Информационный форум "Чернобыльская Зона Отчуждения"

Информация о пользователе

Привет, Гость! Войдите или зарегистрируйтесь.


Вы здесь » Информационный форум "Чернобыльская Зона Отчуждения" » FAQ по Радиации. » Термины атомной энергетики.


Термины атомной энергетики.

Сообщений 1 страница 2 из 2

1

А

АЗ (Emergency protection) - аварийная защита. Функция системы управления и защиты, ядерного реактора по предотвращению развития на нем аварийной ситуации за счет аварийной остановки реактора.
Аварийная остановка реактора (Scram; emergency shutdown) - быстрое прекращение цепной ядерной реакции при возникновении аварийной ситуации. Осуществляется быстрым вводом в активную зону регулирующих стержней или жидкого поглотителя нейтронов.
Аварийная ситуация (Incident; emergency situation) - состояние ядерной установки (например, атомной станции), характеризующееся нарушением пределов безопасной эксплуатации, но не перешедшее в аварию.
Авария (Accident) - нарушение эксплуатации ядерной установки (например, атомной станции), при котором произошел выход радиоактивных материалов и/или ионизирующих излучений в количествах, приводящих к значительному облучению персонала, населения и окружающей среды.
Авария радиационная - 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 радиационная проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.
Авария ядерная – авария, произошедшая вследствие неконтролируемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления.
Активная зона (Core) - центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.
Активное устройство (система) (Active device (system)) - устройство (система), функционирование которого зависит от нормальной работы другого устройства (системы), например, управляющего устройства, энергоисточника.
Активность (Activity) - число самопроизвольных ядерных распадов в данном количестве радиоактивного материала за единицу времени. Измеряется в беккерелях (Бк) или кюри (Ки).
Актиниды (Actinides) - общее название элементов с атомными номерами от 89 до 103. Первые четыре элемента в этом ряду (актиний, торий, протактиний и уран) встречаются в природе. Другие, так называемые трансурановые элементы, могут быть получены в результате ядерных реакций. Все изотопы этих элементов радиоактивны.
Альфа-излучение (Alpha-radiation) - вид ионизирующего излучения - поток положительно заряженных частиц (альфа-частиц), испускаемых при радиоактивном распаде л 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.
Альфа-частица (Alpha particle) - частица, состоящая из двух протонов и двух нейтронов. Идентична ядру атома гелия.
Аннигиляция (Annihilation) - взаимодействие элементарной частицы и античастицы, в результате которого они исчезают, а их энергия превращается в электромагнитное излучение.
Античастица (Antiparticle) - 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.
АПН - аварийный питательный насос. Подача питательной воды в ПГ в случае аварии с потерей подачи питательной воды.
Арматура - 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:

- зanорная 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.

АС - 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,
АСТ - атомная станция теплоснабжения (District heating nuclear plant) -- атомная станция, предназначенная для производства тепловой энергии для целей отопления и горячего водоснабжения.
Атом (Atom) - 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.
Атомная масса (Atomic mass) - масса атома химического элемента, выраженная в атомных единицах массы (а.е.м.). За 1 а.е.м. принята 1/12 часть массы изотопа углерода с атомной массой 12. 1а.е.м.=1,6605655·10-27 кг. Атомная масса складывается из масс всех протонов и нейтронов в данном атоме.
Атомный номер(Atomic number) - номер химического элемента в периодической системе элементов. Равен числу протонов в атомном ядре.
Атомная энергетика (Nuclear power) - 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.
Атомное ядро (Atomic nucleus) - 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.
АТЭЦ (nuclear power and district heating plant (NPDHP)) - атомная тепло-электроцентраль.
АЭС (Nuclear Power Plant) - атомная электростанция. АС, предназначенная для производства электрической энергии.

