Черная быль. г. Железногорск, Красноярский край
(7 голоса, среднее 5.00 из 5)

 

Словарь терминов по оценке событий на АЭС (атомной электростанции).

 

Авария

Нарушение нормальной эксплуата­ции АС, при котором произошел выход радиоактивных продуктов и (или) ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих ус­тановленные пределы безопасной эксплуатации.

 

Авария в пределах АЭС

Событие на АЭС, при котором произошло нарушение барьеров бе­зопасности с частичным поврежде­нием активной зоны реактора и выбросом радиоактивности и кото­рое привело к переоблучению части персонала АЭС, при этом облуче­ния населения вышеустановленных санитарных норм не произошло. Однако требуется контроль про­дуктов питания населения. По меж­дународной шкале авария класси­фицируется уровнем 4.

 

Авария с риском для окружающей среды

Событие на АЭС, при котором произошли нарушения барьеров безопасности и выброс в окружаю­щую среду продуктов деления и которое привело к незначитель­ному превышению дозовых преде­лов для проектных аварий, радиологически эквивалентных выбросу порядка сотни терабеккерелей 131I и разрушению большей части активной зоны. В некоторых случа­ях требуется частичное проведение плана аварийных мероприятий (местная йодная профилактика и (или) частичная эвакуация насе­ления). По международной шкале авария классифицируется
уров­нем 5.

 

Аварийная заявка

Заявка, подаваемая руководством АС диспетчерской службе энерго­системы, на остановку энергоблока в связи с его аварийным состоя­нием.

 

Аварийная ситуация

Состояние АС, характеризующееся нарушением пределов и (или) усло­вий безопасной эксплуатации и не перешедшее в аварию.

 

Аварийная зона реактора

Центральная область ядерного ре­актора (содержащая тепловыделяю­щие элементы), где происходит цепная реакция деления.

 

Активность (А)

Число ядерных распадов, происхо­дящих в единицу времени в неко­тором количестве радиоактивного вещества. Активность измеряется в беккерелях. Применяется также единица активности - кюри.

 

Альфа-излучение (α-излучение)

Ионизирующее излучение, состоя­щее из α-частиц (ядер гелия), испускаемых при ядерных превращениях.

 

Аномалия

Отклонения от разрешенных функ­циональных характеристик.

 

Атомная станция (АС)

Промышленное предприятие для производства определенных видов энергии, использующее для этого ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, оборудования и сооружений с необходимым персоналом.

 

Атомная станция теплоснабжения (АСТ)

Атомная станция, предназначенная для производства тепловой энергии для целей отопления и горячего водоснабжения.

 

Атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ)

Атомная станция, предназначенная для производства тепловой и элек­трической энергии для нужд тепло- и электроснабжения населения и промышленности.

 

Атомная электростанция (АЭС)

Атомная станция, предназначенная для производства электроэнергии.

 

Базовый режим работы АЭС

Режим работы с постоянной (базо­вой) нагрузкой.

 

Барботер, или барботажный бак

Бак или емкость для гашения кинетической энергии струи паро­водяной смеси.

 

Барьеры безопасности

Последовательный ряд независи­мых преград на пути от места образования радиоактивных ядер (обычно активная зона реактора) до окружающей среды. Такими барьерами, предотвращающими распространение радиоактивности, являются:

1-й барьер – таблетка топлива;

2-й барьер – оболочка твэла из стали, циркония или другого материала;

3-й барьер – система первого контура – кор­пус реактора и трубопроводы;

4-й барьер – защитная оболочка (оболочка безопасности), обычно выполняемая из железобетона.

 

Бассейн выдержки

Водный бассейн для выдержки и охлаждения отработавшего ядер­ного топлива, выгруженного из реактора.

 

Безопасность АЭС

Свойство АС при нормальной эксплуатации и в случае аварий ограничивать радиационное воздей­ствие на персонал, население и ок­ружающую среду в установленных пределах.

 

Бета-излучение (β-излучение)

Электронное (и позитронное) ионизирующее излучение с непре­рывным энергетическим спектром, испускаемое при ядерных превра­щениях.

 

Биологическая защита

Защита персонала от проникнове­ния α -, β -, γ - и нейтронного излу­чений из активной зоны реактора.

 

Блок АС

Часть АС, выполняющая функцию АС в определенном проектом объеме.

 

Блокировка

Специальные устройства по пред­отвращению неправильных дейст­вий персонала при различных переключениях в электрических и теп­ловых сетях электростанций.

 

Борное регулирование

Регулирование ядерной реакции путем изменения содержания бора в теплоносителе (воде) первого контура. Применяется на реакто­рах типа ВВЭР.

 

Ввод в эксплуатацию

Процесс, во время которого систе­мы и оборудование АС начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту; включает предпусковые работы, физический и энергетический пуски и завершается сдачей АС в промышленную эксплуатацию.

 

Внешнее облучение

Облучение тела человека от нахо­дящихся вне его источников иони­зирующего излучения.

 

Внешнее электроснабжение

Электроснабжение и связанные с ним устройства от внешнего, не зависимого от АС, источника питания.

 

Внешние последствия, или последствия за пределами площадки

Радиационное воздействие АС на территории за пределами площадки станции.

 

Внутреннее облучение

Облучение тела от находящихся внутри него источников ионизи­рующего излучения.

 

Внутренние последствия, или последствия в пределах АС, - последствия события на АЭС (на самой станции)

Рассматривается распространение радиоактивных продуктов на площадках АС.

