Глоссарий

аварийная защита. Функция системы управления и защиты, ядерного реактора по предотвращению развития на нем аварийной ситуации за счет аварийной остановки реактора.

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

состояние ядерной установки (например, атомной станции), характеризующееся нарушением пределов безопасной эксплуатации, но не перешедшее в аварию.

режим работы с постоянной (базовой) нагрузкой.

быстрое прекращение цепной ядерной реакции при возникновении аварийной ситуации. Осуществляется быстрым вводом в активную зону регулирующих стержней или жидкого поглотителя нейтронов.

нарушение эксплуатации ядерной установки (например, атомной станции), при котором произошел выход радиоактивных материалов и/или ионизирующих излучений за границы, предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации, в количествах, приводящих к значительному облучению персонала, населения и окружающей среды.

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 выше установленных санитарных норм не произошло. Однако требуется контроль продуктов питания населения. По международной шкале авария классифицируется уровнем 4.

потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

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.

авария, произошедшая вследствие неконтролируемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления.

автоматическое изменение режима работы объекта для предотвращения аварии, осуществляемое совокупностью автоматических устройств, исключающих возможность ошибочных действий при управлении работой машин, аппаратов и/или приборов.

прибор для наземных поисков месторождений радиоактивных элементов путем измерения и регистрации интенсивности гамма-излучения над земной поверхностью с использованием автомобиля.

ведущая международная организация по сотрудничеству в мирном использовании энергии и по контролю за нераспространением ядерного оружия; она оказывает техническую помощь развивающимся странам в развитии работ по использованию атомной энергии в мирных целях, в производстве электроэнергии, в медицине, в сельском хозяйстве, промышленности и других областях.

центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.

устройство (система), функционирование которого зависит от нормальной работы другого устройства (системы), например, управляющего устройства, энергоисточника.

число самопроизвольных ядерных распадов в данном количестве радиоактивного материала за единицу времени. Измеряется в беккерелях (Бк) или кюри (Ки).

вид ионизирующего излучения — поток положительно заряженных частиц (альфа-частиц), испускаемых при радиоактивном распаде и ядерных реакциях. Проникающая способность альфа-излучения невелика (задерживается листом бумаги). Чрезвычайно опасно попадание источников альфа-излучения внутрь организма с пищей, воздухом или через повреждения кожи.

прибор для определения энергетического состава альфа-излучения с помощью магнитного поля.

ядро атома гелия-4, испускаемое при альфа-распаде радиоактивных ядер или в результате ядерных реакций.

элементарная частица, идентичная по массе, времени жизни и другим внутренним характеристикам ее частице — «двойнику» (нормальной частице), но отличающаяся от нее знаком электрического заряда, магнитного момента и некоторыми другими характеристиками. Все элементарные частицы имеют свои античастицы. Например, электрон-позитрон, протон-антипротон и т. д. При столкновении частицы и античастицы происходит их аннигиляция.

приспособление для поверхностного контактного воздействия на кожу радиоактивным излучением с лечебной целью, например, марля, смоченная раствором радиоактивного вещества.

атомная подводная лодка.

аварийный питательный насос. Подача питательной воды в ПГ в случае аварии с потерей подачи питательной воды.

специальные конструкционные устройства, предназначенные для: герметичного отключения части контура; регулирования расхода, давления, уровня теплоносителя; контроля положения уровня; предотвращение повышения давлений сверх допустимого; снижение давления до заданного значения; удаление конденсата из паропроводов. По назначению арматуру можно подразделить на пять больших классов: зaпорная арматура — устройства, предназначенные для перекрытия потока рабочей среды; регулирующая арматура — устройства, предназначенные для регулирования параметров рабочей среды посредством изменения ее расхода; предохранительная арматура — устройства для автоматической защиты оборудования от аварийных изменений параметров рабочей среды; обратная арматура — устройства для автоматического предотвращения обратного потока рабочей среды; фазоразделительная арматура — устройства для автоматического разделения рабочих сред в зависимости от их фазы и состояния. АРМ – автоматизированное рабочее место, – рабочее место оператора, диспетчера, конструктора, технолога и др., оснащенное средствами вычислительной техники для автоматизации процессов переработки и отображения информации, необходимой для выполнения производственного задания.

атомная станция (Nuclear plant) — промышленное предприятие для производства электрической или тепловой энергии с использованием одного или нескольких ядерных энергетических реакторов и комплекса необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимым персоналом.

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

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

атомная станция, предназначенная для производства электроэнергии.

многоуровневая АСУ, в которой АЭС рассматривается как единый, технологический объект управления и в которой предусмотрены управление системами безопасности и функционально связанными группами оборудования, поддержание технологических параметров в заданных пределах, защита оборудования от перегрузок и другие функции; состоит из следующих подсистем: информационной; автоматического регулирования; автоматического управления; технологической защиты, блокировки и сигнализации; внутриреакторного контроля; управления турбоагрегатом.

Аварийно-спасательная служба — совокупность органов управления, сил и средств, предназначенных для решения задач по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций, функционально объединённых в единую систему, основу которой составляют аварийно-спасательные формирования Госкорпорации.