Б

БАЗ - быстродействующая аварийная защита.
Барабан-сепаратор (Drum separator) - 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).
Бассейн-хранилище (Fuel storage pool) - установка, размещаемая на реакторной площадке атомной станции для временного хранения отработавшего ядерного топлива под слоем воды с целью снижения радиоактивности и остаточного тепловыделения.
Беккерель (Бк) (Becquerel (Bq)) - в системе единиц СИ - единица активности, соответствующая одному распаду в секунду. lБK=2,7·10-11 Ки.
Бета-излучение (Beta radiation) - вид ионизирующего излучения - поток электронов или позитронов, испускаемых при ядерных реакциях или радиоактивном распаде. Бета-излучение может проникать в ткани организма на глубину до 1 см. Представляет опасность для человека как с точки зрения внешнего, так и внутреннего облучения.
Биологическая защита (Biological shield) - 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.
Битумирование радиоактивных отходов (Radioactive waste bituminization) - отверждение жидких концентрированных или сухих радиоактивных отходов путем смешения их с расплавленным битумом и термического обезвоживания полученной смеси.
Бланкет (Blanket) - см. Зона воспроизводства
Бридер (Breeder) - см. Реактор-размножитель
Быстрые нейтроны (Fast neutrons) - 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.
БЗВ - боковая зона воспроизводства в реакторе БН (см. Воспроизводство).
БН (Fast reactor) - 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)
БПВ - бак питательной воды.
БРОУ-К - быстродействующая редукционно-охладительная установка. Установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в конденсатор.
БРОУ-Д - быстродействующая редукционно-охладительная установка. Установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в отдельный конденсатор, а потом в деаэратор.
БРУ-К - быстродействующая редукционная установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в главные конденсаторы при внезапном выключении турбины и при пусках и остановках ЯЭУ.
БРУ-Д - быстродействующая редукционная установка, предназначенная для сброса пара помимо турбины в деаэратор при внезапном выключении турбины и при пусках и остановках ЯЭУ
БРУ-ТН - быстродействующая редукционная установка. Предназначена для подачи пара к турбине привода питательного насоса при нагрузках на главной турбине менее 30%.
Бэр (биологический эквивалент рада) (Rem) - внесистемная единица эквивалентной, дозы. 1бэр=0,01 Зв.

В

Ввод в эксплуатацию (Commissioning) - 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.
Внешнее облучение (External exposure) - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.
Внутреннее облучение (Internal exposure) - облучение тела от находящихся или попавших внутрь источников ионизирующего излучения.
Внутренняя самозащищенность реактора (Inherent reactor safety) - свойства ядерного реактора, которые обеспечивают его самоглушение и охлаждение при любых аварийных ситуациях.
ВВЭР (Light water reactor (LWR)) - водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением.
Вода легкая - самое дешевое и распространенное в природе вещество, которое может быть использовано в качестве замедлителя и рабочего тела ЯЭУ.
Вода тяжелая - тяжелая вода (Д2О) 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.
Воспроизводство (Breeding) - 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).
Воспроизводящий материал (Fertile material) - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.
Воспроизводящий нуклид (Fertile nuclide) - 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 удвоения (Doubling time) - время, в течение которого количество делящегося материала, первоначально загруженного в реактор, удваивается в процессе расширенного воспроизводства. (для реактора-размножителя)
Вторичное ядерное топливо (Secondary nuclear fuel) - 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.
Выброс радиоактивных веществ (Radioactive release) - поступление радионуклидов в атмосферу в результате работы ядерной установки (например, атомной станции),
Выгорание ядерного топлива (Nuclear fuel burnup) - снижение концентрации любого нуклида в ядерном, топливе, вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.
Выгорающий поглотитель (Burnable absorber) - 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.
Высокоактивные отходы (High-level radioactive wastes) :

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

Высокообогащенный уран (High enriched uranium) - уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %.
ВТГР (High temperature gas-cooled reactor) - 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.

Г

Газ - 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.
Газодиффузионная технология (Gaseous diffusion process) - 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.
Гамма-излучение (Gamma radiation) - 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.
Гарантии МАГАТЭ (IAEA safeguards) - 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.
Гексафторид урана (Uranium hexafluoride) - 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.
Генетические последствия излучения (Genetic radiation effects) - ежелательные радиационные последствия воздействия ионизирующих излучений на живой организм, связанные с изменением его наследственных свойств и проявляющиеся у потомства облученного организма.
Геологическое хранилище (Geological storage) - хранилище, созданное в глубоких геологических формациях (например, в скальных породах под землей) для безопасного захоронения радиоактивных отходов
Гетерогенный реактор (Heterogeneous reactor) 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.
Гидрометаллургическая переработка урановой руды (Hydrometallurgical uranium ore processing) - 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.
Гипотетическая авария (Anticipated accident) - см. Запроектная авария
Глубина выгорания (Burnup) - доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов (выражается в процентах).
Гомогенный реактор (Homogeneous reactor) - 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.
Графит (Graphite) - минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах используется графит ядерной чистоты в качестве замедлителя нейтронов.
Графит ядерной чистоты (Nuclear grade graphite) - графит, из которого в основном удалены вещества, поглощающие нейтроны.
Грей (Гр) (Gray (Gy)) - в системе единиц СИ - единица поглощенной дозы. 1 Гр=1 Дж/кг=100 рад.
Группа критическая - 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.
Группы критических органов (Critical organ groups) - 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, во 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.
ГТУ - газотурбинная установка.
ГЦН - главный циркуляционный насос.

