ГОСТ 23082-78

1

Страница 1

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


                                                                        РЕАКТО РЫ Я Д Е РН Ы Е

                                                                          Термины и определения                                                                       ГО С Т

                                                                              Nuclear reactors.                                                                   2 3 0 8 2 — 78
                                                                            Terms and definitions

                                М К С 01.040.27
                                        27.120.10
                                о к е т у б9зз


                                                                                                                                                     Д ата введения 01.07.79



                                        Н астоящ и й стандарт устанавливает тер м и н ы и о п р ед елен и я п о н яти й ядерн ы х реакторов.
                                        Т е р м и н ы , у с т а н о в л ен н ы е н а сто я щ и м стан д ар том , о б я за т е ль н ы д л я п р и м е н е н и я в д о к ум ен та ц и и
                                и л и т ер а т ур е всех в и дов, в ходя щ и х в с ф е р у д ей с т в и я ста н д ар ти за ц и и и л и и с п о л ь з у ю щ и х результаты
                                этой дея тельн ости .
                                       Я т я к аж дого п о н яти я устан ов лен о д и н станд ар тизованн ы й тер м ин .
                                       П р и м ен ен и е т ер м и н ов —с и н о н и м о в станд ар тизованн ого терм ин а н е допускается.
                                       Н е д о п уст и м ы е к п р и м е н е н и ю т ер м и н ы -си н о н и м ы при веден ы в качестве справочны х и о б о з н а ч е 
                                ны « Н д п ».
                                      Д т я о т д е ль н ы х ста н д ар ти зов а н н ы х т ер м и н ов п р и веден ы в качестве с п р а в о ч н ы х краткие ф ор м ы ,
                                к отор ы е разреш ается п р и м е н я т ь в случ а ях , и с к лю ч а ю щ и х в о зм о ж н о с ть их р а зл и ч н о го толк овани я.
                                      П р и в ед ен н ы е о п р е д е л е н и я м о ж н о п р и н е о б х о д и м о с т и и зм ен я т ь , вводя в н и х п р о и зв о д н ы е п р и 
                                зн аки. раскры вая зн ач ен и я и с п о л ь з у е м ы х в н и х т ер м и н о в , указы вая о б ъ е к т ы , вх о д я щ и е в о б ъ е м
                                о п р е д ел я е м ого понятия. И зм ен ен и я не д о лж н ы наруш ать о бъем и содерж ание пон яти й, опр ед елен н ы х в
                                настоящ ем стандарте.
                                     В случ а ях , когда в т ер м и н е содерж атся все н ео б х од и м ы е и д о стато ч н ы е п р и зн а к и п он яти я , о п р е 
                                д е л е н и е н е п р и в ед ен о и в графе «О п р е д е л е н и е * п о ст а а тен п р очерк .
                                        В стандарте в качестве справочны х приведены и н оязы чн ы е экви вален ты стандартизованны х тер 
                                м и н о в на н е м е ц к о м ( D ) , а н г л и й с к о м ( Е ) . ф р а н ц узс к о м ( F ) язы ках.
                                       В стандарте пр и веден ы алф а в и тн ы е ук азатели сод ер ж ащ ихся в н ем т ер м и н ов на р усск ом я зы к е и
                                их и н о я зы ч н ы х экви вален тов.
                                      Т ер м и н ы и о п р е д ел ен и я о б щ е тех н и ч еск и х п о н я ти й , н ео б х од и м ы е д л я п он и м ан и я текста стандар
                                та, п р и в еден ы в п р и ло ж ен и и .
                                      С т а н д а р т и зо в а н н ы е т ер м и н ы н а бра н ы п о л у ж и р н ы м ш р и ф том , их к ратки е ф о р м ы — с в ет лы м , а
                                н едоп усти м ы е с и н о н и м ы — к урси вом .
                                       (И зм ен е н н а я редакция, И зм . №            1, 2 ) .

                                                       Терм ин                                                                 О п ределение


                                  1. Ялсрный реактор                                          Устройство, предназначенное д л я организации и поддержания
                                     Реактор                                               управляемой ценной реакции деления ядер
                                     Ндп. Атомный реактор
                                           Реактор деления
                                          Ядерный коте.1
                                          Атомный котел
                                     1). Kcmrcaktor
                                     E. Nuclear reactor
                                     F. Reactcur nuclcairc


                                Издание официальное                                                                                                Перепечатка воспрещена
                                      *