Аварийно-спасательное формирование — самостоятельная или входящая в состав аварийно-спасательной службы структура, предназначенная для проведения аварийно-спасательных работ, основу которой составляют подразделения спасателей, оснащённые специальными техникой, оборудованием, снаряжением, инструментами и материалами.

наименьшая частица химического элемента, сохраняющая его свойства. Состоит из ядра с протонами и нейтронами и электронов, движущихся вокруг ядра. Число электронов в атоме равно числу протонов в ядре.

отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для целей электрификации и теплофикации. Как область науки и техники, разрабатывает методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую.

положительно заряженная центральная часть атома, вокруг которой вращаются электроны и в которой сосредоточена практически вся масса атома. Состоит из протонов и нейтронов. Заряд ядра определяется суммарным зарядом протонов в ядре и соответствует атомному номеру химического элемента в периодической системе элементов.

общее название судов с ядерной силовой установкой; существуют гражданские и военные атомоходы разного назначения: ледоколы, танкеры, подводные лодки, авианосцы и др.

Аварийно-технический Центр

процесс получения металлов высокой чистоты путём их разделения и отделения от них примесей.

коллоидная система, состоящая из твёрдых и жидких частиц, которые взвешены в газовой среде.

взвешенные в воздухе в виде тумана или дыма мельчайшие твёрдые или жидкие частицы, обладающие радиоактивностью; образуются в атмосфере при поступлении радиоактивных изотопов и осаждении их продуктов распада на частицах обычной пыли.

атомная электростанция

быстродействующая аварийная защита.

режим работы с постоянной (базовой) нагрузкой.

перечень положительных и отрицательных вкладов в реактивность реактора;баланс между избыточной реактивностью реактора в эталонном состоянии и запасом реактивности, возникающим при изменении состояния реактора относительно эталонного.

резервуар внутри защитной оболочки реактора, содержащий холодную воду или лёд для конденсации пароводяной смеси, образующейся внутри защитной оболочки реактора при срабатывании системы аварийной защиты.

специальный сосуд для отделения пара от капелек воды, уносимых при бурном кипении вместе с потоком пара из активной зоны реактора (на атомной станции с реактором РБМК).

бак или емкость для гашения кинетической энергии струи паро-водяной смеси.

последовательный ряд независимых преград на пути от места образования радиоактивных ядер (обычная 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.

установка, размещаемая на реакторной площадке атомной станции для временного хранения отработавшего ядерного топлива под слоем воды с целью снижения радиоактивности и остаточного тепловыделения.

радиоизотопный источник электрической энергии, в котором энергия радиоактивного распада радионуклидного топлива преобразуется в электрическую; простейшая ядерная батарея состоит из источника излучения и отделенного от нее диэлектрической пленкой коллектора; при распаде источник испускает бета-излучение, вследствие чего он заряжается положительно, а коллектор - отрицательно и между ними возникает разность потенциалов.

единица активности нуклида в радиоактивном источнике, равная активности нуклида, при которой за 1 с происходит один распад: 1 Бк = 1 распад в секунду.

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

метод обнаружения инородных включений в сверхтонких металлических изделиях (фольге и т. п.) путём просвечивания их бета-излучением; иногда для уменьшения поглощения бета-излучения просвечивание осуществляется в вакууме.

электронное и позитронное ионизирующее излучение с непрерывным энергетическим спектром, испускаемое при ядерных превращениях.

Радиоактивное ядро, распадающееся с испусканием бета-излучения; Устройство, создающее бета-излучение.

радиоактивность, обусловленная испусканием бета-излучения.

самопроизвольные превращения нейтрона в протон и протона в нейтрон внутри атомного ядра, а также превращение свободного нейтрона в протон, сопровождающееся испусканием электрона или позитрона и нейтрино или антинейтрино. Двойной бета-распад - испускание двух электронов или двух позитронов ядром в одном акте с превращением ядра в его изобар, отличающийся от исходного ядра на две единицы по атомному номеру.

распределение по энергии или импульсу бета-частиц, образующихся в результате бета-распада.

прибор для измерения энергетического распределения (спектра) электронов и позитронов, вылетающих при бета-распаде, а также конверсионных электронов и электронов, возникающих при взаимодействии с веществами гамма-, рентгеновского и других излучений; различают бета-спектрометры, измеряющие энергию электронов по их воздействию на вещество (ионизационные камеры, сцинтилляционные счетчики и др.), и бета-спектрометры, пространственно разделяющие электроны различных энергий в электрических и магнитных полях. Магнитный бета-спектрометр - бета-спектрометр, в котором разделение электронов с разными энергиями и их фокусировка осуществляются с помощью магнитного поля в камере с высоким вакуумом.

метод экспериментального исследования бета-спектров, возникающих при бета-распаде радиоактивных ядер, в целях измерения верхней границы спектра (максимальной энергии электронов, испускаемых при бета-распаде) и определения его формы.

метод поисков месторождений радиоактивных руд, основанный на измерении интенсивности бета-излучения горных пород.