Д

Деаэратор -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.
Дезактивация (Decontamination)- 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:

- дезактивацию первого контура без разборки путем циркуляции специальных растворов;
- дезактивацию съемного оборудования, связанную с демонтажом (например, дезактивацию выемной части ГЦН или приводов СУЗ);
- дезактивацию поверхностей помещений, наружных поверхностей трубопроводов, инструмента и т.п.

Дейтерий (Deuterium) - "Тяжелый" изотоп водорода с атомной массой 2.
Делящийся материал (Fissile material) - материал, содержащий один или несколько делящихся нуклидов и способный при определенных условиях обеспечить достижение критичности.
Делящийся нуклид (Fissile nuclide) - 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).
Демонстрационный реактор (Demonstration reactor) - ядерный реактор новой конструкции, построенный для доказательства технической осуществимости реакторов подобного типа.
Детектор ионизирующего излучения (Radiation detector) - чувствительный элемент средства измерений, предназначенный для регистрации ионизирующего излучения. Его действие основано на явлениях, возникающих при прохождении излучения через вещество.
Диоксид урана (Uranium dioxide) - химически и термически устойчивое (температура плавления 2760 oС) соединение урана с кислородом (U02), что обусловило его выбор в качестве ядерного топлива легководных реакторов.
Доза излучения (Radiation dose) - в радиационной безопасности - мера воздействия ионизирующего излучения на биологический объект, в частности человека. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы.
Дозиметр (Dosimeter) - прибор для измерения поглощенной дозы или мощности дозы ионизирующего излучения.
Дозиметрия (Dosimetry) - область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на различные объекты.
Дозовая нагрузка (Dose commitments) - см. Дозовые затраты
Дозовые затраты (Dose commitments) - сумма индивидуальных доз излучения персонала, полученных или планируемых при выполнении работ по эксплуатации, обслуживанию, ремонту, замене или демонтажу оборудования ядерной установки, например, атомной станции.
Допустимый выброс (радиоактивных веществ) (Permissible releases) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции ) значение активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.
Допустимый сброс (радиоaктивных веществ) (Permissible radioactive effluents) - установленное для ядерной установки (например, атомной станции) значение активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду со сточными водами.
Дочерний продукт (нуклид) (Daughter product (nuclide) - любой нуклид, образующийся из данного радионуклида в цепочке распадов.

Е

Естественный фон (Natural background) - 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.)

Ж

Жидкий металл- металл, находящийся в жидком состоянии при определенной температуре. Используется как теплоноситель первого контура ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах, и как рабочее тело ЯЭУ, выполненной по схеме с бинарным циклом. Преимущества жидких металлов по сравнению с водой составляют высокая температура кипения, низкое давление насыщенных паров, высокая радиационная и термическая стойкость, высокая теплопроводность, обеспечивающая интенсивную теплоотдачу. К недостаткам следует отнести невысокую теплоемкость (кроме лития) и высокую для щелочных металлов химическую активность по отношению к воде и воздуху. Наиболее широкое распространение в качестве теплоносителя ЯЭУ получил натрий. Его основные преимущества по сравнению с другими жидкими металлами: высокие теплопередающие свойства, умеренные затраты мощности на его перекачку, малое коррозионное воздействие на конструкционные материалы.
ЖРО - жидкие радиоактивные отходы. 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.

