Глоссарий

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.