 

Возбуждение генератора

Система питания ротора электро­генератора постоянным током для создания магнитного поля.

 

Гамма-излучение (γ-излучение)

Электро­магнитное излучение той же природы, что рентгеновское, но с гораздо меньшей длиной волны и большей проникающей способностью. Возникает при радиоактивном распаде и электронно-позитронной аннигиляции.

 

Гипотетическая авария

См. Запроектная авария.

 

Главный разъем реактора

Разъем корпуса реактора корпус­ного типа (типа ВВЭР).

 

Главный циркулирующий насос (ГЦН)

Насос, обеспечивающий циркуля­цию теплоносителя контура ядер­ного реактора.

 

Главные предохранительные клапаны

Предохранительные клапаны пер­вого контура реактора.

 

Глобальная авария

Событие на АЭС, при котором произошло разрушение всех барье­ров безопасности с полным повреждением активной зоны, выбро­сом в окружающую среду большей части радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне реак­тора, на территорию АЭС и значительную территорию вокруг нее. Возможны острые лучевые пораже­ния, длительное воздействие на окружающую среду и здоровье населения. По международной шкале классифицируется уров­нем 7.

 

Глубина выгорания ядерного топлива

Мера энерговыработки ядерного топлива, подобно теплотворной способности органического топ­лива.

 

Глубокоэшелонинированная защита

Система устройств защиты, после­довательно резервирующих друг друга, за счет чего обеспечивается безопасность АЭС.

 

Госатомнадзор

Государственная организация, за­нимающаяся надзором за безопас­ной эксплуатацией объектов ядер­ной энергетики (АЭС, АСТ, АТЭЦ и др.).

 

Готовность функции безопасности

Состояние, когда функции безо­пасности обеспечиваются одной или несколькими системами безопасности, работоспособность которых определяется эксплуата­ционными пределами и условиями.

 

Гремучий газ

Взрывоопасная смесь газообразных водорода и кислорода в опреде­ленном соотношении.

 

Деаэратор

Емкость, в которой происходит деаэрирование (уменьшение газо­содержания) питательной воды.

 

Дезактивация

Удаление радиоактивного загрязне­ния с поверхности физико-хими­ческими или механическими способами.

 

Делящиеся нуклиды

Находящийся в природном уране изотоп 235U, искусственно полу­ченные изотопы – плутония (239Ри, 241Ри), 233U и некоторые другие.

 

Дозиметрия

Измерение интенсивности излу­чения.

 

Дозовый предел для запроектных аварий

Непревышение дозы внешнего об­лучения людей 10 бэр за первый год после аварии и дозы внутрен­него облучения щитовидной желе­зы детей 30 бэр за счет ингаляции на расстоянии 25 км от станции, что обеспечивается при непревыше­нии аварийного выброса 30 тыс. Ки 1311 и 3 тыс. Ки 137Сs

 

Дозовый предел при проектных авариях

На границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами дозы не должны превышать 10 бэр на все тело за первый год после аварии и 30 бэр на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции.

 

Допустимый выброс радиоактивных веществ

Установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через вентиляционные системы.

 

Допустимая концентрация

Допустимый уровень объемной активности радионуклида в возду­хе, воде.

 

Допустимое радиоактивное загрязнение поверхности

Устанавливается на уровне, не до­пускающем внешнего и внутренне­го облучений людей за счет радиоактивного загрязнения выше пре­дельно допустимой дозы или пре­дельной дозы.

 

Допустимое содержание

Допустимый уровень содержания радионуклида в организме чело­века.

 

Допустимый сброс радиоактивных веществ

Установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год во внешнюю среду со сточными водами.

 

Допустимый уровень

Норматив для поступления радио­нуклидов в организм человека за календарный год.

 

Естественный радиационный фон

Эквивалентная доза ионизирующе­го излучения, создаваемая косми­ческим излучением и излучением естественно распределенных при­родных радионуклидов в поверх­ностных слоях Земли, приземной атмосфере, продуктах питания, воде и организме человека.

 

Естественная циркуляция

Циркуляция теплоносителя в кон­туре реактора или другого аппара­та, обусловленная не работой насо­са, а разницей температур "низа" и "верха". За счет естественной циркуляции обеспечивается расхолаживание ядерного реактора на АС при аварийной потере электро­питания собственных нужд АС.

 

Замедлитель нейтронов

Материал для замедления нейтро­нов в ядерных реакторах. Обычно, используется вода, графит, тяжелая вода.

 

Замкнутый ядерный цикл

Цикл, в котором предусматрива­ется использование извлеченных из отработавшего ядерного топли­ва плутония и 235U .

 

Запроектная авария

Авария, вызванная не учитывае­мыми для проектных аварий ис­ходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности, исключая единичный отказ, реали­зацией ошибочных решений пер­сонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.

 

Защитная оболочка реактора

Оболочка, сооружаемая для пред­отвращения попадания радиоактив­ных веществ в аварийных ситуа­циях во внешнюю среду и для защиты реакторной установки от летящих предметов; служит 4-м барьером безопасности.

 

Зона наблюдений

Территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбро­сов АС или предприятий атомной промышленности и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы. В зоне наблюдения прово­дится радиационный контроль.

 

Изотопы

Атомы одного и того же элемента, имеющие разный атомный вес из-за разницы в числе нейтронов.

