Стр. 1
 

14 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 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

Показать даты введения Admin

Страница 1

Группа ФОО

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ

Термины и определения

Nuclear reactors. Terms and definitions


ГОСТ

23082-78


МКС 01.040.27 27.120.10 ОКСТУ 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.

Недопустимые к применению термины-синонимы приведены в качестве справочных и обозначены «Ндп».

Д1я отдельных стандартизованных терминов приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования.

Приведенные определения можно при необходимое™ 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 терминов на немецком (D), английском (Е), французском (F) 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 стандарта, приведены в приложении.

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

(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).

Термин

Определение

1. Ялерный реактор

Устройство, предназначенное для организации и поддержания

Реактор

управляемой цепной реакции деления ядер

Ндп. Атомный реактор

Реактор делении

Ядерный котел

Атомный котел

1). Kemrcaktor

Е. Nuclear reactor

F. Reacteur nuclcaire

Издание официальное *

Перепечатка воспрещена

Страница 2

С. 2 ГОСТ 23082-78

Определение

Термин

2.    Энергетический реактор

Ндп. Электроэнергетический реактор Теплоэнергетический реактор Теплотехнический реактор

D.    Kraft we rksreaktor

E.    Power reactor

F.    Rcactcur do puissance

3.    Транспортный реактор

4.    Промышленный реактор

Иди. Техншогическийреактор 0&1учате.Ш1ый реактор Производящий реактор

E.    Production reactor

F.    Rcactcur dc production

5.    Экспериментальный реактор

E.    Experimental reactor

F.    Rcactcur experimental

6.    Исследовательский реактор

D.    Forechungs rcaktor

E.    Research reactor

F.    Rcactcur recherche

7.    Матсрналовсдческни реактор Ндп. Испытательный реактор

E.    Materials testing reactor

F.    Rcactcur dessats dc matcriaux

8.    Импульсный реактор

E.    Pulsed reactor

F.    Rcactcur pulse

9.    У чебный реактор

E.    Training reactor

F.    Rcactcur (kntraincment

10.    Демонстрационный реактор

E.    Demonstration reactor

F.    Rcactcur dc demonstration

11.    Многоцелевой реактор

D.    Mchr/weckreaktor

E.    Multi-purpose reactor

12.    Реактор на тепловых нейтронах

D.    Thcrmischcr Rcaktor

E.    Thermal reactor

F.    Rcactcur й neutrons thcmiiqucs

13.    Реактор на промежуточных нейтронах

D.    Mittclschncllcr Rcaktor

E.    Intermediate reactor

F.    Rcactcur a neutrons intcrmadiaires

14.    Реактор на быстрых нейтронах I). Schneller Rcaktor

E.    Fast reactor

F.    Rcactcur rapide

Ялерный реактор, главным назначением которою является выработка энергии

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

П р и м с ч а н и с. Допускается конкретизация термина по виду транспортною средства, например судовой реактор Ялерный 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

Ялерный реактор, предназначенный для использования в качестве объекта исследований для получения данных по физике и технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторов подобною типа или их составных частей

Ядсрный 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

Ядсрный реактор, предназначенный для получения самогася-шихся или регулируемых во времени импульсов мощности

Ялерный реактор, предназначенный для показа технической осуществимости реакторов подобного типа

Ядсрный реактор, предназначенный для одновременного выполнения нескольких различных задач.

При м с ч а н и е. Допускается конкретизации термина по количеству выполняемых задач, например, двухцелсвой реактор

Ядсрный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена тепловыми нейтронами

Ядсрный реактор, в кагором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами

