ГОСТ 17137-87. Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения (72446)



ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
СОЮЗА ССР

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ
И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ГОСТ 17137-87
(СТ СЭВ 5489-86)

И

Цена 5 коп.


здание официальное

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ
МоскваГ

ГОСТ
17137-87
(СТ СЭВ 5489—86)

ОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Термины и определения

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

ОКСТУ 6933

Дата введения 01.01.88

Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий в области систем контроля, управления и защиты ядер- ных реакторов атомных станций различного типа.

Настоящий стандарт не распространяется на транспортные ре­акторы.

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.

  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. 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 данном стандарте.

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

Издание официальное
★


Перепечатка воспрещена




    1. В табл. 1 в качестве справочных приведены иноязычные эквиваленты для ряда стандартизованных терминов на немецком (D) и английском (Е) языках.

  2. Алфавитные указатели содержащихся в стандарте терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов приведены в табл. 2—4.

  3. Термины и определения общих понятий, необходимые для понимания текста стандарта, приведены в приложении.

  4. Стандартизованные термины набраны полужирным шриф­том, их краткая форма — светлым.

Таблица 1

О

Термин

пределение

СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

С

  1. Функциональный комплекс контроля ядерного реактора

  2. Система контроля ядерного реактора

овокупность систем контроля ядерного реактора, функционирующих совместно.

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

Примечание. Система контроля может содержать не все указанные ви­ды обеспечения

Ч

  1. Подсистема .контроля ядерно­го реактора

  2. Система контроля реактор­ной кинетики

  1. Kontrollsystem der Reaktor- kinetik

  2. Reactor kinetics monitoring system

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

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

Примечания.

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

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

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

1 Р=1~„ ,

'Хэфф

где Хэфф—эффективный коэффициент раз­множения нейтронов.

С

5. Система контроля нейтронно­го потока ядерного реактора

  1. Neutronenflusskontrollsystem

  2. Neutron flux monitoring sys­tem

истема контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физичес­кой мощности ядерного реактора по плот­ности потока нейтронов.

П

  1. Система контроля технологи­ческих параметров ядерного ре­актора

  1. Kontroilsystem der technoio- gischen Parameter

  2. Process parameter monitoring system

  1. Система внутриреакторного контроля

Система ВРК

римечание. В функции систе­мы допускается включать контроль ре­активности

С

  1. Подсистема внутриреакторно­го контроля температуры

  2. Подсистема внутриреакторно­го контроля плотности потока нейтронов ядерного реактора

  3. Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих эле­ментов ядерного реактора

Система К СО твэлов

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

Система контроля ядерного реактора, обеспечивающая получение данных о сос­тоянии оболочек, наличии, появлении, раз­витии, характере дефектов в оболочках тепловыделяющих элементов и местонахож­дении тепловыделяющих элементов с дефек­тами в активной зоне ядерного реактора

С

11. Система контроля герметич­ности оболочек тепловыделяющих элементов

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

12. Система шумовой диагнос­тики состояния ядерного реактора

  1. Rauschdiagnostiksystem

  2. Noise diagnostics system

  1. Подсистема контроля флук­туаций нейтронного поля

  2. Подсистема контроля пуль­саций давления теплоносителя

  3. Подсистема контроля виб­раций оборудования

  4. Подсистема контроля пуль­саций расхода теплоносителя

  5. Подсистема контроля пуль­саций температуры теплоносителя

  6. Система контроля радиаци­онной безопасности атомной стан­ции

  1. Подсистема контроля техно­логических контуров атомной станции

  1. Подсистема контроля про­изводственных помещений атом­ной станции

  1. Подсистема индивидуально­го контроля персонала атомной станции

  1. Подсистема контроля выб­росов и сбросов атомной станции

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

Совокупность средств технического, про­граммного, информационного, метрологи­ческого и организационного обеспечения для контроля ионизирующих излучений, параметров и характеристик источников ионизирующих излучений атомной станции с целью ограничения облучения персонала, населения и охраны природы

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназна­ченная для контроля объемной активности радионуклидов в технологических средах, мощности экспозиционной дозы и плот­ности потока ионизирующего излучения от технологических контуров и оборудования

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназна­ченная для контроля плотности потока ио­низирующих частиц, мощности экспозици­онной дозы фотонного излучения и объем­ной активности радионуклидов в произ­водственных помещениях атомной станции

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

Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназна­ченная для контроля объемной активности радионуклидов в жидких сбросах, газооб­разных и аэрозольных выбросах и (или) активности выбросов и сбросов атомной станции за определенный интервал времени


Ч

23. Подсистема контроля радио­активных загрязнений в зоне рас­положения атомной станции

СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И


ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ


асть 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

24. Система управления и за­щиты ядерного реактора СУЗ

  1. Regel- und Schiitzsystem

  2. Control and safely system

  1. Аварийная защита ядерного реактора АЗ

  1. Sclv.it Usch I usssystem

  2. Protection system

  1. Сигнал аварийной защиты ядерного реактора

Сигнал АЗ

  1. Sclinellschlusssignal

  2. Protection signal

  1. Предупредительная защита ядерного реактора

ПЗ

Е. Alarm system

  1. Сигнал предупредительной защиты ядерного реактора

Сигнал ПЗ

Е. Alarm signal

  1. Аварийная защита ядерного реактора по мощности

АЗМ

  1. Leistungsschnellschlusssystem

  2. Power-level protection system


Совокупность средств технического, про­граммного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий бе­зопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с режима на режим, для контро­ля интенсивности цепной реакции, для обеспечения быстрого прекращения реак­ции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энер­говыделений

