Сертификация: тел. +7 (495) 175-92-77
Стр. 1
 

10 страниц

304.00 ₽

Купить официальный бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

Официально распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль".

Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.

Способы доставки

  • Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
  • Курьерская доставка (7 дней)
  • Самовывоз из московского офиса
  • Почта РФ

Устанавливает термины и определения понятий в области систем контроля, управления и защиты ядерных реакторов атомных станций различного типа.

Настоящий стандарт не распространяется на транспортные реакторы

Переиздание

Оглавление

Системы контроля ядерных реакторов Системы управления и защиты ядерных реакторов Алфавитный указатель терминов на русском языке Алфавитный указатель терминов на немецком языке Алфавитный указатель терминов на английском языке Приложение. Термины и определения общих понятий, необходимых для понимания текста стандарта

Показать даты введения Admin

Страница 1

НАЦИОНАЛЬНЫЕ    СТАНДАРТЫ

ЭНЕРГЕТИКА

Термины и определения

Издание официальное

Москва

СТАНДАРТИНФОРМ

2005

Страница 2

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*

Ф Стаидартннформ. 2005

Страница 3

Группа ФОО

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Термины и определения

ГОСТ

17137-87

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

MKC 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 зашиты 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 алфавтные 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 илерного реактора

2.    Система контроля ядерного реактора

Совокупность систем контроля ядерного реактора, функционирующих совместно

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

Примечание. Система контроля может содержать не все указанные виды обеспечения

Издание официальное *

г

Перепечатка воспрещена

3

Страница 4

С. 2 ГОСТ 17137-87

Определение

Термин

3.    Подсистема контроля ядсрного реактора

4.    Система контроля реакторной кинетики

D.    KontrollsyStcm der Reaktorkinctik

E.    Reactor kinetics monitoring system

Часть системы контроля ядсрного реактора, предназначенная для выполнения отдельных сс функций

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

Примечания:

1.    Физическая мощность ядсрного реактора — величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядсрного реактора

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

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

Реактивность ядсрного реактора вычисляют по формуле


р = I -

1

5.    Система контроля нейтронного патока ядсрного реактора

D.    Neutronenflusskontrollsystcm

E.    Neutron flux monitoring system

6.    Сисгема контроля технологических параметров ялерного реактора

D.    Kontrollsystcm dcr tcchnologischen Parameter

E.    Process parameter monitoring system

7.    Система внутри реакторною контроля

Система ВРК

S. Подсистема внулрирсакторното контроля температуры

9.1 (олсисгсма внутрирсакторного контроля плотности потока нейтронов ядерно-го реакюра

10.    Система контроля состояния оболочек лсиловыделяюших элементов ялерного реактора

Система КСО твалов

11.    Система кмггроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов

12.    Система шумовом диагностики со-слояния ядериою реактора

D.    Rauschdiagnostiksystcm

E.    Noise diagnostics system

13.    Подсистема контроля флуктуации нейтронной» ноля

14.    Подсистема контроля пульсаций давления теплоносителя

15.    I(олсисгсма контроля вибраций оборудования

где Ktфф — м|крсктивный коэффициент размножения нейтронов.

Система контроля ялерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядсрного реактора по платности потока нейтронов. Примечание. В функции системы допускается включать контроль реактивности

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

Система контроля ядсрного 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 ядсрного реактора

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

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


4

Страница 5

ГОСТ 17137-87 С. 3

Определение

Термин

16.    Подсистема кок гриля 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 произяодствсн-ных помещении атомной станции

21. Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции

22. Подсистема контроля выбросов и сбросов атомной станции

23. Подсистема контроля радиоактивных загрязнений в лоне расположения атомной станции

Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения для контроля ионизирующих излучений, параметров и характеристик источников ионитируюших 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 or 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 мшшы ялер-иого реактора СУЗ

D.    Rcgcl-und Schutzsystcm

E.    Control and safety system

25.    Аварийная гашита ядерного реактора АЗ

D.    Schnellschlusssystem

E.    Protection system

26.    Снпшл аварийной зашиты 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 энсрговылслсний

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

Си тал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора

Функция системы упрааления и зашиты ядерного реактора по предотвращению возможности возникновения аварийной ситуации на ядер но v( реакторе снижением мощности до безопасного уровня