электроны или позитроны, испускаемые атомными ядрами или свободными нейтронами при их бета-распаде.

радиационный барьер, создаваемый вокруг активной зоны реактора и системы его охлаждения, для предотвращения вредного воздействия нейтронного и гамма-излучения на персонал, население и окружающую среду. На атомной станции основным материалом биологической защиты является бетон. Для реакторов большой мощности толщина бетонного защитного экрана достигает нескольких метров.

установка для битумирования жидких радиоактивных отходов, снабжённая электронагревателями, лопастной мешалкой, насосами, дозатором, сушилкой и т. д.

отверждение жидких концентрированных или сухих радиоактивных отходов путем смешения их с расплавленным битумом и термического обезвоживания полученной смеси.

часть АС, выполняющая функцию АС в определенном проектном объеме.

ядерный реактор, на быстрых нейтронах. Корпусной реактор-размножитель. Теплоносителем первого и второго контуров является натрий. Теплоноситель третьего контура - вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует (см. Ядерный реактор на быстрых нейтронах).

устройство с радиационной защитой в виде достаточно герметичного нестационарного укрытия, предназначенного для дистанционных работ с радиоактивными веществами; перегрузочный - защитное помещение, в котором механизмом перегрузки регулирующие стержни и ТВС перемещаются между активной зоной и барабанами свежих и отработавших сборок; прочноплотный - герметичное помещение с прочными железобетонными стенками, способными выдержать высокие давления пароводяной смеси, попадающей в это помещение в результате аварии реактора с потерей теплоносителя.

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

бак питательной воды.

быстрый реактор

см. Реактор-размножитель.

быстродействующая редукционно-охладительная установка. Установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в отдельный конденсатор, а потом в деаэратор.

быстродействующая редукционно-охладительная установка. Установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в конденсатор.

быстродействующая редукционная установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в деаэратор при внезапном выключении турбины и при пусках и остановках ЯЭУ.

быстродействующая редукционная установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в главные конденсаторы при внезапном выключении турбины и при пусках и остановках ЯЭУ.

быстродействующая редукционная установка. Предназначена для подачи пара к турбине привода питательного насоса при нагрузках на главной турбине менее 30%.

нейтроны, кинетическая энергия которых выше некоторой определенной величины. Эта величина может меняться в широком диапазоне и зависит от применения (физика реакторов, защита или дозиметрия). В физике реакторов эта величина чаще всего выбирается равной 0,1 МэВ.

блочный щит управления

внесистемная единица эквивалентной дозы. 1 бэр=0,01Зв.

Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих атомные электростанции (WANO)

процесс, во время которого системы и оборудование атомной станции начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту, включающий в себя предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски и завершающийся сдачей атомной станции в промышленную эксплуатацию.

водо-водяной энергетический реактор

видеоконференцсвязь

облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

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

радиационное воздействие АС на территории за пределами площадки станции.

облучение тела от находящихся или попавших внутрь источников ионизирующего излучения.

последствия события на АЭС (на самой станции) - рассматривается распространение радиоактивных продуктов на площадках АС.

свойства ядерного реактора, которые обеспечивают его самоглушение и охлаждение при любых аварийных ситуациях.

водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением.

самое дешевое и распространенное в природе вещество, которое может быть использовано в качестве замедлителя и рабочего тела ЯЭУ.

тяжелая вода (D2О) по сравнению с обычной имеет значительно лучшие ядерно-физические свойства. Она почти не поглощает тепловых нейтронов, поэтому является лучшим замедлителем. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя позволяет использовать в качестве топлива природный уран; уменьшается первоначальная загрузка топлива и ежегодное его потребление. Однако стоимость тяжелой воды очень высока.

система питания ротора электрогенератора постоянным током для создания магнитного поля.

Единица электрического напряжения; равна электрическому напряжению, вызывающему в электрической цепи постоянный ток силой 1 А при затрачиваемой мощности 1 Вт. Единица разности электрических потенциалов; равна потенциалу точки электрического поля, находясь в которой заряд в 1 Кл обладает потенциальной энергией 1 Дж. Единица электродвижущей силы.

единица полной мощности электрического тока, определяемой произведением действующего значения силы тока в электрической цепи на напряжение на её зажимах.

размножение делящегося вторичного топлива из сырьевого (воспроизводящего) материала, т. е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся цепной реакции деления, расходуются не только на ее поддержание, но и поглощаются ураном-238 или торием-232 с образованием делящихся нуклидов (например, плутония-239 или урана-233). Вторичным делящимся топливом считают PU-239 и U-233, материалом воспроизводства - U-238 и Th-232 (см. Коэффициент воспроизводства).

материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.

нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счет захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - уран-238 и торий-232.

время, в течение которого количество делящегося материала, первоначально загруженного в реактор, удваивается в процессе расширенного воспроизводства. (для реактора-размножителя).

первая операция технологической схемы регенерации ядерного топлива; состоит в отделении на специальном электроконтактном станке хвостовиков твэлов, не содержащих топлива (станок частично погружен в ванну с водой для исключения выделения газов и аэрозолей), и в измельчении активной части твэлов на специальных агрегатах с пресс-ножницами.