                                                                                                         31




энергетический паспорт здания

2

Страница 2

С . 2 Г О С Т 2 3 0 8 2 -7 8

Термин Определение

2. Энергетический реактор Я дерны й реактор, главным назначением к о т о р о ю является
Ндп. Электроэнергетический реактор выработка анергии
Теплоэнергетический реактор
Теплотехнический реактор
D. Kraftwerksrcaktor
E. Power reactor
F. Rcactcur dc puissance
3. Транспортный реактор Энергетический реактор, предназначенный для использования
в качестве источника энергии для движения транспортного сред
ства. на котором он установлен.
П р и м с ч а н и с. Допускается конкретизация термина по
виду транспортного средства, например судовой реактор
4. Промышленный реактор Ядерный реактор, предназначенный для промыш ленного про
Ндп. Технаюгическийреактор изводства в нолях нейтронного и гамма-излучения новых материа
Оаэучательиый реактор лов, включая радиоактивные изотопы, или используемый в каче
Производящий реактор стве источника ионизирующих излучений для облучения материа
E. Production reactor ло в и изделий
F. Rcactcur dc production
5. Экспериментальный реактор Ядерный реактор, предназначенный для использования в каче
E. Experimental reactor стве обьскга исследований для получения данных по физике и тех
F. Rcactcur experimental нологии реакторов, необходимых для проектирования и разработ
ки реакторов подобного типа или их составных частей
6. Исследовательский реактор Ядерный реактор, предназначенный для проведения фундамен
D. Forschungsrcaktor тальных и прикладных исследований, при которых нейтроны и гам
E. Research reactor ма-кванты используются как инструмент иди объект исследова
F. Rcactcur recherche ний
7. Матсриаловслчсскнй реактор И сследовательский реактор, предназначенный для изучения
Ндп. Испытательный реактор свойств материалов в полях нейтронного и гамма-излучения, в том
E. Materials testing reactor числе для проведения испытаний тепловыделяющих элементов и
F. Rcacteur d«issats dc materiaux сборок
N Импульсный реактор Ядерный реактор, предназначенный для получения само гася
E. Pulsed reactor щихся или регулируемых во времени импульсов мощности
F. Rcactcur pulse
9. Ученный реактор
E. Training reactor
F. Rcactcur (kntraincment
10. Демонстрационный реактор Ядерный реактор, предназначенный для показа технической
E. Demonstration reactor осуществимости реакторов подобного типа
F. Rcactcur dc demonstration
11. Многоцелевой реактор Ядерный реактор, предназначенный для одновременною вы
D. Mchr/wcckrcaktor полнения нескольких различных задач.
E. Multi-purpose reactor П р и м с ч а н и е. Допускается конкретизация термина но
количеству выполняемых задач, например, двухислсвой реак
тор
12. Реактор на тепловых нейтронах Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топ
D. Thcrmischcr Rcaktor лива обусловлена тепловыми нейтронами
E. Thermal reactor
F. Rcactcur & neutrons thermiques
13. Реактор на промежуточных нейтронах Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер гоп-
D. Mitlclschncllcr Rcaktor лива обусловлена промежуточными нейтронами
E. Intermediate reactor
F. Rcactcur a neutrons intermadiaires
14. Реактор на быстрых нейтронах Ядерный реактор, в котором основная ла зя деления ядер топ
D . Schnellcr Rcaktor лива обусловлена быстрыми нейтронами
E. Fast reactor
F. Rcactcur rapidc

32

3

Страница 3

Г О С Т 2 3 0 8 2 -7 8 С. 3

Термин Определение

15. Гомогенный реактор Ядсрный реактор, в активной зоне которого материалы рас
D. Hom ogener Rcaktor пределены таким образом, что его нейтронные характеристики
E. Homogeneous reactor могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о
F. Reactcur homogene равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне
на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с д л и
ной миграции нейтрона
16. Гетерогенный реактор Ядсрный реактор, в активной зоне которого материалы рас
D. Hetemgener Rcaktor пределены таким образом, что его нейтронные характеристики не
E. Heterogeneous reactor могут быть описаны с достаточной точностью в предположении о
F. Reactcur hetcrogcnc равномерном распределении этих материалов по всей активной зоне
на расстояниях, сравнимых с длиной пробега нейтрона или с д л и
ной миграции нейтрона
17. Газофазный реактор Ядерный реактор, в активной зоне которого делящееся веще
ство находится в газообразном состоянии
18. Корпусный реактор Ядерный реактор, активная зона которого находится в корпу
Ндп. Баковый реактор се. способном выдержать термические нагрузки и давление тепло
E. Tank reactor носителя
F. Reactcur a coeur ferme
19. Канальный реактор Гетерогенный реактор, в активной зоне которого топливо и
D. Druckn">hrenrcaktor циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметич
E. Pressure tube reactor ных технологических каналах, способных выдержать давление теп
F. Reactcur a tubes de force лон оси теля
20. Бассейновый реактор Ядерный реактор, активная зона которого расположена внутри
Ндп. Погружной реактор заполн енн ою водой бассейна.
Плавающий реактор П р и м е ч а й и с. Если активная зона погружена в бассейн,
E. Pool reactor но находится в герметичном корпусе или состоит из отдельных
F. Reactcur piscine герметичных каналов. ТО реактор считается корпусным или ка
нальным
21. Интегральный реактор Ядерный реактор, в корпусе которого расположено основное
D. Integricrtcr Rcaktor оборудование первого контура
E. Integral reactor
F. Reactcur a cchangcur integre
22. Высокотемпературный реактор Ядерный реактор, технологические и конструктивные особен
ВТР ности которого позволяют получить температуру теплоносителя
D. Hochtempcraturrcaktor на выходе из активной зоны, считающуюся высокой для данного
E. Hign temperature reactor теплоносителя в настоящий момент времени.
F. Rcacteur a haute temperature П р и м с ч а н и е. В настоящий момент времени указанная
температура должна быть нс менее 650 'С
23. Реактор-конвертер Ядерный реактор, в процессе работы которого производится
Конвертер новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со
D. Konvcrtcrreaktor сжигаемым
E. Converter
F. Reactcur convcrtisseur
24. Реактор-размножитель Ядерный реактор, в процессе работы которого производится
Размножитель ядерное топливо в количествах больших, чем сжигаемое
Ндп. Бридер
D. Bnitrcaktor
E. Breeder
F. Reactcur surrcgencrateur
25. Термоэлектрический реактор Ядсрный реактор, в котором используется термоэлектричес
E. Thermoelectric reactor кий метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер
топлива в электрическую
26. Термоэмисснонный реактор Ядсрный реактор, в котором используется термоэмиссионный
E. Reactor o f thermionic conversion метод преобразования тепловой энергии реакции деления ядер топ
лива в электрическую
27. Кипящий реактор Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от
D . Sicdewasscrrcaktor активной зоны осуществляется теплоносителем в кипящем состо
E. Boiling water reactor янии
F. Reactcur bouillant