 

Импульсные линии

Трубки, соединяющие датчики дав­ления или расхода с измеритель­ным прибором.

 

Инцидент

Нижние (1–3) уровни шкалы INES.

 

Ионизирующее излучение (радиация)

Излучение, которое отрывает элек­троны от атомов, создавая таким образом ионные пары. α -и β -Частицы вызывают более плотную иони­зацию, чем γ -излучения или рент­геновские излучения такой же энергии. Нейтроны непосредствен­но не вызывают ионизации.

 

Ионизационная камера

Камера, у которой в пространстве между двумя электродами создает­ся электрическое поле. Камера, введенная в рабочее пространство ядерного реактора, подвергается воздействию потока ионизирую­щих излучений, возникает ток, пропорциональный интенсивности излучения. Камера служит для контроля ионизирующего излуче­ния в активной зоне ядерного реактора и управления реакцией, в системе контроля физических параметров реакторной установки.

 

Ионообменные смолы

Активные материалы, применяе­мые в ионообменных фильтрах для очистки воды от солей.

 

Исходные события

Единичный отказ в системах АС, внешнее событие или ошибка пер­сонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и (или) условий безопас­ной эксплуатации.

 

Источник ионизирующего излучения

Устройство или радиоактивное ве­щество, испускающее или способ­ное испускать ионизирующее излучение.

 

Канал системы

Часть системы, выполняющая в за­данном проектом объеме функ­цию системы.

 

Категория надежности потребителей

В зависимости от необходимой по технологическим условиям надеж­ности потребители электрической и тепловой энергии делятся на ка­тегории.

 

Категории облучаемых лиц

Категории, по которым люди делятся по условиям возможности радиоактивного облучения: катего­рия А – лица (профессиональные работники), которые постоянно или временно работают непосредст­венно с источниками ионизирую­щих излучений; категория Б – лица, которые не работают непос­редственно с источниками излуче­ний, но по условиям проживания или расположения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяе­мых в учреждениях, на АЭС и (или) удаляемых во внешнюю среду; категория В – остальное население.

 

Категории работоспособности систем безопасности

В руководстве для пользователей шкалы INES рассмотрены следую­щие категории: полная (А), в эксплуатационных пределах и услови­ях (Б), отвечающая требованиям (В), недостаточная (Г).

 

Коммутационное перенапряжение

Превышение напряжения в элект­рических сетях сверх нормального эксплуатационного при работе коммутационной аппаратуры (включе­ниях, выключениях, переключе­ниях).

 

Компенсатор давления (КД) первого контура

Аппарат, предназначенный для соз­дания давления в первом контуре ВВЭР при пуске, поддержания постоянного давления при изменениях температурного режима; представ­ляет собой сосуд с запасом пита­тельной воды и парогазовой подуш­кой; температурный режим КД обеспечивается электрическими нагревателями.

 

Контуры АЭС

Контуры циркуляции теплоносите­ля в системе ядерного реактора. АЭС может быть одноконтурной, например с реактором РБМК, двухконтурной, например с реактором ВВЭР, трехконтурной, например с реактором БН.

 

Короткое замыкание

Наиболее распространенное проис­шествие в электрических сетях, связанное с нарушением электрической изоляции или неправильным действием персонала; приво­дит к автоматическому отключе­нию соответствующего участка электрической сети и, возможно, к пожарам.

 

Корпус реактора

Герметический сосуд, в котором размещается активная зона реакто­ра со всеми внутриреакторными устройствами.

 

Коэффициент воспроизводства ядерного топлива

Отношение количества делящихся материалов, накопленных в резуль­тате ядерной реакции в топливе, к количеству одновременно выго­ревшего делящегося материала.

 

Критерии безопасности

Установленные нормативно-техни­ческими документами и (или) орга­нами государственного надзора и контроля значения параметров и (или) характеристик последствий аварий, в соответствии с которыми обосновывается безопасность АС.

 

Критическая группа

Небольшая по численности группа лиц категории Б (однородная по условиям жизни, возрасту, полу или другим факторам), которая подвергается наибольшему радиа­ционному воздействию в пределах учреждения, его санитарно-защит­ной зоны и зоны наблюдения.

 

Критический орган

Ткань или орган, часть тела или все тело, облучение которых в условиях неравномерного облуче­ния организма может причинить наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. Критические органы в порядке убывания радиочувствительности относят к I, II и III группам, соглас­но НРБ («Нормам радиационной безопасности»).

 

Культура безопасности

Набор характеристик и особеннос­тей деятельности организаций и по­ведения отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам безо­пасности, как обладающим выс­шим приоритетом, уделяется внимание, определяемое их значи­мостью. Необходимые компоненты культуры безопасности: предотвра­щение самоуспокоенности в процессе нормальной эксплуатации; пони­мание персоналом потенциального значения с точки зрения безопасности всех отклонений от штатного регламента; признание приоритета безопасности в принятии решений; чувство ответственности конструк­торов и проектантов; системный подход на всех этапах, непрене­брежение мелочами; неформальное отношение к опыту.

 

Максимальное расчетное землетрясение

Землетрясение, вызывающее на промплощадке сотрясение макси­мальной интенсивности за период 10 тыс. лет.

 

Машинный зал энергоблока

Помещение, где расположены турбины, электрогенераторы со своим вспомогательным оборудо­ванием.