к вторичному ядерному топливу относят плутоний-239 и уран-233, образующиеся в ядерных реакторах соответственно из урана-238 и тория-232 при поглощении нейтронов. Вторичное ядерное топливо является перспективным источником ядерной энергии.

поступление радионуклидов в атмосферу в результате работы ядерной установки (например, атомной станции).

снижение концентрации любого нуклида в ядерном, топливе, вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.

поглотитель нейтронов, который расходуется в процессе эксплуатации реактора. Благодаря этому частично компенсируется потеря реактивности, вследствие выгорания ядерного топлива. Избыточная реактивность необходима для обеспечения требуемого выгорания топлива в активной зоне реактора. Это неподвижные поглотители, выгружаемые из активной зоны вместе с топливом в процессе перегрузки.

прилегающий к активной зоне слой защиты с переменной по азимуту толщиной; внутренняя поверхность выгородки повторяет контур активной зоны, а наружная является цилиндром; предназначена для формирования поля энерговыделения и для защиты корпуса реактора.

пояс с граненой внутренней поверхностью, предназначенный для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных твэлов путем поглощения избыточной энергии; располагается по периметру активной зоны и отделяет опускной поток теплоносителя в кольцевом зазоре у стенки от подъемного потока через активную зону.

время, исчисляемое с момента прекращения цепной реакции в ядерном топливе; радиоактивных отходов - хранение радиоактивных отходов для уменьшения их активности за счет естественного распада радионуклидов.

быстрое уменьшение мощности реактора; может быть преднамеренным или произойти в результате срабатывания системы аварийной защиты.

радиоактивное осаждение радиоактивных веществ, находившихся в воздухе, на поверхность земли; радиоактивных отходов - осаждение на поверхность земли радиоактивных веществ, образовавшихся в результате взрыва ядерного устройства или в результате их случайного выброса из этого устройства.

Высокорадиоактивные отходы, образующиеся при переработке отработавшего ядерного топлива и содержащие продукты деления, актиниды и трансурановые отходы. Отработавшее топливо ядерных реакторов, если оно не перерабатывается.

уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %.

количество энергии, вырабатываемой в реакторе на 1 кг загруженного топлива; определяется содержанием делящегося изотопа в топливе и глубиной выгорания.

ведомственная технологическая сеть спутниковой связи

высокотемпературный газоохлаждаемый реактор, в котором в качестве топлива может использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала - торий Реактор, теплоносителем и рабочим телом в котором является газ. Это позволяет получать более высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора, а, следовательно, наиболее высокий термический КПД установки. В качестве замедлителя служит графит.

этап подготовки облученных твэлов к переработке; заключается в том, что после рубки ТВС топливо, содержащееся в полученных кусках, селективно растворяется в кислоте. метод извлечения отдельных составляющих твердого материала, в т. ч. и радиоактивных элементов, с помощью растворителя; основан на способности извлекаемого вещества растворяться лучше, чем остальные составляющие материала.

в качестве газовых теплоносителей и рабочих тел можно рассматривать водород, гелий, азот, воздух, углекислый газ, метан и некоторые другие газы. Основные преимущества газовых теплоносителей и рабочих тел по сравнению с жидкими веществами - более высокая термическая и радиационная стойкость, химическая (коррозионная) пассивность (для некоторых газов). Недостатки - низкие плотность, теплоемкость и теплопроводность и, следовательно, низкая интенсивность теплоотдачи; при применении газов в качестве теплоносителей необходимо высокое давление в контуре при разумных мощностях, затрачиваемых на их прокачку.

стационарное стальное сооружение для приема, хранения и выброса газообразных радиоактивных отходов в окружающую среду; входит в систему удаления газообразных отходов реакторов с водой под давлением.

процесс разделения изотопов, основанный на различной скорости проникновения газов с различной молекулярной массой через микропористую перегородку. Процесс применяют для получения обогащенного урана и в этом случае в качестве газа используют гексафторид урана.

полость внутри твэла, предназначенная для накопления газообразных продуктов деления, образующихся в процессе облучения топлива; объем полости выбирается так, чтобы давление внутри оболочки твэла оставалось в безопасных пределах.

вид ионизирующего излучения - электромагнитное излучение, испускаемое при радиоактивном распаде и ядерных реакциях, распространяющееся со скоростью света и обладающее большой энергией и проникающей способностью. Эффективно ослабляется при взаимодействии с тяжелыми элементами, например, свинцом. Для ослабления гамма-излучения в ядерных реакторах атомных станций используют толстостенный защитный экран из бетона.

радиоактивное ядро, распадающееся с испусканием гамма-излучений; устройство, создающее гамма-излучение.

условная масса точечного радиоактивного источника радий-226, находящегося в равновесии с короткоживущими продуктами распада и создающего на некотором расстоянии от земли такую же мощность дозы, как и данный источник на том же расстоянии.

