

Реактор термоэмиссионный

Реактор термоядерный Реактор термоядерный гибридный

Реактор термоядерный с инерционным удержанием плазмы Реактор термоядерный с магнитным удержанием плазмы Реактор термоядерный чистый

36

28

1

10

34 8

21

7

6

19

27

23 18

7

11

14

13

35 12

4

33

40

20 20

4

4

24

38

28 32 31

39 2 2

25

26

67 72

70

68

71

Реактор технологический

Реактор-токамак

Реактор транспортабельный

Реактор транспортный

Реактор тяжеловодный

Реактор учебный

Реактор экспериментальный

Реактор электроэнергетический

Реактор электроядерный

Реактор энергетический

Реактор энергетический водо-водяной

Реактор ядерный

Решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора дистан-

дионнрующая

Решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора опопная PC

Сборка поглощающих элементов ядерного реактора

Сборка пэлоз

Сборка ядерного реактора тепловыделяющая

Сборка ядерного реактора тепловыделяющая измерительная

свп

Сердечник тв^ла

Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора Стенка термоядерного реактора первая

Стержено аварийный

Стержень аеарийно-компенсирующий

Стержень аварийной защиты ядерного реактора

Стержень АЗ

Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора Стержень ядерного реактора компенсирующий Стержень ядерного реактора регулирующий

Стоп-стержень

СЭЛ

ТЗС

ТВС измерительная Твэл

Твэл измерительный

тэл

тяр

Устройство облучательное

Устройство ядерного реактора облучательное

Хранилище внутреннее

Хпанилище ядерного реактора внутреннее

Шихта

Шахта ядерного реактора

Элемент тепловыделяющий ядерного реактора поглощающий Элемент тепловыделяющий ядерного реактора сырьевой Элемент тепловыделяющий ядерного реактора топливный Элемент ядерного реактора тепловыделяющий Элемент ядерного реактора тепловыделяющий измерительный ЭТЯР

4 69 40

о

0

37

9

5 2

73 2

30

1

79

78

75 56 56

54

55

74 49 49 96 77 77 77 77

74

76

75

77 91

54

55

47

48

90 67 64 64 63 63 87 87 93

91 90

47

48 73

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА НЕМЕЦКОМ ЯЗЫКЕ

Таблица 3

Термин

дь термина

Aktiven Zone

Brennelement

Brennstab

Brennstabhtille

Brutreaktor

Brutzone

Druckrohrenreaktor

Druckwasserreaktor

Forschungsreaktor

Gasgekiihlter Reactor

Graphitreaktor

Fleterogener Reaktor

Hochtemperaturreaktor

Homogener Reaktor

Integrierter Reaktor

Kanale

Kernreaktor

Konverterreaktor

Kraftwerksreaktcr

Mehrzweckreaktor

Mittelsclmeller Reaktor

Reaktorbehalter

Reaktor mlt direktem KreislauT Regelstab fux Notabschaltung Reflektor

Siedewasserreaktor Schneller Reaktor Schwerwasserreaktor Steuerelement Steuerstab

