ГОСТ 17137-87 Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения
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.
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Термины и определения
ГОСТ 17137-87
СТАНДАРТИНФОРМ
2005
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Термины и определения Monitoring, control and protection systems of nuclear reactors. Terms and definitions |
ГОСТ 17137-87 |
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 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 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 контроля ядерного реактора, функционирующих совместно |
2. Система контроля ядерного реактора |
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 |
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. 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 (два раза) за определенное время, называемое периодом (периодом удвоения). 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/Kэфф, где Kэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов |
5. Система контроля нейтронного потока ядерного реактора D. Neutronenflusskontrollsystem 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. Примечание. В функции системы допускается включать контроль реактивности |
6. Система контроля технологических параметров ядерного реактора D. Kontrollsystem der technologischen 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 КСО 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, предназначенная 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 |
21. Подсистема индивидуального контроля персонала атомной станции |
Часть системы контроля радиационной безопасности атомной станции, предназначенная для контроля внешнего 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, 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 защиты ядерного реактора СУЗ D. Regel-und 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 |
25. 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 AЗ 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 АЗМ D. Leistungsschnellchlusssystem Е. Power-level protection system |
- |
30. Аварийная защита ядерного реактора по скорости изменения мощности АЗС D. Schnellschlusssystem der Leistungsanderung E. Power rate-of-change protection system |
- |
31. Аварийная защита ядерного реактора по реактивности АЗС D. Reaktivitatsschnellschlusssystem Е. Nuclear reactor reactivity protection system |
- |
32. Аварийная защита ядерного реактора по технологическим параметрам реакторной установки АЗТ D. Schnellschlusssystem der technologischen 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 AЗ D. Kanal des Schnellschutzsystems Е. Protection channel |
- |
35. Регулирование ядерного реактора D. Regelung des Kernreaktors 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 управление ядерным реактором с целью поддержания параметров энергораспределения на заданном уровне |
39. Линии связи системы управления и защиты ядерного реактора D. Verbindungslinie der Regelund Schutzsystems 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. Regel-und Schutzsystemapparatur 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 |
41. Исполнительный механизм аварийной защиты ядерного реактора Исполнительный механизм AЗ 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 automatischen 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 Handregelung Е. Manual actuator |
Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора, предназначенный для дистанционного изменения реактивности ядерного реактора оператором |
44. Исполнительный механизм компенсации реактивности ядерного реактора Исполнительный механизм КР D. Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs Е. Reactivity compensation actuator |
Исполнительный механизм системы управления и защиты, предназначенный для компенсации длительных 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
AЗ |
25 |
АЗМ |
29 |
АЗР |
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 внутриреакторного контроля плотности 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 A3 |
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 твэлов |
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 |
|
Kanal der automatischen Regelung |
37 |
Kanal des Schnellschutzsystems |
34 |
Kontrollsystem der Reaktorkinetik |
4 |
Kontrollsystem der technologischen Parameter |
6 |
Leistungsschellschlusssystem |
29 |
Neutronenflusskontrollsystem |
5 |
Rauschdiagnostiksystem |
12 |
Reaktivitatsschnellschlusssystem |
31 |
Regel- und Schutzsystem |
24 |
Regel- und Schutzsystemapparatur |
40 |
Regelung des Kernreaktors |
35 |
Schnellschlusssignal |
26 |
Schnellschlusssystem |
25 |
Schnellschlusssystem der Leistungsanderung |
30 |
Schnellschlusssystem der technologischen Parameter |
32 |
Stellungsanzeiger des Regelorgans |
46 |
Triebwerk der automatischen Regelung |
42 |
Triebwerk der Handregelung |
43 |
Triebwerk der Reaktivitatsausgleichs |
44 |
Verbindungslinie 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 |
Communication lines of control and safety system |
39 |
Control and safety system |
24 |
Control and safety system instrumentation |
40 |
Control element position indicator of control and safety system |
46 |
Manual 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-change 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 ядерного 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 цепной реакцией при помощи аппаратуры системы управления и защиты данного реактора |
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по 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
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 |