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

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

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

Сигнал, характеризующий срабатывание предупредительной защиты ядерного реак­тор

а


30. Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности

АЗС

  1. Schnellschlusssystem der Leis- tungsanderung

  2. Power rate-of-change protec­tion system

31. Аварийная защита ядерного реактора по реактивности

АЗР

  1. Reaktivitatsschnellschlusssys- tem

  2. Nuclear reactor reactivity pro­tection system

32. Аварийная защита ядерного реактора по технологическим па­раметрам реакторной установки

АЗТ

  1. Schnellschlusssystem der tech- nologischen Parameter

  2. Process parameter protection system

  1. Подсистема аварийной за­щиты ядерного реактора

Е. Protection subsystem

  1. Канал аварийной защиты ядерного реактора

Канал АЗ

  1. Kanai des Schnellschutzsys- tems

  2. Protection channel

  1. Регулирование ядерного ре­актора

  1. Regelting des Kernreaktors

  2. Nuclear reactor control

  1. Подсистема автоматического регулирования ядерного реактора

АР

Е. Automatic control subsystem

  1. Канал автоматического ре­гулирования ядерного реактора

Канал АР

  1. Kanai der automatischen Re­selling

  2. Automatic control channel

  1. Стабилизация энергораспре­деления ядерного реактора

Е

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

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

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

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

. Stabilization of power distri­butionС

  1. Линии связи системы управ­ления и защиты ядерного реакто­ра

  1. Verbindungslinie des Regel- und Schutzsystems

  2. Communication lines of cont­rol and safety system

  1. Аппаратура системы управ­ления и защиты ядерного реакто­ра

  1. Regel- und Schutzsystemap- paratur

  2. Control and safety system instrumentation

овокупность элементов, обеспечиваю­щих передачу сигналов между составными частями системы управления и защиты ядерного реактора
Скачать бесплатно
Предыдущий документ
Следующий документ
Следующая страница


Нормативні акти про охорону праці Основні законодавчі акти Будівельні норми і правила (ДБН, СНиП) Стандарти (ГОСТ, ДСТУ) Санітарні норми і правила Пожежна безпека (НАПБ) Інструкції з охорони праці Реестр НПАОП 2020-2021 - Нормативно-правові акти з охорони праці

ДСТУ 3321:2003 Система конструкторської документації ДБН В.1.2-2:2006 НАВАНТАЖЕННЯ І ВПЛИВИ Норми проектування Закон україни про регулювання містобудівної діяльності НПАОП 40.1-1.21-98 Правила безпечної експлуатації електроустановок споживачів НПАОП 01.2-1.11-12 Правила охорони праці у тваринництві. Конярство ДСТУ Б В.2.5-1-95 Інженерне обладнання будинків і споруд. Прилади санітарно-технічні сталеві емальовані. Технічні умови / Приборы санитарно-технические стальные эмалированные. Технические условия ДСТУ 3739-98 Положення про ведення державного класифікатора ДК 003 «Класифікатор професій» НПАОП 10.0-5.25-89 Инструкция по безопасному ведению горных работ на пластах, опасных по внезапным выбросам угля, породы и газа ГОСТ Р 52495-2005 Социальное обслуживание населения. Термины и определения Закон України "Про автомобільний транспорт"
ГОСТ 10.31-70 Волокно льняное короткое, поставляемое для экспорта. Технические требования СТОРІНКА: 3 НПРМ Сборник 18 СТОРІНКА: 9 НПАОП 40.1-3.03-84 Отраслевые нормы бесплатной выдачи специальной одежды, специальной обуви и средств индивидуальной защиты рабочим и служащим предприятий и организаций Минэнерго СССР СТОРІНКА: 22 ГОСТ 24838-87 Аппаратура радиоэлектронная бытовая. Входные и выходные параметры СТОРІНКА: 2 0C92-32-66r Заглушки транспортировочные СТОРІНКА: 2 НПАОП 60.1-3.01-04 Норми безплатної видачі спеціального одягу, спеціального взуття та інших засобів індивідуального захисту працівникам залізничного транспорту України СТОРІНКА: 3 ДСТУ 4401-2:2005 Пожежна техніка. Кран-комплекти пожежні. Частина 2. Кран-комплекти пожежні з плоскоскладаними рукавами. Загальні вимоги СТОРІНКА: 3 НПБ 13-2000 Нормы пожарной безопасности Республики Беларусь. Порошки огнетушащие общего назначения. Общие технические требования. Методы испытаний СТОРІНКА: 3 ДБН В.2.2-13-2003 Будинки і споруди спортивні та фізкультурно-оздоровчі споруди СТОРІНКА: 5 ДБН В.2.4-3:2010 Гідротехнічні, енергетичні та меліоративні системи і споруди, підземні гірничі виробки гідротехнічні споруди. основні положення СТОРІНКА: 8
Смотрите также
ГОСТ 12.1.045-84 Электростатические поля. Допустимые уровни на рабочих и требования к проведению контроля ВСН 51-1-80 Инструкция по производству строительных работ в охранных зонах магистральных трубопроводов министерства газовой промышленности карты к ДБН 1.1-12 2006