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


32

Страница 3

ГОСТ 23082-78 С. 3

Определение

Термин

15. Гомогенный реактор

D.    Homogcner Reaktor

E.    Homogeneous reactor

F.    Rcactcur homogene

16. Гетерогенный реактор

D.    Hcterogener Reaktor

E.    Heterogeneous reactor

F.    Rcactcur hetcrogcnc

17.    Газофазный реактор

18.    Корпусный реакгор

Нлп. /юковый реактор

E.    Tank reactor

F.    Rcactcur a cocur fcrme

19.    Канальный реакгор

D.    Drucknlhrenrcaktor

E.    Pressure tube reactor

F.    Rcactcur a tubes de force

20.    Бассейновый реактор Ндп. Погружной реактор

Плавающий реактор

E.    Pool reactor

F.    Rcacteur piscine

21.    Интегральный реактор

D.    Integricrter Reaktor

E.    Integral reactor

F.    Rcactcur a cchangeur intcgrc

22.    Высокотемпературный реактор ВТР

D.    Hochtemperaturreaktor

E.    Hign temperature reactor

F.    Rcacteur a haute temperature

23.    Реактор-конвертер

Конвертер

D.    Konvcrterreaktor

E.    Converter

F.    Rcactcur convertisseur

24.    Реактор-размножитель

Размножитель Нлп. Бридер

D.    Bmtrcaktor

E.    Breeder

F.    Rcactcur surregencrateur

25.    Термоэлектрический реактор

E. Thermoelectric reactor

26.    Термоэмиссионный реактор

E. Reactor of thermionic conversion

27.    Кипящий реакгор

D.    Sicdewasscrrcaktor

E.    Boiling water reactor

F.    Rcactcur bouillant

Яасрный реактор, и активной зоне которого материалы распределены таким образом, что его нейтронные характеристики могут быгь 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

Ялерный 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 давлен не теплоносителя

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

П р и м е ч а н и с. Если активная зона погружена в бассейн, но находится в гермсгичном корпусе или состоит из отдельных герметичных каналов. ТО реактор считается корпусным или канальным

Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное оборудование первого контура

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

П р и м с ч а н и е. В настоящий момент времени указанная температура должна быть не менее 650 'С

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

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

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

Ядерный реакгор. в котором используется термоэмиссионный метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую

Ядерный реакгор. в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии


J-I-9

33

Страница 4

С. 4 ГОСТ 23082-78

Определение

Термин

28.    Реактор с водой под давлением

Нди. Реактор давления

D.    Druckwasserrcaktor

E.    Pressurized water reactor

F.    Rcacteur i fluide sous pression

29.    Водо-водяной реактор BBP

30.    Водо-водяной энергетический реактор

ВВЭР

31.    Реактор с прямым циклом

D.    Rcaktor mit direklcm Kreislauf

E.    Direct-cycle reactor

F.    Rcacteur a cycle direct

32.    Реактор с шовым охлаждением

Газоохлаждаемый реактор Нди. Газовый реактор

D.    GasgekUhlter Rcaktor

E.    Gas-cooled reactor

33.    Органический реактор

Е. Organic reactor

34.    Аидкомсталлический реактор Е. Metal liquid reactor

35.    Реактор на расплавленных солях

36.    Графитовый реактор

D.    Graphitreaktor

E.    Graphite moderated reactor

37.    Тяжеловодный реактор

D.    Schwerwasserreaktor

E.    Heavy water reactor

38.    Саморегулирующийся реактор

E.    Self-regulation reactor

F.    Rcacteur a autorcgulation

39.    Стационарный реактор E. Stationary reactor

40.    Передвижной реактор

Нди. Транспортабельный реактор Е. Transportable reactor

41.    Активная юна ядерного реактора Активная зона

D.    Aktivcn Zone

E.    Core

F.Coeur

42.    Зона воспроизводства ядерного реактора

Зона восирои зводства

D.    Brutzone

E.    Blanket

F.    Coucbe fertile

43.    Запальная зона ялернот реактора Запальная иона

Ндн. Зона возбуждения Запал

44.    Пусковом нсгочник нейтронов

Ядсрный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном, осуществляется водой с температурой 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 осуществляется теплоносителем первого контура

Ядерный рсакгор, в котором теплоноситель находится в газообразном состоянии.

Примечание. Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелиевым охлаждением, реактор с воздушным охлаждением, рсакгор с охлаждением диссоциирующими 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 замедлителем является графит

Ядерный реактор, в котором замедлителем является тяжелая вода

Ядерный реактор, 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 ядернос 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 погока нейтронов при пуске ядерного реактора и проведении пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мощности реактора


34

Страница 5

ГОСТ 23082-78 С. 5

Термин

Определение

45. Кладка ядерного реактора

Сборочная единица ядерного реактора из блоков материала.