 

Мембранный клапан

Предохранительный клапан, устро­енный по принципу разрыва спе­циально для этой цели предусмотренной перегородки (мембраны) при превышении расчетного дав­ления.

 

Мониторинг

Система сбора и накопления информации для решения пробле­мы управления состоянием комп­лекса: АЭС – окружающая среда.

 

Мощность эквивалентной дозы

Отношение приращения дозы за интервал времени к этому интер­валу. Единицами мощности эквивалентной дозы являются бэр в секунду (бэр/с), зиверт в секунду (Зв/с).

 

Надзор проекта

Надзор, учреждаемый проектной организацией во время строитель­ства и монтажа АЭС, в целях контроля за правильным осуществлени­ем проекта.

 

Насосы системы локализации и аварийного расхолаживания активной зоны

Для реакторов типа ВВЭР-1000 установлены: насосы аварийного впрыска бора высокого давления, насосы аварийного расхолаживания низкого давления, спринклерные насосы.

 

Незначительное происшествие

Событие на АЭС, при котором не произошло нарушения барьеров безопасности и отсутствует выброс радиоактивности из реакторной установки как во внешнюю среду, так и внутри АЭС. Событие характеризуется отклонениями режима работы АЭС от регламентных усло­вий нормальной эксплуатации. По международной шкале происшествие оценивается уровнем 1.

 

Нейтронный поток

Поток нейтронов, образующихся при ядерной реакции. Его значение контролируется.

 

Необнаруженный отказ

Отказ системы (элемента), кото­рый не проявляется в момент свое­го возникновения при нормальной эксплуатации и не выявляется предусмотренными средствами контроля в соответствии с регла­ментом техобслуживания и прове­рок.

 

Номинальная мощность

Мощность, установленная паспор­том на оборудование или проектом для данного оборудования или АС; в случае ее не превышения обеспе­чивается длительная работа.

Нормальная эксплуатация энергоблока

Эксплуатация энергоблока (АС) без отклонений от установленного регламентом режима и состояния оборудования или эксплуатация в определенных проектом эксплуата­ционных пределах и условиях.

 

Обогащение урана

Технологический процесс обогаще­ния природного урана изотопом 235U. Применяются газодиффузионный, центрифужный и лазерный методы обогащения.

 

Обогащенный уран

Уран с повышенным по сравнению с природным содержанием изотопа 235U.

 

Обратный клапан

Клапан, пропускающий жидкость, газ только в одном направлении.

 

Окружающая среда

Для АЭС это окружающие ее воз­дух, почва, водный бассейн (река, водохранилище, озеро и т.п.).

 

Оперативный персонал

Сменный дежурный персонал, зани­мающийся управлением и обслужи­ванием АЭС.

 

Опрессовка или гидроиспытание

Контроль прочности сосуда или трубопровода путем испытания его повышенным по сравнению с эксплуатационным давлением.

 

Опытная эксплуатация

Этап ввода АС в эксплуатацию от начала энергетического пуска до приемки станции в промышленную эксплуатацию.

 

Оргпротечки оборудования первого контура

Предусмотренные проектом протеч­ки из сальниковых уплотнений обо­рудования первого контура, сбор которых специально организован. Размеры протечек контролируются и нормируются.

 

Остаточное энерговыделение в реакторе

Энерговыделение, обусловленное радиоактивным распадом после того, как реактор остановлен. Пос­ле остановки реактора энерговыде­ление еще некоторое время состав­ляет несколько процентов номинальной мощности.

 

Остановка ядерного реактора

Заглушение ядерной реакции в активной зоне реактора.

 

Отвальный уран

Обедненный уран в результате извлечения 235U, который по эко­номическим условиям нецелесооб­разно использовать, хранится на складе (в отвале).

 

Отказ

Несрабатывание системы или кана­ла безопасности в то время, когда данная система или канал должен срабатывать.

 

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ)

Топливо, выгруженное из реактора. В отработавшем топливе остается 0,2—0,3% 235U, плутония и других радиоактивных веществ.

 

Ошибка персонала

Единичное, непреднамеренное, неправильное действие при управ­лении оборудованием или единич­ный пропуск правильного действия или единичное, непреднамеренное, неправильное действие при техническом обслуживании оборудова­ния и систем, важных для безопас­ности.

 

Ошибочное решение

Неправильное, непреднамеренное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекаю­щих технологических процессов.

 

Парогенератор

Аппарат, в котором производится рабочий пар за счет тепловой энер­гии теплоносителя ядерного реактора.

 

Паросбросные клапаны

Клапаны системы сброса пара паро­генератора (открываются при вне­запном отключении турбогенератора от системы).

 

Паротурбинная установка

Установка по преобразованию энергии пара в работу, затрачивае­мую на привод электрогенератора. В паротурбинную установку входят: турбина, конденсатор, система регенеративного подогрева питательной воды, деаэрационно-питательная установка.

 

Первый контур

Контур вместе с системой компен­сации давления, по которому цир­кулирует теплоноситель через активную зону под рабочим дав­лением.

 

Перезагрузоная машина

Машина, осуществляющая перегруз­ку ядерного топлива реактора.

 

Период полураспада радионуклида (Т1/2)

Характеристика радионуклида — время, в течение которого распа­дается половина способных к рас­паду ядер.

 

Петля реактора

Замкнутый комплекс устройств по отводу теплоты от реактора, включающий теплообменные или парогенераторные аппараты, трубо­проводы, насос, арматуру.