1-2-<>

5

Страница 6

С. 4 ГОСТ 17137-87

Термин

Определение

28. Сигнал предупредительной зашиты

Сигнал, характеризующий срабатывание предупредительной за

ядерного реактора

шиты ядерного реактора

Сигнал ПЗ

Е. Alarm signal

29. Аварийная зашита ядерного реактора

но МОЩНОСТИ

АЗМ

D. Lcistungsschnelkhlusssystem

Е. Power-level protection system

30. Аварийная защита ядерного реактора

но скорости изменения мощности

АЗС

D. Schnclbchlusssystem dcr LcbUungxin-

dening

E. Power rate-of-change protection sys

tem

31. Аварийная зашита ядерного реакто

ра по реактивности

АЗР

D. Reaktivitatsschncllschlusssystcm

Е. Nuclear reactor reactivity protection

system

32. Аварийная зашита ядерного реактора

но технологическим параметрам реактор

ной установки

АЗТ

D. Schnclbchlusssystem der technologi-

schen Parameter

E. Process parameter protection system

33. Подсистема аварийной зашиты ядер

Подсистема системы управления зашиты ядерного реактора.

ного реактора

обеспечивающая выполнение функции аварийной защиты

Е. Protection subsystem

34. Канал аварийной зашиты ядерного

реактора

Канал АЗ

D. Капа! dcs Schnelbchutzsystems

Е. Protection channel

35. Регулирование ядерного реактора

Функция системы управления и зашигы ядерного реактора.

D. Regelung dcs Kernreaktors

обеспечивающая поддержание или изменение определенных пара

Е. Nuclear reactor control

метров ядерного реактора

36. Полсистема автоматического регули

Подсистема системы управления и защиты ядерного реактора.

рования ялерноп) реактора

обеспечивающая выполнение функции автоматического регулиро

АР

вания ядерного реактора

Е. Automatic control subsystem

37. Канал автоматического регулирова

ния ядерного реактора

Канал АР

D. Капа! dcr automatischcn Regelung

Е. Automatic control channel

38. Стабилизация энергораспрелеления

Функция системы управления и зашигы ядерного реактора.

ядерного реактора

обеспечивающая управление ядерным реактором с целью поддер

Е. Stabilization of power distribution

жания параметров энергораспределения на заданном уровне

39. Линии связи системы управления и

Совокупность Элементов, обеспечивающих передачу сигналов

защиты ядерного реактора

между составными частями системы управления и зашиты ядер

D. Verbmdungslinie der Regclund Schtitz-

ного реактора

systcms

E. Communication lines of control and

safety system

6

Страница 7

ГОСТ 17137-87 С. 5

Определение

Термин

40.    Аппаратура системы управления н taunt ты ядериого реактора

D.    Regel- und Schutzsystemapparatur

E.    Control and safety system instrumentation

41.    Исполнительный механизм аварийной шщиты ядериого реактора

Исполнительный механизм

АЗ

Е. Protection system actuator

42.    Исполнительный механизм автоматического регулирования ялерного реактора

Исполнительный механизм

АР

D.    Triebwerk derautomatischen Regelung

E.    Automatic control actuator

43.    Исполнительный механизм ручного регулирования ялерного реактора

Исполнительный механизм

РР

D.    Triebwerk dcr Handrcgelung

E.    Manual actuator

44.    Исполнительный механиш компенсации реактивности ялерного реактора

Исполнительный механизм

КР

D.    Triebwerk der Rcaktivitdtsausglcichs

E.    Reactivity compensation actuator

45.    Универсальный исполнительный механизм ялерного реактора

46. Указатель положения регулирующего органа сисгсмы управления и зашиты ялерного реактора УП

D.    Stellungsanzciger des Rcgelorgans

E.    Control element position indicator of control and safety system

Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и зашиты ялерного 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 ядериого реактора

Исполнительный механизм системы управлении и зашиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспрсделения

Исполнительный механизм системы управления и -зашиты ялерного реактор;!, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ялерного реактора оператором

Исполнительный механизм сисгсмы управления и зашиты, предназначенный для компенсации длительных по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора

Исполнительный механизм системы управления и зашиты ядерного реактора, предназначенный для выполнения функции аварийной защиты, автоматического и ручного регулирования мощности, а также компенсации изменений реактивности ядерного реактора

Устройство для определения положении регулирующего opia-на системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора


АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ

АЗТ    32

Аппаратура системы управления и защиты ялерного реактора    40

АР    36

Защита ядерного реактора аварийная    25

Защита ялерного реактора    аварийная по мощности    29

Зашита ядерного реактора    аварийная по скорости изменения    мощности    30

Зашита ядерного реактора    аварийная по реактивности    31

Зашита ядерного реактора    аварийная по технологическим    параметрам реакторной установки    32