З

Завершающая часть ядерного топливного цикла (Nuclear fuel cycle back-end) - деятельность, включающая транспортировку, хранение, переработку отработавшего ядерного топлива, обращение с радиоактивными отходами и их захоронение.
Закрытый источник (Sealed source) - источник ионизирующего излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
Замедлитель (Moderator) - 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.
Замкнутый ядерный топливный цикл (Closed nuclear fuel cycle) - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.
Запроектная авария (Anticipated accident; beyond design basis accident) - 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.
Захоронение радиоактивных отходов (Radioactive waste disposal) - безопасное размещение радиоактивных отходов в хранилищах или каких-либо определенных местах, исключающее изъятие отходов и возможность выхода радиоактивных веществ в окружающую среду.
Защитная оболочка реактора (Reactor containment) - техническое средство, предусмотренное для предотвращения выхода недопустимых количеств радиоактивных веществ из ядерного реактора в окружающую среду даже при аварии.
Защитные системы безопасности (Engineered safety systems) - технические системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.
Защитный Контейнер (Cask) - устройство для хранения или транспортирования радиоактивных веществ, обеспечивающее безопасность персонала, населения и окружающей среды
Защитный экран (Shield) - материал, помещаемый между источником ионизирующего излучения и людьми, оборудованием или другими объектами с целью ослабления излучения до допустимого уровня.
Зиверт (Зв) (Sievert (Sv)) - в системе единиц СИ- единица эквивалентной дозы. 1 Зв=1 Дж/кг =100 бэр.
Зона воспроизводства (Blanket) - часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал и предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.
ЗРК - запорно-регулирующий клапан (см. Арматура)

И

Изотопы (Isotopes) - уклиды, имеющие одинаковый атомный номер, но различные атомные массы (например, уран-235 и уран-238).
Индивидуальная доза излучения (Individual radiation dose) - эквивалентная доза излучения отдельного индивидуума.
Инертные радиоактивные газы (Radioactive inert gases) - газообразные химически инертные продукты деления ядерного топлива в реакторе, включающие радионуклиды аргона, криптона, ксенона.
ИНЕС - 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.
Инспекция(Inspection) - действия, в ходе которых с помощью проверки, наблюдения или измерения определяется соответствие материалов, частей, узлов, систем, конструкций, а также процессов и методик определенным требованиям.
Инцидент (Incident) - см. Аварийная ситуация.
Ион (Ion) - заряженная частица, образующаяся при потере или присоединении электронов атомами, молекулами и т.д. Ионы соответственно могут быть положительными ( при потере электронов) и отрицательными (при присоединении электронов), заряд иона кратен заряду электрона.
Ионизация (Ionization) - образование положительных и отрицательных ионов из электрически нейтральных атомов и молекул/
Ионизирующее излучение (Ionizing radiation) - 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.
Исследовательский реактор (Research reactor) - ядерный реактор, используемый для проведения фундаментальных и прикладных исследований; является источником нейтронов и гамма-излучения для облучения материалов и ядерного топлива.
Источник (Source) - см. Источник ионизирующего излучения
Источник излучения (Radiation source) - см. Источник ионизирующего излучения
Источник ионизирующего излучения (Ionizing radiation source) - объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.
Исходный материал (Source material) - 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.

Й

Йодная яма - см. Отравление реактора.