 

Питательная вода АЭС

Химически очищенная и обработан­ная в деаэраторах вода, подаваемая на подпитку контуров АЭС.

 

Поглощенная доза излучения

Основная дозиметрическая величи­на, равная отношению средней энер­гии, переданной ионизирующим из­лучением веществу в элементарном объеме. Единица поглощенной дозы – Грей (Гр), а также рад (1Гр = 100рад).

 

Подкритическое состояние реактора

Состояние реактора, когда ядерная реакция заглушена, а идет лишь остаточное тепловыделение.

 

Последствия аварии

Возникшая в результате аварии радиационная обстановка, нанося­щая ущерб за счет превышения установленных пределов радиаци­онного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

 

Пределы безопасности эксплуатации АЭС

Установленные проектом значения параметров технологического про­цесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

 

Предел годового поступления радионуклида (ПГП)

Допустимый уровень радионукли­да в организме для категории Б облучаемых лиц. ПГП – такое поступление радионуклида в орга­низм в течение календарного года, которое за 70 последующих лет создаст в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную пределу дозы.

 

Предел дозы (ПД)

Основной дозовый предел категории Б облучаемых лиц. ПД – такое наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать обнаруживаемые современными методами неблагоприятные изменения в состоянии здоровья. Предел дозы контролируется по мощности эквивалентной дозы внешнего излучения на территории и в помещениях, а также по уровню радиоактивных выб­росов и радиоактивного загрязне­ния объектов внешней среды.

 

Предохранительные клапаны парогенератора

Клапаны, открывающиеся при пре­вышении в парогенераторе давле­ния выше установленного регламентом уровня.

 

Предельно допустимая доза (ПДД)

Основной дозовый предел для категории А облучаемых лиц. ПДД – такое наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызывать в состоянии здоровья неблагопри­ятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

 

Предельно допустимые поступления (ПДП) радионуклида

Допустимый уровень поступления радионуклида в организм лиц кате­гории А. ПДП – такое поступление радионуклида в течение календар­ного года, которое за последующие 50 лет создает в критическом органе максимальную эквивалент­ную дозу, равную ПДД. При еже­годном поступлении на уровне ПДП максимальная эквивалентная доза за любой календарный год будет равна или меньше ПДД в зависимости от времени достиже­ния равновесного содержания ра­дионуклида в организме.

 

Продувка парогенератора

Продувка в целях обеспечения качества воды. Различают непре­рывную и периодическую про­дувки.

 

Проектное землетрясение

Землетрясение, вызывающее на промплощадке сотрясение макси­мальной интенсивности за период 100 лет.

 

Проектные пределы

Значения параметров и характерис­тик состояния систем (элементов) и АС в целом, установленные в проекте для нормальной эксплуа­тации, аварийных ситуаций и аварий.

 

Проектная авария

Авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмот­рены системы безопасности, обес­печивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопас­ности или с учетом одной, незави­симой от исходного события, ошибки персонала и ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

 

Продукты деления урана

Радионуклиды, накапливающиеся в твэлах в результате ядерной реакции, обладают высокой сте­пенью радиоактивности. Радионук­лиды с большим периодом полу­распада называют долгоживущими. Наибольшее значение среди долгоживущих радионуклидов имеют цезий, стронций, плутоний.

 

Промплощадка

Территория, на которой располага­ются основные объекты АС.

 

Происшествие средней тяжести

Событие на АЭС, при котором не произошло нарушения барьеров безопасности и отсутствует выброс радиоактивности из реакторной установки как во внешнюю среду, так и внутри АС, но существует риск выброса радиоактивности из-за потенциальной возможности нарушений защитных барьеров.

Происшествие характеризуется

отклонениями режима работы АЭС от разрешенных условий нормаль­ной эксплуатации или повреждени­ем оборудования систем нормаль­ной эксплуатации. По международ­ной шкале данное происшествие классифицируется уровнем 2.

 

Производные единицы

Кратные основной единицы измерения.

 

Множители и приставки для образования десятичных кратных и дольных единиц

 

Множитель

Приставка

Множитель

Приставка

1018

экса

10-1

деци

1015

пета

10-2

санти

1012

тера

10-3

милли

109

гига

10-6

микро

106

мега

10-9

нано

103

кило

10-12

пико

102

гекто

10-15

фемто

101

дека

10-18

атто

 

Пускорезервная котельная (ПРК)

Котельная, обеспечивающая теплом АС в период ее строительства и пуска, а также являющаяся источником тепла на случай аварийного отключения АС. На ПРК произво­дят подготовку воды для тепловых сетей от АЭС.

 

Работоспособность системы безопасности или оборудования

Система или элемент будет счи­таться работоспособным, если он способен выполнять свои функции требуемым образом.

 

Радиоактивность

Самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра других элементов, сопровождающееся испусканием ядерных излучений: альфа-лучей, бета-лучей, протонов, а также делением ядер.

 

Радиоактивный фон

Уровень радиации, образующийся в результате естественных источни­ков радиации.

 

Радиоактивные продукты

Вещества, содержащие радиоактив­ные нуклиды.

 

Радиационный контроль

Контроль за соблюдением "Норм радиационной безопасности" и "Основных санитарных правил при работе с радиоактивными ве­ществами" и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке на АС или предприяти­ях атомной промышленности и в окружающей среде.

 

Радиоактивные выбросы

Поступление радиоактивных ве­ществ в окружающую воздушную среду в результате деятельности АС.