Кладка

служащего замедлителем и отражателем нейтронов

46. Отражатель нейтронов

Часть ядерного реактора, содержащая материалы, замедляю

Отражатель

щие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьшения

Ндп. Нейтронная подпорка

утечки нейтронов из активной зоны

D. Reflektor

Е. Reflector

F. Reflecteur

47. Тепловыделяющий элемент ялерного

Сборочная единица гетерогенного ялерного реактор:», предназ

реактора

наченная для размещения в активной зоне и (или) зоне воспроиз

Твэл

водства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодей

D. Brcnnstab

ствии с нейтронным потоком тепло

Е. Fuel element

F. Element combustible

48. И {мерительный тепловыделяющий

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, оснащенный

элемент ядерного реактора

измерительными преобразователями

Измерительный твэл

49. Сердечник тепловыделяющего элемента

Часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содер

ядерного реактора

жащая делящиеся и (или) воспроизводящие ядерные материалы в

Сердечник твэла

виде топливных композиции

5(1. Оболочка тепловыделяющего элемента

Внешняя по отношению к сердечнику часть тепловыделяюще

ядерного реактора

го элемента ядерного реактора из конструкционного материала.

Оболочка твэла

обеспечивающая передачу тепла от сердечника к теплоносителю,

D. Brcnnstabhulle

исключение контакта сердечника с окружающей средой, удержа

Е. Cladding

ние продуктов деления и стабильность формы тепловыделяющего

F. Game

элемента в процессе его эксплуатации

51. (Исключен, Изм. Ss 2).

52.    Наполнитель поглощающего 'элемента ядерного реактора Наполнитель пала

53.    Оболочка поглошаюшего элемента ядерного реактора

Оболочка пала

54.    Тепловыделяющая сборка ялерното реактора

ТВС

Ндп. Пакет

D.    Brcnnelemcnt

E.    Fuel assembly

F.    Assemblage combustible

55.    И мерительная генловыле.тяюшая сборка ялерного реактора

Измерительная ТВС

56.    Сборка поглощающих элементов ядерного реактора

Сборка пэлов

57.    Рабочий орган системы управления и зашиты ядерного реактора

Орган СУЗ

D.    Stcucrclcment

E.    Control member

F.    Element de commando

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 поглошаюшего элемента в процессе его эксплуатации

Сборочная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов, устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой энергии, обеспечения тсплосъема и (или) накоплении вторичного ядерного топлива.

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

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, оснащенная измерительными преобразователями

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

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


j-i*    35

Страница 6

С. 6 ГОСТ 23082-78

Определение

Термин

58.    Исполнительный мехами зм системы управления и зашиты ялерного реактора

Исполнительный механизм

СУЗ

59.    Привод системы управления и зашиты ялерного реактора

Привод СУЗ

60.    Корпус ялерного реактора

Корпус

D.    Reaktorbehilter

E.    Reactor vessel

F.    Caisson dc rcacleur

61.    Крышка корпуса ялерного реактора

Крышка корпуса

62.    Бак металловодной зашиты ялерного реактора

Бак МВЗ

63.    Внутреннее хранилище ялерного реактора

Внутреннее хранилище

64.    Облучатслыше устройство ялерною реактор:)

Обл у нательное усгройство

65.    Тепловая колонна ядерного реактора

E.    Thermal column

F.    Colonne themiique

66.    Канальный реактор большой мощности

РБМК

67.    Термоядерный реактор

ТЯР

Е. Fusion reactor

68.    Термоядерный реактор с магнитным удержанием плазмы

Е. Magnetic confincd fusion reactor

69.    Реактор-токамак E. Tokamak

70.    Термоялсрный реактор с инерционным удержанием плазмы

Е. inertial confined fusion reactor

71.    Чистый термоядерный реактор Е. Pure fusion reactor

72.    Гибридный термоядерный реактор Е. Hybrid fusion reactor

73.    Элсктриялсрный реактор ЭЛ ЯР

Е. Electronuclear reactor

74.    Стержень выгорающего иопютителя ядерного реактора

СВП

E.    Burnable poison rod

F.    Barrc de poison consommoble

Устройство, состоящее из привода СУЗ, рабочего органа СУЗ и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности 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 реакторе 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, имеющая гнезда для предварительной выдержки отработавших тепловыделяющих сборок