Защита ядерного реактора предупредительная    27

Канал аварийной зашиты ялерного реактора    34

7

Страница 8

С. 6 ГОСТ 17137-87

Канал автоматического регулировании ядсрного реактора    37

Канал АЗ    34

Канал АР    37

Комплекс контроля ядсрного реактора функциональный    I

Линии свяш системы управления и дещиты ядсрного реактора    39

Механизм аварийной зашиты ядсрного реактора исполнительный    41

Механизм автоматического регулирования ядсрного реактора исполнительный    42

Механизм АЗ исполнительный    41

Механизм АР исполнительный    42

Механизм компенсации реактивности ядсрного реактора исполнительный    44

Механизм КР исполнительный    44

Механизм РР исполнительный    43

Механизм ручного регулирования ядсрного реактора исполнительный    43

Механизм ядсрного реактора исполнительный универсальный    45

ПЗ    27

Подсистема аварийной зашиты ядсрного реактора    33

Подсистема автоматического регулирования ядсрного реактора    36

Подсистема внутрирсакторного контроля плотности потока нейтронов ядсрного реактора    9

Подсистема внутрирсакторного 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 загряшеннй в зоне расположения атомной станции    23

Подсистема контроля    технологических контуров атомной станции    19

Подсистема контроля    флуктуаций нейтронного поля    13

Подсистема контроля    ядсрного реактора    3

Регулирование ядсрного реактора    35

Сигнал аварийной защиты ядсрного реактора    26

Сигнал АЗ    26

Сигнал ПЗ    28

Сигнал предупредительной зашиты ядсрного реактора    28

Система внутрирсакторного контроля    7

Система ВРК    7

Система контроля герметичности ободочек тепловыделяющих элементов    11

Система контроля нейтронного потока ядсрного реактора    5

Система контроля радиационной безопасности атомной станции    18

Система контроля реакторной кинетики    4

Система контроля состояния ободочек тепловыделяющих элементов ядсрного реактора    10

Система контроля технологических параметров ядсрного реактора    6

Система контроля ядсрного реактора    2

Система КС'О твэлов    10

Система управления н зашиты ядсрного реактора    24

Система шумовой диагностики состояния ядсрного реактора    12

Стабилизация зисргораспрслслсния ядсрного реактора    38

СУЗ    24

Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядсрного реактора    46

УП    46

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА НЕМЕЦКОМ ЯЗЫКЕ

Kanal dcr automatischcn Rcgclung    37

Kanal dcs Schncllschut/systcms    34

Kontrollsystcm dcr Rcaktorkinctik    4

Kontrollsyslem der lechnologtschcn Parameter    6

Leislungsscheltschlusssystem    29

8

Страница 9

ГОСТ 17137-87 С. 7

Neutronenflusskontrollsystem Kausc hd iagnost iksystem Reaktivitiitsschncllschlusssystcm Regel- und Schutzsystem Regel- und Schutzsystemapparatur Regelung des Kcmreaktors

5

12

31

24

40

35

Schncllschlusssignal

Schneltschlusssystem

Schnellschlusssystem der LeistungsAnderung Schnellschlusssystem dcr technologischen Parameter Stellungsanzciger des Regelorgans Triebwcrk der automatischcn Regelung Trtebwcrk der Handregelung Triebwcrk dcr Reaktivit&tsausgleichs Vcrbindungslmie des Rcgcl- und Schutzsystems

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА АНГЛИЙСКОМ ЯЗЫКЕ

Alarm signal Alarm system

Automatic control actuator

Automatic control channel

Automatic control subsystem

Communication lines of control and safety system

Control and safety system

Control and safety system instrumentation

Control element position indicator of control and safety system

Manual actuator

Neutron flux monitoring system

Noise diagnostics system

Nuclear reactor control

Nuclear reactor reactivity protection system

Power-level protection system

Power rate-of-changc protection system

Process parameter monitoring system

Process parameter protection system

Protection channel

Protection signal

Protection subsystem

Protection system

Protection system actuator

Reactivity compensation actuator

Reactor kinetics monitoring system

Stabilization of power distribution

9

Страница 10

С. 8 ГОСТ 17137-87

ПРИЛОЖЕНИЕ

Справочное

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЩИХ ПОНЯТИЙ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ ПОНИМАНИЯ ТЕКСТА СТАНДАРТА

Термин

Определение

1.    Энсрговыделснне ядерного реактора

2.    Энсргораспрсдсленне ядерного реактора

3.    Аварийная ситуация

4.    Минимально контролируемый уровень мощности ялерного реактора

Интегральная энергия. высвоГюждаюшаяся н результате распада делящегося материала в активной зоне ядерного реактора

Распределение энерговыдслении 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 зашиты данного реактора

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1.    УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановленном Государственного комитета СССР но 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

Заменяет ГОСТ 17137-71 ГОСТ 17924-81 ГОСТ 21933-76