 

Радиохимическое производство

Производство по переработке отра­ботавшего ядерного топлива.

 

Радиоактивные отходы

Ядерный материал, который нахо­дится в концентратах или химичес­ких формах, не позволяющих экономично производить его восста­новление, и который предназначен для захоронения. Сохраняемые от­ходы – ядерный материал, кото­рый получен в результате обработ­ки или технологической аварии и который считается пока нерегенерируемым, но хранится.

 

Радон

Продукт радиоактивного распада 238U ,невидимый, не имеющий запаха и вкуса тяжелый газ (в 7,5 раза тяжелее воздуха). Это наиболее весомый из естественных источников радиации. Примерно 3/4 годовой индивидуальной эф­фективной эквивалентной дозы, получаемой населением от земных естественных источников радиации, и 1/2 всей природной радиации человек получает за счет радона.

 

Распредустройство

Устройство по распределению электрической энергии.

 

Расхолаживание реактора

Процесс отвода тепла из активной зоны после остановки реактора. Обеспечивается специальными системами расхолаживания.

 

Радионуклиды

Радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером.

 

Реактор большой мощности, канальный (кипящий)

Начало ядерной энергетики было положено пуском 27 июня 1954 года первой в мире АЭС в городе Обнинске.

На этой станции заработал канальный водографитовый реактор.

Сегодня канальные реакторы составляют заметную долю в атомной энергетике стран бывшего Советского Союза и России. Ими оснащены Ленинградская, Курская, Смоленская, Игналинская АЭС.

В настоящее время основным типом канальных водографитовых реакторов, используемых на отечественных АЭС, является реактор РБМК-1000. Реактором РБМК-1000 была оснащена ЧАЭС.

 

РМБКреактор большой мощности, канальный (иногда буква «к» трактуется как «кипящий»).

РБМК -1000 является реактором с графитовым замедлителем. Модель разработана в Советском Союзе.

РБМК-1000 работает на обогащенном урановом топливе (двуокись урана-235). Кипящим он назван потому, что работает на основе легкой вводы с прямой подачей пара на турбины без промежуточного теплообменника. Вода закачивается в нижнюю часть топливных каналов и по трубам давления обеспечивает подачу пара, который вращает две 500-мегаваттные электрические турбины.

Вода служит в качестве охлаждающей жидкости и также является источником пара, который вращает турбины.

На высоком уровне мощности при нормальной эксплуатации доминирующим оказывается температурный эффект. Таким образом, увеличение мощности не ведет к чрезмерному перегреву ядерного топлива.

Однако при работе реактора на низких мощностях, т.е. при менее 20 % максимума, позитивный топливный коэффициент начинает играть доминирующую роль, и реактор становится нестабильным и способным выдавать неожиданные вспышки мощности.

 

Реакторная установка

Составная часть атомной станции, промышленного или исследова­тельского комплекса, в котором цепная реакция деления ядер, вызываемая нейтронами, может поддерживаться, контролироваться и использоваться. Ее часто назы­вают реактор.

 

Реакторный зал

Обслуживаемое персоналом поме­щение над активной зоной ядерно­го реактора.

 

Реакторное отделение

Часть АС, где расположен ядерный реактор, первый контур и их вспомогательное оборудование.

 

Реактор на быстрых нейтронах

Энергетический реактор, работаю­щий, в отличие от реактора на теп­ловых нейтронах, в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрый реактор обычно работает на плутониевом топливе и, преобразуя 238U, произ­водит плутония больше, чем пот­ребляет, т.е. имеет коэффициент воспроизводства больше единицы.

 

Реакция цепная

Процесс, в котором определенная реакция вызывает последующие реакции такого же типа. При делении 235U на каждый нейтрон, вызвавший деление, образуется два-три новых нейтрона, которые обеспечивают дальнейшее протекание реакции деления ядер 235U.

 

Регулятор напряжения трансформатора

Устройство, позволяющее произво­дить переключения в обмотках трансформатора в целях изменения

коэффициента трансформации и соответствующего изменения на­пряжения.

 

Ремонт

Комплекс операций по восстанов­лению работоспособного состояния.

 

Рихтера шкала

12-балльная шкала интенсивности землетрясений.

 

Санитарно-защитная зона

Устанавливается вокруг атомных предприятий. В ней запрещается размещение жилых зданий, детс­ких учреждений, больниц, а также промышленных и подсобных соо­ружений, не относящихся к предприятию, для которого установле­на санитарно-защитная зона. В санитарно-защитной зоне устанавлива­ется режим ограничений и прово­дится радиационный контроль.

 

Санитарный шлюз

Помещение на границе между зона­ми АС, предназначенное для перехода между этими зонами, снятия (или надевания) дополни­тельных средств индивидуальной защиты, и для предотвращения распространения радиоактивных веществ из одной зоны в другую.

 

Сейсмостойкость оборудования и трубопроводов АС

Способность конструкции сохра­нять прочность, устойчивость, гер­метичность при землетрясении. Проектирование АС выполняется с учетом двух уровней сейсмич­ности: проектного землетрясения (ПЗ) и максимального расчетного землетрясения (МРЗ).

 

Сепаратор для пара АЭС

На АЭС с реакторами РБМК паро­генераторы отсутствуют. Он слу­жит для очистки образующегося в технологических каналах актив­ной зоны пара от капелек воды.