Устройство ядерного реактора, устанавливаемое в илерный реактор, 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 I Г Вт с кипением воды в технологических каналах и прямой подачей насыщенного 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, выполненный в форме тора

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

Термоядерный реактор, бланкет которого не содержит делящиеся нуклиды

Термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящиеся нуклиды

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

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

Примечание. Принцип действия элемента основан на постоянном падении поглошаюшей способности вследствие выгорания поглотителя


36

Страница 7

ГОСТ 23082-78 С. 7

Определение

Термин

75.    Регулирующий стержень илерноги реактора

PC

D.    Stcuerstab

E.    Control rod

F.    Barn: dc commando d'un reactcur

76.    кочиенсируюший стержень ядерного реактора

КС

D.    Trimmclcmcnl

E.    Shim rad

F.    Вагтс dc compensation

77.    Стержень аварийной sauiHгы ялерного реактора

Стержень АЗ

Ндп. Аварийный стержень

Аварийно -компенсирующий стержень

Стоп-стержень

D.    Rcgelslab fux Notabshaltung

E.    Emergency shutdown rod

F.    Bam* d'arrcnt d'urgence

78.    Опорная решетка тепловыделяющей сборки ялерного реактора ОРТВС

79.    Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

ДРТВС

КО. Канал ядерного реактора

Канал

D.    Kanale

E.    Channel

F.    Canal

81.    Технологический канал ядерного реактора

Технологический каши

D.    Technologischcn Kanale

E.    Fuel channel

F.    Canal dc combustible

82.    Экспериментальный канал ядерного реактора

Экспериментальный канал

D.    Versuchskanale

E.    Experimental channel

F.    Canal experimental

83.    Петлевой канал ядерного реактора Петлевой канал

84. Бассейн ядерного реактора

E.    Pool

F.    Piscine

Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора

Рабочий орган СУЗ. обеспечивающий компенсацию изменений реактивности ядерного реактора, связанных с температурными эффектами огравления реактора и выгоранием топлива

Рабочий орган системы анарийной защиты ядерного реактора в форме стержня или группы стержней, предназначенный для экстренного перевода реактора в под критическое 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

Элемент конструкции тепловыделяющей сборки ядерного реактора. обеспечивающий заданно!.- расположение тепловыделяющих 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, облучатсльного устройства, рабочих органов системы управления и зашиты, измерительной и контрольной аппаратуры.

Примечая и е. Канал ядерного реактора может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внугриканального пространства Канад ядерного реактора, оборудованный для размещения тепловыделяющей 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 канат 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 размещения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и экспериментальных устройств, а также для организации их охлаждения и обеспечения зашиты персонала от ионизирующего излучения


J-2-*

37

Страница 8

С. 8 ГОСТ 23082-78

Определение

Термин

85.    Биологическая защита ядсрного реактора

86.    Выгородка активной юны ядсрного реактора

Выгородка

87. Шахта ялерного реактора

Шахта

88. Блок защитных труб ядсрного реактора

БЗТ

89.    Верхний блок ялерного реактора

Верхний блок

90.    Топливный тепловыделяющий элемент ядсрного реактора

ТЭЛ

91.    Сырьевой тепловыделяющий элемент ядсрного реактора

СЭЛ

92.    Защитная оболочка ядсрного реактора

Защитная оболочка Е. Primary containment

93.    11оглощающнй тепловыделяющий элемент ядсрного реактора

ПЭЛ

94.    Кассета ядсрного реактора

Кассета

95.    Бланкст термоядерного реактора

Е. Blanket

96.    Первая стенка термоядерного реактора

Е. First wall

97.    Днвсртор термоядерного реактора

Е. Divcrtor

98.    Драйвер Е. Driver

99.    Псллсга Е. Reflet

Элемент конструкции ядсрного реактора или слой воды иод активной зоной, предназначенные для зашиты персонала от ионизирующего ихтучения

