ГОСТ 17137-87 Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения
МЕЖГОСУДАРСТВЕН НЫЙ СТАНДАРТ
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ
И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Термины и определе н ия
ГОСТ 17137-87
СТАНДАРТИНФОРМ
2005
МЕЖГОСУДАРСТВЕН НЫЙ СТАНДАРТ
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ Термины и определе н ия Monitoring, control and protection systems of nuclear reactors. |
ГОСТ |
Дата введения 01.01.88
Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий в области систем контроля, управления и защиты ядерных реакторов атомных станций различного типа.
Стандарт не распространяется на транспортные реакторы.
Термины, установленные настоящим стандартом, обязательны для применения в документа ц ии и литературе всех видов, входящих в сферу действия стандартизации или использующих результаты этой деятельности.
Для каждого понятия установлен один стандартизованный термин.
Применение терминов -с инонимов стандартизованного термина не допускается.
Для отдельных стандартизованных терминов в стандарте приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования.
Приведенные определения можно при необходимости изменять, вводя в них производные признаки, раскрывая значения используемых в них терминов, указывая объекты, входящие в объем и содержание понятий, определенных в стандарте.
В случаях, когда в термине содержатся все необходимые и достаточные признаки понятия, определение не приведено и в графе «Определение» поставлен прочерк.
В стандарте приведены иноязычные эквиваленты ряда стандартизованных терминов на немецком ( D ) и английском (Е) языках.
В стандарте приведены алфавитные указатели содержащихся в нем терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов.
Термины и определения общих понятий, необходимые для понимания текста стандарта, приведены в приложении.
Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткие формы - светлым.
Термин |
Определение |
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ |
|
1 . Функциональный комплекс контроля ядерного реактора |
Совокупность систем ко н троля ядерн ого реактора, функцион ирующих совместно |
2 . Система контроля ядерного реактора |
Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения контроля параметров, характ е ристик и (или) состояния ядерного реактора, предназначенная для выполн ен ия заданных функций. Примечан ие . Система контроля может содержать не все указанные виды обеспечения |
3 . Подсистема контроля ядерного реактора |
Часть системы контроля ядерного реактора, предназначенная для выполнения отдельных ее функций |
4 . Система контроля реакторной кинетики D. Kontrollsystem der Reaktorkinetik Е . Reactor kinetics monitoring system |
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности, скорости изменения физической мощности и (или) реактивности ядерного реактора. Примеч ания : 1 . Физическая мощность ядерного реактора - величина, пропорциональная плотности потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора. 2 . Скорость изменения физической мощности ядерного реактора может выражаться величиной, характеризующей изменение физической мощности в е раз (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удво е ния). 3 . Реактивность ядерного реактора - величина, определяющая отклонение размножающих свойств среды ядерного реактора, в которой протекает цепная реакция, от критического состояния. Реактивность ядерного реактора вычисляют по формуле ρ = 1- 1/ K эфф , где K эфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов |
5 . Система контроля нейтронного потока ядерного реактора D. Neutronen fl usskontrollsystem Е . Neutron flux monitoring system |
Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов. Прим еча ние . В функции системы допускается включать контроль реактивности |
6 . Система контроля технологических параметров ядерного реактора D. Kontrollsystem der tec h nologisch en Parameter E. Process parameter monitoring system |
- |
7 . Система внутриреакторного контроля Система ВРК |
Система контроля ядерного реактора, которая дает сведения о параметрах и характеристиках активной зоны, необходимых для обеспечения проектного технологического режима эксплуатации активной зоны ядерного реактора |
8 . Подсистема внутриреакторного контроля температуры |
- |
9 . Подсистема внутриреакторного контроля плотности потока нейтронов ядерного реактора |
- |
10 . Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора Система К СО твэлов |
Система контроля ядерного реактора, обеспечивающая получение данных о состоянии оболочек, наличии, появлении, развитии, характере дефектов в оболочках тепловыделяющих элементов и местонахождении тепловыделяющих элементов с дефектами в активной зоне ядерного реактора |