установленная в рамках международной политики нераспространения ядерного оружия система проверки, применяемая к мирному использованию ядерной энергии, осуществление которой возложено на Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) в соответствии с Уставом агентства, Договором о нераспространении ядерного оружия и Договором о запрещении ядерного оружия в Латинской Америке.

химическое соединение урана со фтором (UF6). Является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гекса-фторид урана непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное) и используется в качестве исходного сырья для разделения изотопов урана-238 и урана-235 по газодиффузионной технологии или технологии газового центрифугирования и получения обогащенного урана.

• генератор Ван-де-Граафа — электростатический ускоритель, в котором для создания высокого постоянного электрического напряжения применяется механический перенос электрических зарядов с помощью бесконечной ленты из диэлектрического материала. • изотопный генератор — генератор, преобразующий тепло, выделяемое радиоактивным нуклидом, в электрический ток в большинстве случаев посредством термоэлектронной эмиссии. • квантовый генератор — источник монохроматического когерентного электромагнитного излучения, в котором используется явление индуцированного излучения возбуждённых атомов, молекул или ионов; в качестве рабочего вещества используются газы, кристаллические или аморфные тела. • магнитогидродинамический генератор — генератор для непосредственного преобразования теплоты в электрическую энергию; действие основано на возникновении электрического тока в плазме или другой проводящей жидкости, движущейся в магнитном поле. • нейтронный генератор — ускоритель заряженных частиц, используемый для образования нейтронов; мишень, бомбардируемая ускоренными заряженными частицами, выбирается так, чтобы ядерная реакция в этой мишени была оптимальной с точки зрения интенсивности образования нейтронов. • генератор радиоактивных аэрозолей — генератор для получения радиоактивных аэрозолей, обладающих заданными свойствами, такими, как дисперсность, заряд, объёмная активность радионуклидов. • термомеханический радиоизотопный генератор — радиоизотопный источник электрической энергии, в котором тепловая энергия распада радионуклидного топлива преобразуется в механическую энергию с последующим преобразованием в электрическую. • термоэлектрический генератор — генератор для непосредственного преобразования теплоты в электрическую энергию; изготовляется на основе термоэлементов; особенно эффективны при использовании тепла, выделяющегося при работе ядерных реакторов, ракетных двигателей и др.

нежелательные радиационные последствия воздействия ионизирующих излучений на живой организм, связанные с изменением его наследственных свойств и проявляющиеся у потомства облученного организма.

хранилище, созданное в глубоких геологических формациях (например, в скальных породах под землей) для безопасного захоронения радиоактивных отходов.

имеет активную зону в виде гетерогенной размножающей среды. В таком реакторе топливо в виде цилиндрических стержней (или пластин) выделено пространственно так, что создает основу решетки активной зоны — системы топливных и других материалов, расположенных в определенной периодической последовательности.

извлечение урана и его соединений из природной руды при помощи водных растворов химических реагентов с последующим избирательным выделением урана из этих растворов. Основной метод химического обогащения урановой руды и получения уранового концентрата, в результате которого происходит изменение состава минералов.

метод уменьшения объема радиоактивных отходов путем отделения взвешенных частиц от жидкости, в которой они находятся, под дейсьвием центробежных сил.

см. Запроектная авария.

разъем корпуса реактора корпусного типа (типа ВВЭР).

насос, обеспечивающий циркуляцию теплоносителя контура ядерного реактора.

предохранительные клапаны первого контура реактора.

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.

доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов (выражается в процентах).

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

это реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.

государственная организация, занимавшаяся до административной реформы 2004 г. надзором за безопасной эксплуатацией объектов ядерной энергетики в России (АЭС, АСТ, АТЭЦ и др.). 20 мая 2004 г. Федеральная служба по атомному надзору преобразована в Федеральную службу по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор).

Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом".

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

строение, обычно в виде башни, для понижения температуры воды, отводящей тепло от электростанции, за счет испарения части воды, стекающей под действием силы тяжести.

минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах используется графит ядерной чистоты в качестве замедлителя нейтронов.

графит, из которого в основном удалены вещества, поглощающие нейтроны.

в системе единиц СИ — единица поглощенной дозы. 1 Гр=1 Дж/кг=100 рад. Эта единица тоже оценивает поглощенную дозу радиации. Но, в отличие от зиверта, грей не включает оценку уровня опасности. Если речь идет о рентгеновском и гамма-излучении, у которых коэффициент качества вреда равен 1, то разницы между зивертами и греями нет (1 Зиверт = 1 Грей = 100 БЭР = 100 Рентген). Названа в честь классика радиобиологии - англичанина Льюиса Грея.

взрывоопасная смесь газообразных водорода и кислорода в определенном соотношении.

группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам — полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

критические органы, отнесенные к I, II или III группам в порядке убывания радиочувствительности, и для которых устанавливают разные значения основного дозового предела. В группу I критических органов включены все тело, гонады, красный костный мозг, в группу II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, не относящиеся к группам I и III, в III группу — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.

газотурбинная установка.

главный циркуляционный насос.