Элемент конструкции ядсрного 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 бакс 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 ялерного реактора, для удержания от всплытия внут-рикорпусных устройств и ТВС активной зоны, для защиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя

Устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и зашиты и организации перемещения аппаратуры внутриреакторного контроля

Тепловыделяющий элемент ядсрного реактора, в котором материалом сердечника служит ядсрнос топливо

Тепловыделяющий элемент ядсрного реактора, в котором материалом. выделяющим тепло, служит сырье для производства вторичного ядсрного топлива или иных продуктов ядериых реакций

Устройство ядсрного реактора, предназначенное для удержания радиоактивных нуклидов внутри объема, ограниченного оболочкой в случае аварийной разгерметизации оборудования ядер-ноп) реактора

Тепловыделяющий элемент ялерного реактора, в котором материалом сердечника служит вещество, хорошо поглощающее нейтроны, и который предназначен для упраалсиия реактивностью ядсрного реактора

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

Устройство термоядерного реактора, расположенное за областью реакции синтеза, предназначенное для использования нейтронов. генерируемых в реакции синтеза

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

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

Устройство, предназначенное для инициирования ндерной 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. N? 2).

38

Страница 9

ГОСТ 23082-78 С. 9

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ

Бак М ВЗ    62

Бак металловидной защиты ядерного реактора    62

Бассейн ядерного реактора    84

БЗТ    88

Бланкет термоядерного реактора    95

Блок верхний    89

Блок защитных труб ядерного реактора    88

Блок мерного реактора верхний    89

Бридер    24

ВВР    29

ВВЭР    30

ВТР    22

Выгородка    86

Выгородка активной юны ядерного реактора    86

Дивертор термоядерного реактора    97

Драйвер    98

ДР ТВС    79

Запал    43

Зашита ядерного реактора биологическая    85

Зона активная    41

Зона возбуждения    43

Зона воспроизводства    42

Зона воспроизводства ядерного реактора    42

Зона занальнан    43

Зона ядерного реактора активная    41

Зона ядерного реактора запальная    43

Источник нейтронов пусковой    44

Канал    80

Канал петлевой    83

Канал технологический    81

Канал экспериментальный    82

Канал ядерного реактора    №

Канал ядерного реактора петлевой    83

Канал ядерного реактора технологический    81

Канал ядерного реактора экспериментальный    82

Кассета    94

Кассета ядерного реактора    94

Кладка    45

Кчадка ядерного реактора    45

Колонна ядерного реактора тепловая    65

Конвертер    23

Корпус    60

Корпус ядерного реактора    60

Котел атомный    !

