Глоссарий

режим работы с постоянной (базовой) нагрузкой.

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.