Реакторы ядерные. Термины и определения

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ГОСТ 23082—78

Издание официальное

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ

Москва

УДК 00 5.4 : 621.039.5 : 006.354

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ

Термины и определения
Nuclear reactors.
Terms and definitions

ОКСТУ 6933

Дата введения с 01.07,79
Настоящий стандарт устанавливает термины и определения по­нятий ядерных реакторов.
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. Недопустимые к применению термины-синони­мы приведены в табл. 1 в качестве справочных и обозначены по­метой «Ндп».
2.1. Для отдельных стандартизованных терминов в табл. 1 приведены в качестве справочных краткие формы, которые раз­решается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования.
2.2. Приведенные определения можно при необходимости 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 данном стандарте.
2.3. В случаях, когда в термине содержатся все необходимые и достаточные признаки понятия, определение не приведено и в графе «Определение» поставлен прочерк.-
2.4. В табл. 1 в качестве справочных приведены иноязычные эквиваленты стандартизованных терминов на немецком (D), ан­глийском (Е), французском (F) языках.
Издание официальное Перепечатка воспрещена
★

3. Алфавитные указатели содержащихся в стандарте терминов на русском языке и их иноязычных эквивалентов приведены в табл. 2—5.
4. Термины и определения общетехнических понятий, необхо­димые для понимания текста стандарта, приведены в приложении.
5. Стандартизованные термины набраны полужирным шриф­том, их краткая форма — светлым, а недопустимые синонимы — курсивом.
(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).
Таблица 1
Определение
Устройство, предназначенное для орга­низации и поддержания управляемой цеп­ной реакции деления ядер
Ядерный реактор, главным назначением которого является выработка энергии
Энергетический реактор, предназначен­ный для использования в качестве источ­ника энергии для движения транспортно­го средства, на котором он установлен.
Примечание. Допускается кон­кретизация термина по виду транс­портного средства, например, судовой реактор
Ядерный 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
Ядерный реактор, предназначенный для' использования в качестве объекта исследо­ваний для получения данных по физике w технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторов подобного типа или их составных часте
й

Ядерный 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
Ядерный реактор, предназначенный для получения самогасящихся или регулируе­мых во времени импульсов мощности
Ядерный реактор, предназначенный для показа технической осуществимости реак­торов подобного типа
Ядерный реактор, предназначенный для одновременного выполнения нескольких различных задач.
Примечание. Допускается кон­кретизация термина по количеству вы­полняемых задач, например, двухцеле­вой реактор
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена тепловыми нейтронами
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена промежуточными нейтронами
Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами
Ядерный реактор, в активной зоне кото­рого материалы распределены таким обра­зом, что его нейтронные характеристики могут быть описаны с достаточной точнос­тью в предположении о равномерном рас-
пределении этих материалов по всей ак­тивной зоне на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с длиной миг­рации нейтрона
Ядерный 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 давление теплоносителя
Ядерный реактор, активная зона кото­рого расположена . внутри .заполненного водой бассейна.
Примечание1. Если, активная зона погружена в бассейн, но находится в герметичном корпусе или состоит из от­дельных герметичных каналов, то реактор считается корпусным или канальным Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное оборудование пер­вого контура
Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого поз­воляют получить температуру теплоноси­теля на выходе из активной зоны, считаю­щуюся высокой для данного теплоносите­ля в настоящий момент времени.
Примечание. В настоящий мо­мент времени указанная температура должна быть не менее 65О°С
Ядерный реактор, в процессе работы ко­торого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым

Ядерный реактор, в процессе работы ко­торого производится ядерное топливо в ко­личествах больших, чем сжагаемое
Ядерный реактор, в котором использу­ется термоэлектрический метод преобразо­вания тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую
Ядерный реактор, в котором использу­ется термоэмиссионный метод преобразо­вания тепловой энергии реакции деления ядер топлива в электрическую
Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состоянии
Ядерный 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 энергетически:'! реактор с водой под давлением
Ядерный реактор, в процессе работы ко­торого теплоотвод от активной зоны к преобразователю энергии осуществляется теплоносителем первого контура
Ядерный реактор, в котором теплоноси­тель находится в газообразном состоянии.
Примечание. Допускается кон­кретизация термина по виду теплоноси­теля, например, реактор с гелиевым ох­лаждением, реактор с воздушным охла­ждением, реактор 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 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 реактора
Сборочная 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