Реакторы ядерные. Термины и определения

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 ядерное топливо, в которой происходит уп­равляемая цепная ядерная реакция

Часть ядерного реактора, содержащая вос­производящий материал, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива

Часть активной зоны ядерного реактора с более высокими размножающими свойст­вами, чем в остальной активной зоне

Источник нейтронов, предназначенный для увеличения плотности потока нейтро­нов при пуске ядерного реактора и про­ведении пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности контроля мощ­ности реактораС

45. Кладка ядерного реактора Кладка

46. Отражатель нейтронов Отражатель

Ндп. Нейтронная подпорка

4. Reflektor

5. Reflector

6. Reflecteur

45. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Твэл

4. Brennstab

5. Fuel element

6. Element combustible

45. Измерительный тепловыде­ляющий элемент ядерного реактора

Измерительный ТВЭЛ

45. Сердечник тепловыделяю­щего элемента ядерного ре­актора

Сердечник твэла

45. Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора Оболочка твэла

4. Brennstabhulle

5. Cladding

6. Gaine

45. (Исключен, Изм. № 2).

45. Наполнитель поглощающего элемента ядерного реактора , Наполнитель пэла

46. Оболочка поглощающего элемента ядерного реактора Оболочка пэла

45. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора твс

Ндп. Пакет

4. Brennelement

5. Fuel assembly

6. Assemblage combustible

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

Часть ядерного реактора, содержащая ма­териалы, замедляющие и отражающие нейтроны, предназначенные для уменьше­ния утечки нейтронов из активной зоны

Сборочная единица гетерогенного ядер­ного реактора, предназначенная для раз­мещения в активной зоне и (или) зоне вос­производства соответствующих материалов, выделяющих при взаимодействии с нейт­ронным потоком тепло

Тепловыделяющий элемент ядерного ре­актора, оснащенный измерительными пре­образователями

Часть тепловыделяющего элемента ядер­ного реактора, содержащая делящиеся и (или) воспроизводящие ядерные материалы в виде топливных композиций

Внешняя по отношению к сердечнику часть тепловыделяющего элемента ядерно­го реактора из конструкционного материа­ла, обеспечивающая передачу тепла от сер­дечника к теплоносителю, исключение кон­такта сердечника с окружающей средой, удержание продуктов деления и стабиль­ность формы тепловыделяющего элемента в процессе его эксплуатации

Часть поглощающего элемента ядерного реактора, содержащая материалы, погло­щающие нейтроны

Внешняя по отношению к наполнителю часть поглощающего элемента ядерного ре­актора, обеспечивающая исключение кон­такта наполнителя с окружающей средой и стабильность формы поглощающего эле­мента в процессе его эксплуатации

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

П

55. Измерительная тепловыде­ляющая сборка ядерного ре­актора

Измерительная ТВС

55. Сборка поглощающих эле­ментов ядерного реактора Сборка пэлов

56. Рабочий орган системы уп­равления и защиты ядерного реактора

Орган СУЗ

4. Steuerelement

5. Control member

6. Element de commande

55. Исполнительный механизм системы управления и защи­ты ядерного реактора Исполнительный механизм СУЗ

56. Привод системы управления и защиты ядерного реактора Привод СУЗ

57. Корпус ядерного реактора Корпус

4. Reaktorbehalter

5. Reactor vessel

Г. Caisson de reacteur

55. Крышка корпуса ядерного реактора

Крышка корпуса

римечание. 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 управления реактивностью

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

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 внутрикорпусного пространства.

2. Герметичный резервуар работает при атмосферном и избыточном давлении

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

62. Бак металловодной защиты ядерного реактора

Бак М.ВЗ

62. Внутреннее хранилище ядер­ного реактора

Внутреннее хранилище

62. Облучательное устройство ядерного реактора Облучательное устройство

62. Тепловая колонна ядерно­го реактора

5. Thermal column

6. Colonne thermique

€6.

Канальный реактор большой мощности

РБМК

67. Термоядерный реактор ТЯР

1. Fusion reactor

67. Термоядерный реактор с магнитным удержанием плаз­мы

1. Magnetic confined fusion reactor

67. Реактор-токамак

E. Tokamak

67. Термоядерный реактор с инерционным удержанием плазмы

1. Inertial confined fusion reactor

'71. Чистый термоядерный реак­тор

Е. Pure fusion reactor

72. Гибридный термоядерный реактор

Е. Hybrid fusion reactor

стройство, 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 ядерний 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 1 ГВт 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

Я

73. Электроядерный реактор

ЭЛЯР

1. Electronuclear reactor

73. Стержень выгорающего пог­лотителя ядерного реактора свп

5. Burnable poison rod

6. Barre de poison consom- moble

73. Регулирующий стержень ядерного реактора

PC

4. Steuerstab

5. Control rod

6. Barre de commande d’un reacteur

73. Компенсирующий стержень ядерного реактора

КС

4. Trimmelement

5. Shim rod

6. Barre de compensation

73. Стержень аварийной защи­ты ядерного реактора Стержень АЗ

Ндп. Аварийный стержень Аварийно-компенсирующий стержень Стоп-стержень

4. Regelstab fux Notabshaltung

5. Emergency shutdown rod

6. Barre d’arrent d’urgence

73. Опорная решетка тепловыде­ляющей сборки ядерного ре­актора

ОР ТВС

73. Дистанционирующая решет­ка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

ДР ТВС

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

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

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

Рабочий орган СУЗ для регулирования мощности ядерного реактора

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

Рабочий орган системы аварийной защи­ты ядерного реактора в форме стержня или группы стержней, предназначенный для экстренного перевода реактора в подкрити­ческое состояние или снижения уровня мощ­ности в случае отказа системы автоматиче­ского регулирования или при возникновении аварийного режима, угрожающего безопас­ности обслуживающего персонала и самой установки

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

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

С

80. Канал ядерного реактора

Канал

4. Kanale

5. Channel

6. Canal

80. Технологический канал ядер­ного реактора

Технологический канал

4. Technologischen Kanale

5. Fuel channel

6. Canal de combustible

80. Экспериментальный канал ядерного реактора

Экспериментальный канал

4. Versuchskanale

5. Experimental channel

6. Canal experimental

80. Петлевой канал ядерного

реактора

Петлевой канал

80. Бассейн ядерного реактора

Е. Pool

F. Piscine

80. Биологическая защита ядер­ного реактора

81. Выгородка активной зоны ядерного реактора

Выгородка

борочная единица ядерного реактора, предназначенная для размещения в актив­ной зоне или отражателе или биологической защите тепловыделяющей сборки, облуча- тельного устройства, рабочих органов сис­темы управления и защиты, измерительной и контрольной аппаратуры.

Примечание. Канал ядерного реакто­ра может иметь патрубки для подвода или отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриканального пространст­ва

Канал ядерного реактора, оборудованный для размещения тепловыделяющей сборки, предназначенной для образования критиче­ской массы, генерирования тепловой 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 канал ядерного реак­тора, предназначенный для размещения опытной тепловыделяющей сборки или ино­го объекта, испытываемого в реакторе в по­токе теплоносителя, циркулирующего по от­дельному контуру

Резервуар с водой, сообщающийся с объ­емом, заполненным воздушной средой при атмосферном давлении, предназначенный для размещения активной зоны, отражателя нейтронов, контролирующих и эксперимен­тальных устройств, а также для организа­ции их охлаждения и обеспечения защиты персонала от ионизирующего излучения