11 . Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов |
Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора, предназначенная для косвенного контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов |
12 . Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора D. Rauschdiagnostiksystem Е . Noise diagnostics system |
Система контроля состояния оборудования или материалов ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, температуры, реактивности, акустических, нейтронных |
13 . Подсистема контроля флуктуации нейтронного поля |
- |
14 . Подсистема контроля пульсаций давления теплоносителя |
- |
15 . Подсистема контроля вибраций оборудования |
- |
16 . Подсистема контроля пульсаций расхода теплоносителя |
- |
17 . Подсистема контроля пульсаций температуры теплоносителя |
- |
18 . Система контроля радиационной безопасности атомной станции |
Совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения для контроля ионизирующих излучений, параметров и характеристик источников ионизирующих излучений атомной станции с целью ограничения облучения персонала, населения и охраны природы |
19 . Подсистема контроля технологических контуров атомной станции |
Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначен н ая для контроля объемной активности радионуклидов в технологических средах, мощности экспозиционной дозы и плотности потока ионизирующего излучения от технологических контуров и оборудования |
20 . Подсистема контроля производственных помещений атомной станции |
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 |
2 1 . Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции |
Часть системы контроля радиацион н ой безопасности атомной станции, предназначенная для контроля вн ешнего облучения, радиоактивного загрязнения и содержания радиоактивных веществ в организме человека |
22 . Подсистема контроля выбросов и сбросов атомной станции |
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 |
23 . Подсистема контроля радиоактивных загрязнений в зоне расположения атомной станции |
Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, пр е дназначенная 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 |
|
2 4 . Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ D. Rege l- un d Schutzsystem Е . Control and safety system |
Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контроля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений |
2 5 . Аварийная защита ядерного реактора AЗ D. Schnellschlusssystem Е . Protection system |
Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития аварийной ситуации на ядерном реакторе быстрым переводом реактора в подкритическое состояние |
26 . Сигнал аварийной защиты ядерного реактора Сигнал A З D. Schnellschlusssignal Е . Protection signal |
Сигнал, характеризующий появление аварийной ситуации и срабатывание аварийной защиты ядерного реактора |
27 . Предупредительная защита ядерного реактора ПЗ Е . Alarm system |
Функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению возможности возникновения аварийной ситуации на ядерном реакторе снижением мощности до безопасного уровня |
28 . Сигнал предупредительной защиты ядерного реактора Сигнал ПЗ Е . Alarm signal |
Сигнал, характеризующий срабатывание предупредительной защиты ядерного реактора |
29 . Аварийная защита ядерного реактора по мощности АЗ М D. Leistungssc hn ellchlusssystem Е . Power-level protection system |
- |
30 . Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности АЗС D. Sc h nellschlusssystem der Leistungsa nderung E. Power rate-of-change protection system |
- |
31 . Аварийная защита ядерного реактора по реактивности А ЗС D. Reaktivit a tsschn ellsch lusssystem Е . Nuclear reactor reactivity protection system |
- |
32 . Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки АЗТ D. Schnellschlusssystem der tech n ologisch en Parameter E. Process parameter protection system |
- |
33 . Подсистема аварийной защиты ядерного реактора Е . Protection subsystem |
Подсистема системы управления защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции аварийной защиты |
34 . Канал аварийной защиты ядерного реактора Канал A З D. Ka n al des Schnellschutzsystems Е . Protection channel |
- |
35 . Регулирование ядерного реактора D . Regelu n g des Ker n reaktors E. Nuclear reactor control |
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение определенных параметров ядерного реактора |
36 . Подсистема автоматического регулирования ядерного реактора АР Е . Automatic control subsystem |
Подсистема системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая выполнение функции автоматического регулирования ядерного реактора |
37 . Канал автоматического регулирования ядерного реактора Канал АР D. Kanal der automatischen Regelung E. Automatic control channel |