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 пала    52

Оболочка защитная    92

Оболочка поглощающего элемента ядерного реактора    53

Оболочка пала    53

Оболочка твэла    50

Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора    50

Орган системы управления и защиты ядерного реактора рабочий    57

Орган СУЗ    57

ОР ТВС    78

з-    #

Страница 10

С. 10 ГОСТ 23082-78

Отражатель    46

Отражатель нейтронов    46

Оболочка ялерного реактора тащитная    92

Пакет    54

Псллста    99

Подпорка нейтронная    46

Привод системы управления н запиты ялерного реактора    59

Привод СУЗ    59

ПЭЛ    93

Размножитель    24

РБМК    66

Реактор    I

Реактор атомный    I

Реактор баковый    18

Реактор бассейновый    20

Реактор большой мощности канальный    66

Реактор водо-водяной    29

Реактор высокотемпературный    22

Реактор газовый    32

Реактор газоохлаждасмый    32

Реактор га юфазный    17

Реактор гетерогенный    16

Реактор гомогенный    15

Реактор графитовый    36

Реактор давления    28

Реактор деления    1

Реактор демонстрационный    10

Реактор жндкометалличсскнй    34

Реактор импульсный    8

Реактор интегральный    21

Реактор испытате.шшй    7

Реактор исследовательский    6

Реактор канальный    19

Реактор кнпяишй    27

Реактор-конвертер    23

Реактор корпусный    18

Реактор материаловедчсский    7

Реактор многоцелевой    11

Реактор на быстрых нейтронах    14

Реактор на промежуточных нейтронах    13

Реактор на расплавленных солях    35

Реактор на тепловых нейтронах    12

Реактор оСиучате-имый    4

Реактор органический    33

Реактор передвижной    40

Реактор iиавающий    20

Реактор погружной    20

Реактор производящий    4

Реактор промышленный    4

Реакгор-ра «множитель    24

Реактор саморегулирующийся    38

Реактор с водой под давлением    28

Реактор с газовым охлаждением    32

Реактор с прямым циклом    31

Реактор стационарный    39

Реактор теп.ютехнический    2

Реактор те/иоэнергетичеекий    2

Реактор термоэлектрический    25

Реактор тсрмоэмиссионный    26

Реактор термоядерный    67

Реактор термоядерный гибридный    72

40

Страница 11

ГОСТ 23082-78 С. II

Реактор термоядерный с инерционным удержанием плазмы    70

Реактор термоядерный с магнитным удержанием плазмы    68

Реактор термоядерный чистый    71

Реактор технологический    4

Реактор-токамак    69

Реактор транспортабельный    40

Реактор транспортный    3

Реактор тяжеловодный    37

Реактор учебный    9

Реактор экспериментальный    5

Реактор нектроэнергетический    2

Реактор злектроядерный    73

Реактор энергетический    2

Реактор энергетический водо-водяной    30

Реактор ядерный    I

Решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора днетанцнонируюшая    79

Решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора «упорная    78

PC    75

Сборка поглощающих элементов ядерного реактора    56

Сборка гилон    56

Сборка ядерного реактора тешювылеляющая    54

Сборка ядерного реактора тепловыделяющая измерительная    55

СВП    74

Сердечник твэла    49

Сердечник тепловыделяющего элемента ядерного реактора    49

Стенка термоядерного реактора первая    %

Стержень аварийный    77

Стержень аварийно-компенсирующий    TJ

Стержень аварийной защиты ядерного реактора    77

Стержень АЗ    77

Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора    74

Стержень ядерного реактора компенсирующий    76

Стержень ядерного реактора регулирующий    75

Стоп-стержень    TJ

СЭЛ    91

ТВС    54

ТВС измерительная    55

Твэл    47

Твэл измерительный    48

ТЭЛ    90

ТЯР    67

Устройство обличительное    64

Устройство ядерного реактора облучательное    64

Хранилище внутреннее    63

Хранилище ядерного реактора внутреннее    63

Шахта    87

Шахта ядерного реактора    87

Элемент тепловыделяющий ядерного реактора поглощающий    93

Элемент тепловыделяющий ядерного реактора сырьевой    91

Элемент тепловыделяющий ядерного реактора топливный    90

Элемент ядерного реактора тепловыделяющий    47

Элемент ядерного реактора тепловыделяющий измерительный    48

ЭЛ ЯР    73

41

Страница 12

С. 12 ГОСТ 23082-78

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА НЕМЕЦКОМ ЯЗЫКЕ

Aktivcn Zone

41

Brcnnclcmcnt

54

Brcnnstab

47

Brcnnstabhiille

5<)