устройство, предназначенное для удаления растворенных в воде кислорода и агрессивных газов (СО2, НNО3 и др.), способствующих интенсивной коррозии стенок парогенераторов, трубопроводов, теплообменников и прочего оборудования АЭС.

дежурно-диспетчерская смена

удаление радиоактивных загрязнений с рабочих поверхностей и обезвреживание радиоактивных отходов химическим, химико-механическим, электро-химическим, пароэмульсионным или гидродинамическим методом. При дезактивации оборудования ЯЭУ можно выделить три группы мероприятий: • дезактивация первого контура без разборки путем циркуляции специальных растворов; • дезактивация съемного оборудования, связанную с демонтажом (например, дезактивацию выемной части ГЦН или приводов СУЗ); • дезактивацию поверхностей помещений, наружных поверхностей трубопроводов, инструмента и т. п.

материал, содержащий один или несколько делящихся нуклидов и способный при определенных условиях обеспечить достижение критичности.

нуклид, способный претерпеть ядерное деление в результате взаимодействия с медленными нейтронами. Существуют три наиболее важных делящихся нуклида, представляющих интерес в ядерной энергетике. Один из них существует в природе (уран-235), а два являются искусственными (уран-233 и плутоний-2 39).

демонтаж оборудования и компонентов реактора при снятии его с эксплуатации; включает резку (сегментацию) нейтронно-активированных структур и компонентов с поверхностным радиоактивным загрязнением; при этом используется оборудование с дистанционным управлением.

вещество, добавляемое в делящийся материал с той целью, чтобы сделать его непригодным для использования в ядерном оружии.

чувствительный элемент средства измерений, предназначенный для регистрации ионизирующего излучения. Его действие основано на явлениях, возникающих при прохождении излучения через вещество.

устройство для вывода пучка частиц из камеры циклического ускорителя для транспортировки в специальные залы для проведения физических экспериментов.

любая ядерная деятельность, которая не носит военный характер; под этим термином подразумеваются также процессы, которые независимо от прошлого или будущего использования ядерного материала просто изменяют химический или изотопный состав этого материала.

химически и термически устойчивое (температура плавления 2760oC) соединение урана с кислородом (U02), что обусловило его выбор в качестве ядерного топлива легководных реакторов.

преднамеренный выброс радиоактивных отходов в окружающую среду с предварительным их разбавлением воздухом или водой до уровня, значительно меньшего, чем фоновый уровень.

метод выделения радиоактивного элемента или изотопа, заключающийся в переведении его в летучее соединение и отгонке в приемник при необходимых температуре и давлении.

одно из важнейших международных соглашений в области ограничения гонки вооружений, предназначенное для недопущения появления новых государств, обладающих ядерным оружием; на государства, обладающие ядерным оружием, этот договор налагает обязательство не передавать кому бы то ни было ядерное оружие и контроль за таким оружием, а на неядерные государства — обязательство не производить и не приобретать ядерное оружие или других ядерных взрывных устройств.

договор, запрещающий испытания ядерного оружия в атмосфере, космосе и под водой, заключенный 5 августа 1963 года между Великобританией, США и СССР; к нему присоединились многие государства.

в радиационной безопасности — мера воздействия ионизирующего излучения на биологический объект, в частности человека. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы.

прибор для измерения поглощенной дозы или мощности дозы ионизирующего излучения.

область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на различные объекты.

сумма индивидуальных доз излучения персонала, полученных или планируемых при выполнении работ по эксплуатации, обслуживанию, ремонту, замене или демонтажу оборудования ядерной установки, например, атомной станции.

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. Ки131I и 3 тыс. Ки137Cs.

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.

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

установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду со сточными водами.

норматив для поступления радионуклидов в организм человека за календарный год.

любой нуклид, образующийся из данного радионуклида в цепочке распадов.

ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и ионизирующего излучения естественно распределенных природных радионуклидов (на поверхности Земли, в воздухе, продуктах питания, воде, организме человека и др.).

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.

источниками жидких радиоактивных отходов на АЭС являются: • продувочная вода реакторов и организованные протечки первого контура, воды бассейнов выдержки и перегрузки, воды опорожнения реакторных петель, характеризующиеся наибольшей чистотой, но и наибольшей радиоактивностью; • промывочные растворы, использованные при дезактивации контуров, содержащие твердые радиоактивные окислы конструкционных материалов;- продувочные воды парогенераторов, имеющие в сравнении с реакторной водой большее солесодержание, но меньшую радиоактивность, так как она определяется только протечками из первого контура; • трапные и обмывочные воды после дезактивации помещений, имеющие по сравнению с водами реакторов обычно меньшую радиоактивность, но большее содержание примесей. Очистка этих вод может быть периодической с накоплением сбросов в баках грязного конденсата и очищенной воды в баках чистого конденсата; • прачечные и душевые воды — воды наименьшей радиоактивности; источником их является всегда техническая или водопроводная вода, активирующаяся незначительно, так как этот процесс протекает только в самих прачечных и душевых, поэтому сброс таких вод после очистки допустим в обычную канализацию и внешние водоемы.

