НП 009-04: ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
3. Аварийная защита ИР - защитная система безопасности, предназначенная для аварийного останова ИР, включающая в себя рабочие органы аварийной защиты и исполнительные механизмы, обеспечивающие изменение их положения или состояния.
Определения термина из разных документов: Аварийная защита ИР
1. Авария на исследовательском реакторе - нарушение нормальной эксплуатации ИР, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
Определения термина из разных документов: Авария на исследовательском реакторе
2. Авария ядерная на ИР - авария, вызванная:
· потерей контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора;
· образованием критической массы при обращении с ядерными материалами вне реактора;
· нарушением теплоотвода или другими причинами, приведшими к повреждению твэлов сверх пределов, установленных проектом для нормальной эксплуатации.
Определения термина из разных документов: Авария ядерная на ИР
4.
Взвод рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность - изменение положения (состояния) рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности.
Определения термина из разных документов: Взвод рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность
5. Загрузочные устройства ИР - транспортно-технологическое оборудование, механизмы и устройства, используемые для загрузки (перегрузки) в активную зону реактора ядерного топлива и установки (извлечения) экспериментальных устройств.
Определения термина из разных документов: Загрузочные устройства ИР
6. Запас реактивности ИР - положительная реактивность, которая может быть реализована в реакторе при взводе на максимальную эффективность всех рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, включая дистанционно перемещаемые экспериментальные устройства.
Определения термина из разных документов: Запас реактивности ИР
7. Канал контроля - совокупность датчика (датчиков), линии передачи и средств обработки сигнала и отображения информации, предназначенная для обеспечения контроля параметра.
Определения термина из разных документов: Канал контроля
8. Каналы контроля независимые - каналы контроля, которые не имеют общих (объединенных) элементов и отказ одного из которых не ведет к отказу другого.
Определения термина из разных документов: Каналы контроля независимые
9. Останов ИР аварийный - перевод реактора из критического (надкритического) состояния в подкритическое вследствие срабатывания AЗ.
Определения термина из разных документов: Останов ИР аварийный
10. Останов ИР плановый - перевод реактора из критического (надкритического) состояния в подкритическое с помощью рабочих органов ручных регуляторов реактивности, рабочих органов автоматических регуляторов реактивности и рабочих органов компенсаторов реактивности.
Определения термина из разных документов: Останов ИР плановый
12. Пуск физический ИР - этап ввода ИР в эксплуатацию, включающий в себя загрузку ядерного топлива в активную зону, достижение критического (надкритического) состояния и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик реактора на минимально достаточной мощности.
Определения термина из разных документов: Пуск физический ИР
13. Пуск энергетический ИР - этап ввода ИР в эксплуатацию, включающий в себя поэтапное повышение уровня мощности до номинального значения с целью экспериментального исследования влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики реактора, а также для определения теплогидравлических характеристик (параметров) реакторной установки и радиационной обстановки на ИР.
Определения термина из разных документов: Пуск энергетический ИР
14. Рабочий орган системы управления и защиты - используемое в системе управления и защиты средство воздействия на реактивность, изменением положения (состояния) которого обеспечивается изменение реактивности.
По функциональному назначению РО СУЗ подразделяются на рабочие органы аварийной защиты, рабочие органы ручного регулирования реактивности, рабочие органы автоматического регулирования реактивности и рабочие органы компенсаторов реактивности.
Определения термина из разных документов: Рабочий орган системы управления и защиты
15. Режим временного останова ИР - режим эксплуатации ИР, заключающийся в проведении работ по техническому обслуживанию ИР и подготовке экспериментальных исследований.
Определения термина из разных документов: Режим временного останова ИР
16. Режим длительного останова ИР - режим эксплуатации ИР, заключающийся в проведении работ по консервации систем и оборудования ИР и поддержанию ИР в работоспособном состоянии в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ИР не планируется.
Определения термина из разных документов: Режим длительного останова ИР
17. Режим окончательного останова ИР - режим эксплуатации ИР, заключающийся в проведении работ по подготовке ИР к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны реактора и удаление ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР.
Определения термина из разных документов: Режим окончательного останова ИР
18. Режим работы ИР на мощности - режим эксплуатации ИР, заключающийся в выводе реактора в критическое (надкритическое) состояние и на мощность и проведении на реакторе экспериментальных исследований.
Определения термина из разных документов: Режим работы ИР на мощности
20. Система управления и защиты - совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управляющих систем безопасности, предназначенная для контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, а также для планового и аварийного останова ИР.
Определения термина из разных документов: Система управления и защиты
19. Системы останова ИР - средства воздействия на реактивность, используемые для останова ИР и поддержания его в подкритическом состоянии.
Определения термина из разных документов: Системы останова ИР
21. Экспериментальные устройства ИР - оборудование и устройства ИР, предназначенные для проведения экспериментальных исследований на реакторе, включая петлевые каналы, нейтронные ловушки, каналы для выведения излучения, а также испытываемые изделия и приспособления для их размещения на реакторе.
Определения термина из разных документов: Экспериментальные устройства ИР
22. Ядерная безопасность ИР - свойство ИР предотвращать ядерные аварии и ограничивать их последствия.
Определения термина из разных документов: Ядерная безопасность ИР
23. Ядерно-опасные работы на ИР - работы, которые могут привести к ядерной аварии в случае нарушения пределов и (или) условий безопасной эксплуатации при их выполнении.
Определения термина из разных документов: Ядерно-опасные работы на ИР
| Главная |