Brutreaktor

24

Brutzonc

42

Drucknlhrcnrcaktor

19

Druckwasscrrcaktor

28

Forschungsreaktor

6

Gasgcktlhltcr Rcactor

32

Graphitreaktor

36

Hcterogcncr Kcaktor

16

Hochlcmperaturreaktor

22

Homogener Rea ktor

15

Intcgricrtcr Reaktor

21

Kanalc

SO

Kern reaktor

1

Konvcrterrcaktor

23

Kral'twerksrcaktor

2

Mchmvcckrcaktor

11

Mittclschncllcr Reaktor

13

Rcaktorbchiiltcr

60

Reaktor mit dircktcm Kreislauf

31

Rcgelstab fux Notabschaltung

77

Rertcktor

46

Sicdewasserrcaktor

27

Schneller Reaktor

14

Schwerwasserreaktor

37

Steuerclcmcnt

57

Stcuerstab

75

Technologischcn Kanalc

SI

Thcrmischcr Reaktor

12

Trimmclcmcnt

76

Versuchskanale

S2

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА АНГЛИЙСКОМ ЯЗЫКЕ

Blanket

42. 95

Burnable poison rod

74

Boilling water rcactor

27

Breeder

24

Channel

SO

Cladding

50

Control member

57

Control rod

75

Converter

23

Core

41

Demonstration rcactor

10

Direct — cycle reactor

31

Divcrtor

97

Driver

98

Elcctronuclcar rcactor

73

Emergency shutdown rod

77

Experimental rcactor

5

Experimental channel

82

Fast reactor

14

First wall

96

Fuel assembly

54

Fuel element

47

42

Страница 13

ГОСТ 23082-78 С. 13

Fuel channcl

Fusion reactor

Gas—coolcd reactor

Graphite moderated reactor

Heavy water reactor

Heterogeneous reactor

High temperature reactor

Homogeneous reactor

Hybrid fusion reactor

Inertial confined fusion reactor

Integral reactor

Intermediate reactor

Magnetic confined fusion reactor

Materials testing reactor

Metal liquid reactor

Multi-purpose reactor

Nuclear reactor

Organic reactor

Pellet

Pool

Pool reactor

Power reactor

Pressure tube reactor

Pressurized water reactor

Primary containment

Production reactor

Pulsed reactor

Pure fusion reactor

Reactor of thermionic conversion

Reactor vessel

Reflector

Research reactor

Self-regulation reactor

Shim rod

Stationary reactor

Tank reactor

Thermal column

Thermal reactor

Thermoelectric reactor

Training reactor

Transportable reactor

Tokamak

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ IIA ФРАНЦУЗСКОМ ЯЗЫКЕ

Assemblage combustible

Bane d'arrcnt d’urgence

Barre dc compensation

Bane de commande d'un reacteur

Bane de poison consommoble

Caisson de rdacteur

Canal

Canal experimental Canal de combustible Coeur

Colonne thermique Couche fertile Element combustible Element de commande Gainc Piscine

43

Страница 14

С. 14 ГОСТ 23082-78

Reactcur i autoregulation

38

Reacteur a coeur fcrmc

18

Reactcur a cycle direct

31

Reacteur a echangeur integrc

21

Reactcur a lluidc sous pression

28

Reactcur a haute temperature

22

Reacteur a neutrons intermadiaires

13

Reactcur a neutrons thermiques

12

Reacteur a tubes dc force

19

Reactcur bouillant

27

Reacteur convcrtisscur

23

Reacteur de demonstration

10

Reacteur d'entrainemcnt

9

Reactcur de production

4

Reactcur dc puissance

2

Reactcur dcssais dc materiaux

7

Reacteur experimental

5

Reacteur heterogcne

16

Reacteur homogene

15

Reacteur nucleaire

1

Reacteur piscine

20

Reactcur pulse

8

Reacteur rapidc

14

Reacteur recherche

6

Reactcur surrcgcncrateur

24

Retlccteur

46

(Измененная редакция. Изм. № I, 2).

ПРИЛОЖЕНИЕ

Справочное

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

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЩЕТЕХНИЧЕСКИХ ПОНЯТИЙ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ В СТАНДАРТЕ

Термин

Определение

1.    ’Замедлитель

2.    Теплоноситель

3.    Поглошаюший материал

Вещество, применяющееся для уменьшения кинетической энергии нейтронов за счет соударений их с ядрами этого вещества Вещество, снимающее и отводящее тепло от источника тепла и передающее его менее нагретому телу в парогенераторах или тс плообме н никах

Вещество с большим сечением поглощения нейтронов

4.    (Исключен. Изм. N? 2).

5.    Выгорающий поглотитель

ПРИЛОЖЕНИЕ. (Измененная редакция, Изм. S" 1, 2).

И НФОРМАЦИОН Н Ы Е ДАН Н Ы Е

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

2.    Стандарт соответствует международному стандарту ИСО 921—72

3.    ВЗАМЕН ГОСТ 20942-75

4.    ИЗДАНИЕ с Изменениями № 1,2, утвержденными в июле 1981 г., в сентябре 1987 г. (ИУС 10—81, 1-88)

1-88)

44

Заменяет ГОСТ 20942-75