Technologiscben Kanale Thermischer Reaktor Trimm element Versuchskanale

41 54 47 50 24

42 19 28

6

32

36 16 22 15 21 80

1

23

2

11

13 6G 31 77 46 27

14

37 57

75 81 12

76 82

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА АНГЛИЙСКОМ ЯЗЫКЕ

Таблице 4

Термин

Л- термина

Blanket

42, 95

Burnable poison rod

74

Boilling water reactor

27

Breeder

24

Channel

£0

Термин

N° термина

Cladding

50

Control member

57

Control rod

75

Converter

23

Core

41

Demonstration reactor

10

Direct—cycle reactor

31

Divertor

97

Driver

98

Electronuclear reactor

73

Emergency shutdown rod

77

Expei imental reactor

5

Experimental channel

82

Fast reactor

14

First wall

96

Fuel assembly

54

Fuel element

47

Fuel channel

81

Fusion reactor

67

-Gas—cooled reactor

32

Graphite moderated reactor

36

Heavy water reactor

37

Heterogeneous reactor

16

High temperature reactor

22

Homogeneous reactor

15

Hybrid fusion reactor

72

Inertial confined fusion reactor

70

Integral reactor

21

Intermediate reactor

13

Magnetic confined fusion reactor

68

Materials testing reactor

7

Metal liquid reactor

34

Multi—purpose reactor

11

Nuclear reactor

1

Organic reactor

33

Pellet

99

Pool

84

Pool reactor

20

Power reactor

2

Pressure tube reactor

J 9

Pressurized water reactor

28

Primary containment

92

Production reactor

4

Pulsed reactor

8

Pure fusion reactor

71

Reactor of thermionic conversion

26

Reactor vessel

20

Reflector

46

Research reactor

6

Self regulation reactor

38

Shim rod

76

Продолжение табл 4

Термин

JV° термина

Stationary reactor

39

Tank reactor

18

Thermal column

65

Thermal reactor

12

Thermoelectric reactor

25

Training- reactor

9

Transportable reactor

40

Tokamak

69

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА ФРАНЦУЗСКОМ ЯЗЫКЕ

Таблица 5

Термин

термина

Assemblage combustible

54

Barre d’arrent d’urgence

77

Barre de compensation

76

Barre de commande d’un reacteur

75

Barre de poison consommoble

74

Caisson de reacteur

60

Canal

SO

Canal experimental

82

Canal de combustible

81

Coeur

41

Colonne thermique

65

Couche fertile

42

Element combustible

47

Element de commande

57

Game

50

Piscine

84

Reacteur a autoregulation

38

Reacteur a coeur ferme

18

Reacteur a cycle direct

31

Reacteur a echangeur integre

21

Reacteur a fluide sous pression

28

Reacteur a haute temperature

22

Reacteur a neutrons mtermadiaires

13

Reacteur a neutrons thermiques

12

Reacteur a tubes de force

19

Reacteur bouillant

27

Reacteur convertisseur

23

Reacteur de demonstration

10

Reacteur d’entramement

9

Reacteur de production

4

Reacteur de puissance

2

Reacteur dessais de materiaux

7

Reacteur experimental

5

Reacteur heterogene

16

Т ермин

№ термина

Reacteur homogene

15

Reacteur nucleaire

1

Reacteur piscine

20

Reacteur pulse

8

Reacteur rapide

14

Reacteur recherche

6

Reacteur surregenerateur

24

Reflecteur

46

(Измененная редакция, Изм. № \, 2).

ПРИЛОЖЕНИЕ

Справочное

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЩЕТЕХНИЧЕСКИХ ПОНЯТИЙ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ В СТАНДАРТЕ

Таблица 6

Термин

Определение

1. Замедлитель

Вещество, применяющееся для уменьшения кинетической энергии нейтронов за счет соударений их с ядрами этого вещества

2. Теплоноситель

Вещество, снимающее и отводящее тепло от источника тепла и передающее его менее нагретому телу в парогенераторах или теплообменниках

3. Поглощающий материал

Вещество с большим сечением поглощения нейтронов

4. (Исключен, Изм. № 2).

5. Выгорающий поглотитель

Элемент конструкции, содержащий вещество или само это вещество, атомы которого при захвате нейтронов преобразуются в атомы других веществ или изотопы, обладающие меньшим, по сравнению с исходным сечением захвата

(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1.    УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.04.78 № 1122

2.    Срок первой проверки 1977 г; периодичность проверки 10 лет

3.    Стандарт соответствует международному стандарту ИСО 921— 72

4.    ВЗАМЕН ГОСТ 20942—75

5.    ПЕРЕИЗДАНИЕ (май 1988 г.) с Изменениями № 1, 2, утвержденными в июле 1981 г.. Пост. № 3554, от 31.06.81, в сентябре 1987 г.; Пост. № 3682 от 25.09.87 (ИУС 10—81, 1—88).

Редактор В. С. Бабкина Технический редактор Э. В. Митяй Корректор М. М. Герасименко

Сдано в наб 14 09 88 Подп. в геч 08 12 88 1,5 уел п л 1,5 уел кр отт. 1,71 уч-изд. л.

Тираж 4000 Цена 10 коп

Ордена «Знак Почета» Издательство стандартов, 123840, Москва, ГСП,

Новопресненский пер , д. 3.

Вильнюсская типография Издательства стандартов, ул. Даряус и Гирено, 39. Зак. 2642.