 

Серьезное происшествие

Событие на АЭС, при котором произошло нарушение барьеров или систем безопасности АЭС (без нарушения плотности защит­ной оболочки) или произошел выброс внутри АЭС. Меры по за­щите населения не требуются. Про­исшествие характеризуется большими загрязнениями радиоактив­ностью поверхностей на АЭС или дальнейшими отказами в системах безопасности, которые могут при­вести к более тяжелым последствиям. По международной шкале это происшествие классифицирует­ся уровнем 3.

 

Системы (элементы) безопасности

Системы (элементы), предназначен­ные для выполнения функций безо­пасности.

 

Система аварийного расхолаживания

Специальные устройства по обес­печению отвода тепла (теплосъема) от активной зоны при различных неполадках и авариях в системе штатного теплосъема (первого контура).

 

Система контроля и обеспечения безопасности

Дает точную и оперативную инфор­мацию по распределению полей энерговыделения, температуры и других теплотехнических и ядерно-физических параметров. Система состоит из подсистем: контроля нейтронно-физических параметров, контроля теплотехнических параметров, контроля герметичности оболочек твэлов.

 

Система управления и защиты реактора (СУЗ)

Система для пуска и остановки реактора, поддержания заданного уровня мощности, перехода на другой уровень мощности и отклю­чения реактора.

 

Системы (элементы), важные для безопасности

Системы и элементы безопасности, а также системы (элементы) нор­мальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную экс­плуатацию АС и могут приводить к проектным и запроектным авариям.

 

Система локализации и аварийного охлаждения активной зоны АЭС

Система устройств, предотвращаю­щих распространение или выброс радиоактивных веществ внутри АЭС и в окружающую среду. На современных АЭС сооружается за­щитная оболочка с целью не допустить выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

Для ВВЭР-1000 к устройствам локализации и аварийного охлаж­дения относятся: компенсатор дав­ления (гидроемкость), бак аварийного раствора борной кислоты, насосы аварийного впрыска бора высокого давления, насосы аварий­ного расхолаживания низкого дав­ления, спринклерные насосы, теп­лообменники расхолаживания.

 

Системы (элементы) нормальной эксплуатации

Системы (элементы), предназна­ченные для осуществления нор­мальной эксплуатации.

 

Система аварийного впрыска

Система, состоящая из насосов аварийного впрыска бора высоко­го давления, баков аварийного раствора борной кислоты, трубо­проводов. Система является частью устройств локализации и аварийно­го охлаждения активной зоны на АЭС с ВВЭР.

 

Система перегрузки топлива

Комплекс устройств для замены выгоревшего топлива и извлечения поврежденных тепловыделяющих элементов. Перегрузка бывает пе­риодическая (ВВЭР) и непрерыв­ная (РБМК).

 

Смешанное оксидное топливо

Топливо, состоящее из однородной смеси двуокиси плутония и урана (который может быть обедненным). В реакторе плутоний под­вергается делению, уран действует как воспроизводящий материал.

 

Снятие блока (АС) с эксплуатации

Процесс осуществления комплекса мероприятий после удаления ядер­ного топлива, исключающий его использование в качестве источни­ка энергии и обеспечивающий безопасность персонала и окружающей среды.

 

Событие реальное

Событие, которое осуществилось.

 

Событие постулированное

Событие, для снижения последст­вий которого спроектированы сис­темы безопасности.

 

Спецводоочистка

Химическая очистка вод, содержа­щих радиоактивные вещества.

 

Специальные нормы и правила

Нормы и правила, одобренные (или утвержденные) для приме­нения в ядерной энергетике орга­нами государственного надзора и контроля (Госатомнадзор, Госпожнадзор, Госсаннадзор и др.).

 

Спринклерные насосы

Насосы подачи воды на спринклерную (разбрызгивающую) систе­му. Назначение спринклерной системы – не допустить повышения давления внутри защитной оболоч­ки за счет пара, образующегося при испарении теплоносителя во время аварийной течи последнего.

 

Средства индивидуальной защиты

Технические средства защиты пер­сонала от поступления радиоактив­ных веществ внутрь организма, радиоактивного загрязнения кож­ных покровов и внешнего облуче­ния, это в основном спецодежда и спецобувь.

 

Стержни СУЗ

Устройства, вводимые в активную зону реактора для выполнения функций управления и защиты реактора:

компенсирующие стерж­ни (КС) служат для компенсации изменений реактивности при переходе от холодного состояния к ра­бочему;

регулирующие стержни (РС) поддерживают мощность реактора постоянной или меняют ее по заданиям оператора;

стержни аварийной защиты (АЗ) обеспечивают быстрое прекращение реак­ции деления (остановка реактора) при возникновении аварийной си­туации.

 

Тепловыделяющий элемент (твэл)

Герметичная металлическая трубка, содержащая топливные таблетки или металлические топливные цилиндры.

 

Тепловыделяющая сборка

Комплект топливных элементов (стержней, прутков, пластин и др.), удерживаемых вместе с по­мощью дистанционирующих реше­ток и других структурных ком­понентов, которые находятся в неразъемном виде во время транс­портирования и облучения в реакторе. Сборки загружаются в ак­тивную зону ядерного реактора.

 

Теплоноситель

Газ, вода или жидкий металл, циркулирующие через активную зону (теплоноситель первого кон­тура), чтобы вынести тепло, гене­рируемое в ней делением и радио­активным распадом, к парогенера­торам или теплообменникам, где это тепло передается к теплоносителю второго контура. Некото­рые реакторы имеют один контур (РБМК), где теплоноситель пре­вращается в пар и идет на турбину.