• допустимое радиоактивное — радиоактивное загрязнение, не вызывающее внешнего и внутреннего облучения людей выше предельно допустимой дозы или предела дозы, а также не допускающее разнос радиоактивных веществ; • нефиксированное радиоактивное — радиоактивное загрязнение, которое слабо связано с поверхностью и может быть удалено без применения дезактивирующих растворов; • радиоактивное — наличие или распространение радиоактивных веществ в окружающей среде, на поверхности материалов, оборудования и пр. в количествах, превышающих величины, установленные действующими нормами и правилами радиационной безопасности; • радиоактивное загрязнение атмосферы — радиоактивное загрязнение воздушной среды в виде газов и аэрозолей в результате работы предприятий атомной промышленности и энергетики; характер и величина загрязнений определяются природой радиоактивных веществ и видом проводимых с ними работ; • радиоактивное загрязнение биосферы — загрязнение окружающей среды радиоактивными веществами, вызываемое ядерными взрывами и радиоактивными отходами атомной энергетики и промышленности; • радиохимическое загрязнение — наличие в препарате данного элемента радиоактивных изотопов другого элемента; • фиксированное радиоактивное загрязнение — радиоактивное загрязнение, которое прочно связано с поверхностью и не может быть удалено без применения специально подобранных средств или снятия поверхностного слоя материала.

источник ионизирующего излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

вещество с малой атомной массой, служащее для замедления, образующихся при делении ядер нуклидов, нейтронов с высокой энергией (0,5—10 МэВ) до тепловых энергий (менее 1 эВ). (Т. е. вещество в активной зоне ядерного реактора, служащее для уменьшения кинетической энергии быстрых нейтронов до величин энергии тепловых нейтронов, которые вызывают деление ядер урана-235, урана-233 и плутония-239.) Наиболее распространенные замедлители нейтронов — графит, обычная вода, тяжелая вода и берилий, которые слабо поглощают тепловые нейтроны. В реакторах на быстрых нейтронах, в которых для деления используются нейтроны деления большой энергии, замедлитель отсутствует.

ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.

авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны. Уменьшение последствий достигается управлением запроектной аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения. Примером запроектной аварии может служить разрыв корпуса ядерного реактора.

безопасное размещение радиоактивных отходов в хранилищах или каких-либо определенных местах, исключающее изъятие отходов и возможность выхода радиоактивных веществ в окружающую среду.

техническое средство, предусмотренное для предотвращения выхода недопустимых количеств радиоактивных веществ из ядерного реактора в окружающую среду даже при аварии.

технические системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.

устройство для хранения или транспортирования радиоактивных веществ, обеспечивающее безопасность персонала, населения и окружающей среды.

материал, помещаемый между источником ионизирующего излучения и людьми, оборудованием или другими объектами с целью ослабления излучения до допустимого уровня.

в системе единиц СИ- единица эквивалентной дозы. 1 Зв=1 Дж/кг =100 бэр. В зивертах измеряют воздействие радиации на живые организмы, то есть не мощность излучения, а накопленную (эквивалентную) дозу. По сути это биологический эквивалент Рентгена (БЭР, 1 Зиверт = 100 БЭР = 100 Рентген = 1 Дж/кг). «Получить один зиверт» на деле означает, что на каждый килограмм биологической ткани пришлось по одному джоулю энергии. При этом измерение в зивертах учитывает опасность того или иного излучения (к примеру, легкие фотоны меньше воздействуют на организм, чем тяжелые протоны и нейтроны). 1 зиверт - значительная доза, встречается, к счастью, весьма редко, поэтому обычно речь идет о миллизивертах (мЗв, одна тысячная) или микрозивертах (мкЗв, одна миллионная). Единица названа в честь шведского физика Рольфа Зиверта.

часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал и предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.

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.

запорно-регулирующий клапан (см. Арматура).

один из аварийных режимов водо-водяных реакторов, обусловленный либо неконтролируемым извлечением поглощающих стержней, либо незапланированным уменьшением концентрации борной кислоты в теплоносителе; в последнем случае наиболее опасна большая течь из первого контура при компенсации этой утечки чистой воды.

нуклиды, имеющие одинаковый атомный номер, но различные атомные массы (например, уран-235 и уран-238).

информационно-коммуникационная сеть

эквивалентная доза излучения отдельного индивидуума.

газообразные химически инертные продукты деления ядерного топлива в реакторе, включающие радионуклиды аргона, криптона, ксенона.

международная шкала ядерных событий (INES). Была введена с целью облегчить передачу сообщений о ядерных событиях специалистам атомной промышленности, средствам массовой информации в общественности. Шкала охватывает уровни от нулевого — события, не существенные для безопасности, до седьмого — крупная авария. Сеть связи «Информационная система ИНЕС получает от национальных координаторов ИНЕС и распространяет между ними в течение 24 часов «Формуляры классификации события», содержащие компетентную информацию о ядерных событиях, когда: — значимость с точки зрения безопасности находится на уровне 2 и выше,- общественный интерес за пределами страны, где они произошли, требует сообщений в прессе (уровни 1 и 0). Формуляр классификации события предназначен для того, чтобы помочь каждому национальному координатору ИНЕС представить общественности и средствам массовой информации своей страны необходимую информацию о ядерных событиях в других странах. МАГАТЭ предоставляет Формуляр классификации события в качестве отдельного документа вместе с руководством по его заполнению, учитывающим точки зрения национальных координаторов ИНЕС.

