ГОСТ 17137-87

Н А Ц И О Н А Л Ь Н Ы Е                 С   Т   А   Н   Д   А   Р   Т   Ы




                                               ЭНЕРГЕТИКА

                                            Термины и определения


                                                  Издание официальное




                                                      Моск ва
                                                  СТАНДАРТИНФОРМ
                                                       2 00 5
                               1-1-9




юбка с кружевом с чем носить

УДК 001.4.621.039.8:006.354
    001.4.621.56:006.354
    621.039.5:001.4:006.354
    621.452.3.6:006.354




                                     ОТ И З Д А Т Е Л Ь С Т В А

                       Сборник «Энергетика. Термины и определения» содержит стан­
                    дарты, утвержденные до 1 марта 2005 г.
                       В стандарты внесены изменения и поправки, принятые до
                    указанного срока.
                       Текущая информация о вновь утвержденных и пересмотрен­
                    ных стандартах, а также о принятых к ним изменениях и поправ­
                    ках публикуется в выпускаемом ежемесячно информационном
                    указателе «Национальные стандарты»




                                                                            © Стандарт»!I(форм, 2005

Группа ФОО

М    Е   Ж   Г   О    С   У   Д    А   Р   С   Т   В   Е   Н   Н   Ы   Й       С Т А Н Д А Р Т

                     СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ
                      И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

                                  Термины и определения
                                                                                                ГОСТ
             Monitoring, control and protection systems of nuclear reactors.                  17137-87
                                 Terms and definitions

МКС 01.040.27
    27.120.10
ОКСТУ 6933


                                                                                     Дата введения 01.01.88


     Настоящий стандарт устанавливает термины и определения понятий в области систем контроля,
управления и зашиты 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 крат­
кие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного
толкования.
     Приведенные определения можно при необходимости изменять, вводя в них производные при­
знаки. 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, опре­
деление не приведено и в графе «Определение» поставлен прочерк.
      В стандарте приведены иноязычные эквиваленты ряда стандартизованных терминов на немец­
ком (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, приведе­
ны в приложении.
     Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткие формы — светлым.


                              СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

   1. Функциональный комплекс контроля      Совокупность систем контроля ядерного реактора, функцио­
ядерного реактора                        нирующих совместно
   2. Система контроля ядерного реактора    Совокупность средств технического, программного, информа­
                                         ционного, метрологического и организационного обеспечения
                                         контроля параметров, характеристик и (или) состояния ядерного
                                         реактора, предназначенная для выполнения заданных функций.
                                               П р и м е ч а н и е . Система контроля может содержать нс все
                                            указанные виды обеспечения



Издание официальное                                                                Перепечатка воспрещена
      *

I*                                                         3

С. 2 ГОСТ 17137-87

                 Термин                                                О пределение

   3. Подсистема контроля ядерного реак­       Часть системы контроля ядерного реактора, предназначенная
тора                                        для выполнения отдельных се функций
   4. Система контроля реакторной кине­        Система контроля ядерного реактора, предназначенная для
тики                                        контроля физической мощности, скорости изменения физической
      D. Kontrcrflsystem der Reaktorkinetik мощности и (или) реактивности ядерного реактора.
      E. Reactor kinetics monitoring system        Примечания:
                                                   1. Физическая мощность ядерного реактора — величина, про­
                                               порциональная плотности потока нейгронов в активной зоне
                                               ядерного реактор;!
                                                  2. Скорость изменения физической мощности ядерного ре­
                                               актора может выражаться величиной, характеризующей изме­
                                               нение физической мощности в е раз (два раза) за определенное
                                               время, называемое периодом (периодом удвоения).
                                                  3. Реактивность ядерного реактора — величина, определяю­
                                               щая отклонение размножающих свойств среды ядерного раек-
                                               тор;!. в которой протекает цепная реакция, от критического
                                               состояния.
                                               Реактивность ядерного реактора вычисляют по «|юрмуле

                                                                      Р=
                                             где АГ,фф — эффективный коэффициент размножения нейтронов.
    5. Система контроля нейтронного пото­       Система контроля ядерного реактора, предназначенная для
ка ядерного реактора                         контроля физической мощности и скорости изменения физичес­
    D. Neutronenflusskonlrollsystcm          кой мощности ядерного реактора но плотности потока нейтронов.
    E. Neutron flux monitoring system               П р и м е ч а н и е . В функции системы допускается включать
                                                контроль реактивности
    6. Система контроля технологических
параметров ялерного реактора
    D. Kontrollsystcm dcr tcchnologischen
Parameter
    E. Process parameter monitoring system
    7. Система внутрирсакторного контро­        Система контроля ядерного реактора, которая дает сведения о
ля                                           параметрах и характеристиках активной зоны, необходимых для
   Система ВРК                               обеспечения проектного технологического режима эксплуатации
                                             активной .юны ядерного реактора
    8. Подсистема внутрирсакторного конт­
роля температуры
    9 .1(олсистсма внутрирсакторного конт­
роля плотности потока нейтронов ялерно­
го реактора
    10. Система контроля состояния оболо­       Система контроля ядерного реактора, обеспечивающая полу­
чек тепловыделяющих элементов ядерного чение данных о состоянии оболочек, наличии, появлении, разви­
реактора                                     тии. характере дефектов в оболочках тепловыделяющих элементов
   Система КСО твалов                        и местонахождении тепловыделяющих элементов с дефектами в
                                             активной зоне ядерного реактора
    11. Система кенггроля герметичности обо­    Система контроля состояния оболочек тепловыделяющих эле­
лочек тепловыделяющих элементов              ментов ядерного реактора, предназначенная для косвенного конт­
                                             роля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов
    12. Система шумовой диагностики со­         Система контроля состояния оборудования или материалов
стояния ялерного реактора                    ядерного реактора анализом полей: давлений, вибраций, темпера­
    D. Rauschdiagnostiksystcm                туры, реактивности, акустических, нейтронных
    E. Noise diagnostics system
    13. Подсистема контроля флуктуаций
нейтронного поля
    14. Подсистема контроля пульсаций дав­
ления теплоносителя
    15. Подсистема контроля вибраций обо­
рудования

                                                       4