- |
38 . Стабилизация энергораспределения ядерного реактора Е . Stabilization of power distribution |
Функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая управлени е ядерным реактором с целью поддержания параметров энергораспределения на заданном уровне |
39 . Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора D. Verbindungsli n ie de r Regelund Schu tzsystems E. Communication lines of control and safety system |
Совокупность элементов, обеспечивающих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора |
40 . Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора D. Rege l -un d Sch utzsystemapparatur Е . Control and safety system instrumentation |
Комплекс технических средств, предназначенных для выполнения задач системы управления и защиты ядерного реактора, включая информацию об измеряемых и контролируемых в рамках данной системы параметров, в том числе, положении органов регулирования и защиты, диагностику обнаружения неисправностей данной системы |
4 1 . Исполнительный механизм аварийной защиты ядерного реактора Исполнительный механизм A З Е . Protection system actuator |
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для аварийного останова ядерного реактора |
42 . Исполнительный механизм автоматического регулирования ядерного реактора Исполнительный механизм АР D. Triebwerk der automatische n Regelung E. Automatic control actuator |
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для обеспечения автоматического регулирования параметров ядерного реактора и автоматической стабилизации энергораспределения |
43 . Исполнительный механизм ручного регулирования ядерного реактора Исполнительный механизм РР D . Triebwerk der H andregelung Е . Manual actuator |
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, пред н азначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором |
44 . Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора Исполнительный механизм КР D . Triebwerk der Reaktivit a tsausgleichs Е . Reactivity compensation actuator |
Исполнитель н ый механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительн ых по отношению к процессу регулирования изменений реактивности ядерного реактора |
45 . Универсальный исполнительный механизм ядерного реактора |
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для выполнения функции аварийной защиты, автоматического и ручного регулирования мощности, а также компенсации изменений реактивности ядерного реактора |
46 . Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора УП D. Stellungsanzeiger des Regelorgans Е . Control element position indicator of control and safety system |
Устройство для определения положения регулирующего органа системы управления и защиты в активной зоне ядерного реактора |
АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА РУССКОМ ЯЗЫКЕ
A З |
25 |
АЗМ |
29 |
А ЗР |
31 |
АЗС |
30 |
АЗТ |
32 |
Аппаратура системы управления и защиты ядерного реактора |
40 |
АР |
36 |
Защита ядерного реактора аварийная |
25 |
Защита ядерного реактора аварийная по мощности |
29 |
Защита ядерного реактора аварийная по скорости изменения мощности |
30 |
Защита ядерного реактора аварийная по реактивности |
31 |
Защита ядерного реактора аварийная по технологическим параметрам реакторной установки |
32 |
Защита ядерного реактора предупредительная |
27 |
Канал аварийной защиты ядерного реактора |
34 |
Канал автоматического регулирования ядерного реактора |
37 |
Канал AЗ |
34 |
Канал АР |
37 |
Комплекс контроля ядерного реактора функциональный |
1 |
Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора |
39 |
Механизм аварийной защиты ядерного реактора исполнительный |
41 |
Механизм автоматического регулирования ядерного реактора исполнительный |
42 |
Механизм AЗ исполнительный |
41 |
Механизм АР исполнительный |
42 |
Механизм компенсации реактивности ядерного реактора исполнительный |
44 |
Механизм КР исполнительный |
44 |
Механизм РР исполнительный |
43 |
Механизм ручного регулирования ядерного реактора исполнительный |
43 |
Механизм ядерного реактора исполнительный универсальный |
45 |
ПЗ |
27 |
Подсистема аварийной защиты ядерного реактора |
33 |
Подсистема автоматического регулирования ядерного реактора |
36 |
Подсистема в нут риреакторн ого контроля п лотности потока нейтронов ядерного реактора |
9 |
Подсистема внутриреакторного контроля температуры |
8 |
Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции |
21 |
Подсистема контроля вибраций оборудования |
15 |
Подсистема контроля выбросов и сбросов атомной станции |
22 |
Подсистема контроля производственных помещений атомной станции |
20 |
Подсистема контроля пульсаций давления теплоносителя |
14 |
Подсистема контроля пульсаций расхода теплоносителя |
16 |