образование положительных и отрицательных ионов из электрически нейтральных атомов и молекул.

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.

излучение, взаимодействие которого со средой приводит к ионизации ее атомов и молекул. Ионизирующим излучением является гамма-излучение, рентгеновское излучение, пучки электронов и позитронов, протонов, нейтронов, альфа-частиц. Энергию частиц ионизирующего излучения измеряют во внесистемных единицах — электрон-вольтах (эВ).1 эВ=1,6•10—19 Дж.

• испытания АЭС на сейсмостойкость — испытания крупномасштабных моделей систем и оборудования АЭС на специальных стендах или с помощью подземных взрывов с целью получения надежных данных для проектирования сейсмостойкого оборудования и систем АЭС; • предпусковые испытания АЭС — серия испытаний на завершающем этапе сооружения АЭС, предшествующая ее пуску; основная цель таких испытаний — обеспечение надежного функционирования АЭС в соответствии с техническими условиями перед сдачей ее в эксплуатацию; • испытания с разрушением образца — методы испытаний, при проведении которых объект исследования теряет свою целостность и не может быть возвращен в первоначальное состояние; разрушающие методы применяются для определения переметров исходных материалов и готовых изделий, в частности твэлов.

ядерный реактор, используемый для проведения фундаментальных и прикладных исследований; является источником нейтронов и гамма-излучения для облучения материалов и ядерного топлива.

информационно - справочная система

см. Источник ионизирующего излучения

см. Источник ионизирующего излучения.

объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.

информационная система управления проектами

информационная система управления процессом выполнения федеральной адресной инвестиционной программы.

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

материал, содержащий уран или торий с содержанием изотопов в том отношении, в каком они находятся в природном уране и тории; уран, обедненный изотопом урана-235, любое из вышеуказанных веществ в любой физической или химической форме.

Международный термоядерный экспериментальный реактор на основе токамака, проект которого разрабатывается международной группой в рамках МАГАТЭ; предполагается, что он будет предшествовать созданию первой в мире термоядерной электростанции.

см. Отравление реактора.

ядерный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать высокое давление теплоносителя.

время работы реактора на номинальной мощности без перегрузки (перемещения) топлива. Эта величина также определяется режимом перегрузки. При одновременной перегрузке всего топлива кампания реактора совпадает с кампанией топлива, при режиме частичных перегрузок она в n раз меньше кампании топлива (n-число перегрузок через равные временные интервалы за кампанию топлива). При квазинепрерывной перегрузке понятие кампании реактора использовать нецелесообразно.

время работы топлива в пересчете на полную мощность реактора. Время, в течение которого топливо находится в реакторе, определяется как календарный срок работы и составляет несколько лет. Канал системы — часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функцию системы.

условно выделяемые, исходя из условий контакта с источниками ионизирующих излучений, группы облучаемых лиц. Различают категории А,Б и В облучаемых лиц.(Категория А — см. Персонал; Категория Б — см. Ограниченная часть населения; Категория В — см. Население).

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

ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов.

ключевые показатели эффективности.

отношение фактической энерговыработки реакторной установки за период эксплуатации к энерговыработке при работе без остановок на номинальной мощности. Таким образом, КИУМ характеризует надежность реакторной установки не только в отношении полных, но и частичных отказов, которые не приводят к ее остановке, а требуют снижения мощности. Чем ниже мощность работающей установки по сравнению с номинальной, тем ниже КИУМ при постоянном КТИ. Обычно для АЭС Киум=60%.

корпоративная информационная система.

разделение радиоактивных отходов на 4 категории: низкоактивные, среднеактивные, высокоактивные и трасурановые; эти категории определяются по концентрации радиоизотопов, содержащихся в отходах, по виду и уровню их активности.

классификация оборудования и систем АЭС по роли в обеспечении безопасности АЭС: • класс 1 — все оборудование первого контура, при повреждении которого могут возникнуть течи теплоносителя; • класс 2 — конструкции и системы, необходимые для выполнения функций безопасности; • класс 3 — системы, повреждение которых может привести к выбросу радиоактивности, локализуемой внутри АЭС.

часть канала реактора, выполняющая функцию термического сопротивления межу основным потоком теплоносителя и его наружным потоком, охлаждающий канал.

наружная металлическая оболочка реактора, внутри которой располагаются все его основные части: активная зона с замедлителем, отражатель и биологическая защита.

сумма индивидуальных доз излучения различных категорий облучаемых лиц за определенный промежуток времени. Измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

на атомной станции с реактором РБМК — специальная емкость для сбора и распределения воды из барабана-сепаратора.

устройство, предназначенное для герметизации верхней части шахты реактора и для защиты шахты реактора от излучения; обеспечивает также локализацию возможных выбросов радиоактивных газов из реактора в надреактивное пространство.