 

Термическая усталость

Нарушение прочностных свойств металла, обусловленное периоди­ческой сменой температуры в отдельных местах аппаратов или трубопроводов.

 

Техническое обслуживание

Комплекс операций по контролю и поддержанию работоспособного и исправного состояний объекта.

 

Технологический регламент энергоблока

Перечень условий и пределов веде­ния эксплуатации блока, обеспечи­вающих безопасность.

 

Трансурановые элементы

Элементы, искусственно получен­ные в ядерных реакциях, с атом­ным весом большим, чем у урана.

 

Тяжелая авария

Событие на АЭС, при котором произошло нарушение барьеров бе­зопасности с повреждением актив­ной зоны и выбросом в окружаю­щую среду большого количества радиоактивных продуктов, накоп­ленных в активной зоне, и в резуль­тате которого дозовые пределы для проектных аварий нарушены, а для запроектных – нет. Для ослабления серьезного влияния на здоровье необходимо введение пла­нов мероприятий по защите персо­нала и населения в случае аварии в зоне радиусом 25 км, включаю­щих эвакуацию населения. По меж­дународной шкале авария класси­фицируется уровнем 6.

 

Тяжеловодный газовый ядерный реактор

Ядерный реактор, в котором замед­лителем служит тяжелая вода, а теплоносителем – газ.

 

Удельная активность

Активность единицы объема, мас­сы площади. Измеряется в кюри на единицу объема, массы, пло­щади.

 

Урановое топливо

Топливо, изготавливаемое из при­родного, низкообогащенного (1–5% по 235U) или высокообогащенного (до 93% по 235U) урана. Природный и низкообогащенный уран применяется в ядерных реак­торах на тепловых нейтронах, высокообогащенный уран — в реак­торах на быстрых нейтронах и исследовательских реакторах.

 

Условия безопасной эксплуатации

Установленные проектом мини­мальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и регламенту тех­нического обслуживания систем или элементов (важных для безопасности), при которых обеспечи­вается соблюдение пределов безо­пасной эксплуатации и (или) крите­риев безопасности.

 

Физическая защита АС

Технические и организационные меры обеспечения сохранности со­держания на АС делящихся и радиоактивных материалов, а также предотвращение несанкционирован­ного доступа на АС и в установленные проектом ее уязвимые мес­та (огражденные территории, ох­ранная сигнализация, вооруженная охрана и т.п.).

 

Физический пуск

Этап ввода АС в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых физических экспериментов на уровне мощности, при которой теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассея­ния).

 

Холодное состояние реактора

Состояние ядерного реактора, ког­да ядерная реакция заглушена и температура теплоносителя ниже 100°С.

 

Шкала событий на АС

Средство для оперативного опове­щения общественности о событиях на АС.

 

Энжектор турбины

Устройство для создания вакуума в конденсаторе турбины путем отсоса из него газов.

 

Эквивалентная доза облучения (Н)

Основная дозиметрическая величи­на в области радиационной безо­пасности, введенная для оценки возможного ущерба здоровью че­ловека от постоянного воздействия ионизирующего излучения произвольного состава при значении Н за календарный год не более 5 ПДД. Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества ионизирующего излучения К в дан­ном объеме биологической ткани: Н=Д × К. Допускается использование сокращенного термина доза, если это не будет неправильно понято. Единица эквивалентной дозы – Зиверт (Зв), а также бэр (1 Зв = 100 бэр).

 

Эксплуатация

Деятельность, направленная на до­стижение безопасным образом цели, для которой была построена АС, включая работу на мощности, пуск, остановки, испытания, техническое обслуживание, ремонт и перегруз­ку топлива, инспектирование во время эксплуатации и другую, связанную с этим деятельность.

 

Эксплуатационные пределы

Значения параметров и характерис­тик состояния систем (элементов) и АС в целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации.

 

Энергетический пуск

Этап ввода АС в эксплуатацию, при котором станция начинает производить энергию в соответст­вии с проектом и осуществляется проверка ее работы на уровнях мощности вплоть до установленной для промышленной эксплуатации (номинальной).

 

Ядерная авария

Авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установлен­ные пределы безопасной эксплуа­тации, и (или) облучением персона­ла, превышающим допустимые пре­делы дозы для нормальной экс­плуатации.

 

Ядерное событие

Всякого рода отклонение от нор­мального режима и нормального состояния оборудования АС, в той или иной мере значимое с точки зрения безопасности.

 

Ядерные реакции

Реакции, происходящие при столк­новении частиц (обладающих высо­кой энергией) с ядром-мишенью, при которых происходит превраще­ние ядра, сопровождаемое испуска­нием других частиц.

 

Ядерный энергетический реактор

Реактор, предназначенный для про­изводства электрической энергии, энергии для обеспечения движущей силы, например на ядерных торго­вых судах, а также для производ­ства технологического тепла в про­мышленных целях и городского отопления.

 

Обновлено 10.05.2011 21:30
 

Добавить комментарий

Защитный код
Обновить


черная быль чернобыль припять чаэс авария на чернобыльской аэс авария на чаэс воспоминания очевидцев радиация в зоне отчуждения союз чернобыль чернобыль припять саркофаг объект укрытие