Подсистема контроля пульсаций температуры теплоносителя |
17 |
Подсистема контроля радиоактивных загрязнений в зоне расположения атомной станции |
23 |
Подсистема контроля технологических контуров атомной станции |
19 |
Подсистема контроля флуктуации нейтронного поля |
13 |
Подсистема контроля ядерного реактора |
3 |
Регулирование ядерного реактора |
35 |
Сигнал аварийной защиты ядерного реактора |
26 |
Сигнал A 3 |
26 |
Сигнал ПЗ |
28 |
Сигнал предупредительной защиты ядерного реактора |
28 |
Система внутриреакторного контроля |
7 |
Система ВРК |
7 |
Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов |
11 |
Система контроля нейтронного потока ядерного реактора |
5 |
Система контроля радиационной безопасности атомной станции |
18 |
Система контроля реакторной кинетики |
4 |
Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора |
10 |
Система контроля технологических параметров ядерного реактора |
6 |
Система контроля ядерного реактора |
2 |
Система КСО твэло в |
10 |
Система управления и защиты ядерного реактора |
24 |
Система шумовой диагностики состояния ядерного реактора |
12 |
Стабилизация энергораспределения ядерного реактора |
38 |
СУЗ |
24 |
Указатель положения регулирующего органа системы управления и защиты ядерного реактора |
46 |
УП |
46 |
АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА НЕМЕЦКОМ ЯЗЫКЕ |
|
Kana l der automatischen Regelung |
37 |
Kana l des Sch nellschutzsystems |
34 |
Kontrollsystem der Reaktorkinetik |
4 |
Kontrollsystem der tec h nologischen Parameter |
6 |
L eistungsschellsc h lusssystem |
29 |
Neutronen flu sskontrollsystem |
5 |
Rausc h diagnostiksystem |
12 |
Reaktivit a tsschn ellschlusssystem |
31 |
Rege l - un d Sch utzsystem |
24 |
Rege l - und Sch utzsystemapparatur |
40 |
Regelung des K ernreaktors |
35 |
Sc h nellsch lu sssignal |
26 |
Sc h nellsch lusssystem |
25 |
Sc h nellschlusssystem der Leistungsan derung |
30 |
Schnellschlusssystem der tec h nologischen Parameter |
32 |
Stellungsa n zeiger des Regelorgans |
46 |
Trieb w erk der automatisch en Regelu ng |
42 |
Trieb w erk der Handregelung |
43 |
Triebwerk der Reaktivit a tsausgleich s |
44 |
V erbindungslinie des Regel- und Schutzsystems |
39 |
АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ НА АНГЛИЙСКОМ ЯЗЫКЕ |
|
Alarm signal |
28 |
Alarm system |
27 |
Automatic control actuator |
42 |
Automatic control channel |
37 |
Automatic control subsystem |
36 |
C ommunication lines of control and safety system |
39 |
C ontrol and safety system |
24 |
C ontrol and safety system instrumentation |
40 |
C ontrol element position indicator of control and safety system |
46 |
M anual actuator |
43 |
Neutron flux monitoring system |
5 |
Noise diagnostics system, |
12 |
Nuclear reactor control |
35 |
Nuclear reactor reactivity protection system |
31 |
Power-level protection system |
29 |
Power rate-of-c h an ge protection system |
30 |
Process parameter monitoring system |
6 |
Process parameter protection system |
32 |
Protection channel |
34 |
Protection signal |
26 |
Protection subsystem |
33 |
Protection system |
25 |
Protection system actuator |
41 |
Reactivity compensation actuator |
44 |
Reactor kinetics monitoring system |
4 |
Stabilization of power distribution |
38 |
ПРИЛОЖЕНИЕ
Справочное
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЩИХ ПОНЯТИЙ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ ПОНИМАНИЯ ТЕКСТА СТАНДАРТА
Термин |
Определение |
1 . Энерговыделение ядерного реактора |
Интегральная энергия, высвобождающаяся в результате распада делящегося материала в активной зоне яд е рного реактора |
2 . Энергораспределение ядерного реактора |
Распределение энерговыделения по активной зоне ядерного реактора |
3 . Аварийная ситуация |
Ситуация, при которой определенные параметры ядерного реактора при реакторной установке выходят за предельно допустимые значения |
4 . Минимально контролируемый уровень мощности ядерного реактора |
Минимальный уровень мощности активной зоны ядерного реактора, достаточный для контроля за цеп н ой реакцией при помощи аппаратуры системы управления и защиты данного реактора |
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
1 . УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановле н ием Государственного комитета СССР по стандартам от 2 7.03.87 № 9 96
2 . Стандарт полностью соответствует СТ СЭВ 5 489 -8 6
3 . ВЗАМЕН ГОСТ 17137-71, ГОСТ 1 7924-81 и ГОСТ 2 1933-76
4 . ПЕРЕИЗДАНИЕ
СОДЕРЖАНИЕ
Системы контроля ядерных реакторов . 1 Системы управления и защиты ядерных реакторов . 3 Алфавитный указатель терминов на русском языке . 5 Алфавитный указатель терминов на немецком языке . 7 Алфавитный указатель терминов на английском языке . 7 Приложение. Термины и определения общих понятий, необходимых для понимания текста стандарта . 8 |