3- 1 - 9 33

4

Страница 4

С . 4 Г О С Т 2 3 0 8 2 -7 8

Термин Определение

28. Реактор с водой под давлением Ялсрный реактор, в процессе работы которой) теплоотвод or
Ндн. Реактор давления активной зоны, в основном, осуществляется водой с температу
D . Druckwasserreaktor рой ниже температуры насыщения
E. Pressurize water reactor
F. Rcacteur i fluidc sous prcssion
29. Водо-водяной реактор Ялсрный реактор, в котором теплоносителем и замедлителем
BBP является вода
30. Водо-водяной энергетический реактор Корпусной водо-водяной энергетический реактор с водой иод
ВВЭ Р давлением
31. Реактор с прямым циклом Ялсрный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от
D . Rcaktor mit direklcm Krcislauf активной зоны к преобразователю энергии осуществляется тепло
E. Direct-cycle reactor носителем первого контура
F. Rcacteur a cycle direct
32. Реактор с ш о в ы м охлаждением Ялсрный реактор, в котором теплоноситель находится в газо
Газоохлаждаемый реактор образном состоянии.
Ндн. Газовый реактор П р и м е ч а н и е . Допускается конкретизация термина по
D . Gasgcktthlter Rcaktor виду теплоносителя, например, реактор с гелиевым охлажде
E. Gas-cooled reactor нием, реактор с воздушным охлаждением, реактор с охлажде
нием диссоциирующими газами
33. Органический реактор Ядерный реактор, в котором теплоносителем является орга
Е. Organic reactor ническое вещество
34. Андкометаллический реактор Ядерный реактор, в котором теплоносителем является металл,
Е. Metal liquid reactor находящийся в жидком состоянии
35. Реактор на расплавленных солях Ядерный реактор, в котором теплоносителем являются соли в
расплавленном состоянии
36. Графиговый реактор Ядерный реактор, в котором замедлителем является графит
D . Graphitreaktor
E. Graphite moderated reactor
37. Тяжеловозный реактор Ялсрный реактор, в котором замедлителем является тяжелая
D. Schwerwasserrcaktor вода
E. Heavy water reactor
38. Саморегулирующийся реактор Ядерный реактор, обладаю щ ий свойствами сам остоятельна
E. Self-regulation reactor компенсировать изменения реактивности
F. Rcacteur a autoregulation
39. Стационарный реактор Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатации
E. Stationary reactor к оторою обусловлены постоянством с ю местоположения
40. Передвижной реактор Ядерный реактор, конструкция и особенности эксплуатации
Ндн. Транспортабельный реактор которого допускают возможность изменения его местоположения
Е. Transportable reactor в неработающем состоянии или при частичном демонтировании
41. Активная тона ядерного реактора Часть ядерного реактора, содержащая ядернос топливо, в ко
Активная зона торой происходит управляемая цепная ядерная реакция
D. Aktivcn Zone
E. Core
F. Cocur
42. Зона воспроизводства ядерного реак Часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий мате
тора рия;!, предназначенная для получения в ней вторичного ядерного
Зона воспрон зводства топлива
D. Brutzone
E. Blanket
F. Coucbe fertile
43. Запальная гона ядерного реактора Часть активной зоны ядерного реактора с более высокими раз
Запальная зона множающими свойствами, чем в остальной активной зоне
Ндн. Зона возбуждения
Запах
44. Пусковой исгочник нейтронов Исгочник нейтронов, предназначенный д ля увеличения плот
ности потока нейтронов при пуске ядерного реактора и проведе
нии пуско-наладочных работ с целью обеспечения возможности
контроля мощности реактора