К

Кальцинация радиоактивных отходов(Radioactive wastes calcination) - термическая обработка жидких радиоактивных отходов, сопровождающаяся их разложением и образованием термически стабильных оксидов.
Канальный реактор (Pressure tube reactor; channel-type reactor) - ядерный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать высокое давление теплоносителя.
Кампания реактора - 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.
Кампания топлива - 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.
Карбиды урана (Uranium carbides) - соединения урана с углеродом. Обладают электропроводностью, высокой твердостью, термической и химической стабильностью. Карбиды урана обогащенные ураном-235, используются в качестве ядерного топлива.
Категории облучаемых лиц (Categories of radiation exposed persons) - 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)
КГО - (см. Система контроля герметичности оболочек твэлов).
Керамическое топливо (Ceramic fuel) - ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов.
КИУМ - коэффициент использования установленной мощности - равен отношению фактической энерговыработки реакторной установки за период эксплуатации t 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%.
Коллективная доза излучения (Collective radiation dose) - сумма индивидуальных доз излучения различных категорий облучаемых лиц за определенный промежуток времени. Измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).
Коллектор (Header) - на атомной станции с реактором РБМК - специальная емкость для сбора и распределения воды из барабана-сепаратора.
Конверсия урана (Uranium conversion) - химико-технологический процесс превращения урансодержащих материалов (главным образом, оксидов урана) в гексафторид урана.
Конденсатор - служит для конденсации отработанного пара турбины при заданном вакууме. Поддерживает минимальную температуру термодинамического цикла преобразования энергии. Процесс конденсации осуществляется в поверхностном теплообменнике, охлаждаемом технической водой.
Кондиционирование радиоактивных отходов (Radioactive waste conditioning) - операции, при которых радиоактивные отходы переводятся в форму, пригодную для перевозки, хранения или захоронения.
Контейнмент (Containment) - см. Защитная оболочка реактора.
Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
Контролируемая зона (Controlled area) - зона с контролируемым доступом, в отношении которого действуют специальные правила, имеющие целью обеспечить защиту персонала от воздействия ионизирующих излучений.
КМПЦ (Repeated forced circulation circuit) - контур многократной принудительной циркуляции. На атомной станции с реактором РБМК - контур по которому циркулирует теплоноситель (вода). Контур включает в себя циркуляционные насосы, реактор, барабан-сепаратор, коллектор и все трубопроводы.
Концепция беспороговой дозы (Unthreshold dose conception) - концепция, принятая на основе гипотезы о том, что не существует таких значений доз излучений, при которых полностью отсутствуют неблагоприятные последствия для человека. Т.е. предполагается линейная зависимость биологического эффекта от дозы при любом ее значении, в том числе и сверхмалом.
Корпус ядерного реактора (Reactor vessel) - герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.
Корпусной реактор (Tank reactor) - ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Высокое давление теплоносителя в легководных реакторах, которые по конструктивному исполнению являются корпусными, требует наличия прочного толстостенного стального корпуса.
Космическое излучение (Cosmic radiation) - фоновое ионизирующее излучение, которое состоит из первичного излучения, поступающего из космического пространства, и вторичного излучения, возникающего в результате взаимодействия первичного излучения с атмосферой.
Коэффициент воспроизводства (Breeding ratio) - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива. Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива, т.е. в них накапливается ядерного топлива больше, чем расходуется.
Коэффициент готовности - равен отношению чистого времени работы t реакторной установки за календарный период эксплуатации к сумме этого времени и продолжительности аварийных ремонтов за период t.
Коэффициент готовности, характеризующий надежность реактора за период, когда не проводятся его плановые остановки, численно равен вероятности безотказной работы установки в произвольный момент времени между плановыми остановками. Для АЭС, как правило, Кг80?%.
Коэффициент замедления - вместе с замедляющей способностью характеризуют свойства материалов-замедлителей.
Наилучшей замедляющей способностью обладает обычная (легкая) вода вследствие большого сечения рассеяния тепловых нейтронов. Поэтому в легководных реакторах размеры активной зоны наименьшие. Однако при этом концентрация делящихся нуклидов в ядерном топливе должна быть достаточно высокой, т. е, оно должно быть обогащенным. Это обусловлено большим сечением поглощения нейтронов в обычной воде.
Коэффициент замедления графита в 3 раза больше, чем легкой воды, но значительно ниже по сравнению с тяжелой водой. Поэтому в реакторах с графитовым замедлителем критическая масса меньше, чем в легководных реакторах, но больше, чем в тяжеловодных. Замедляющая же способность графита наименьшая из этих трех замедлителей. Таким образом, активные зоны реакторов с графитовым замедлителем имеют наибольшие размеры. В них можно использовать топливо с низким обогащением по делящемуся нуклиду
Коэффициент использования мощности (Capacity factor) - отношение реально выработанной на атомной станции энергии за определенный период времени к той энергии, которая могла бы быть выработана при работе атомной станции на проектной мощности в течение всего этого периода времени. Коэффициент использования мощности (КИМ) учитывает простои станции во время перегрузок топлива, ремонта, отказов оборудования и др., а также те факторы, из-за которых станция не может эксплуатироваться на проектной мощности в определенный период работы
Коэффициент использования установленной мощности - см. КИУМ
Коэффициент качества излучения (Quality factor) - коэффициент (Q) для учета биологической эффективности разных видов ионизирующего излучения в определении эквивалентной дозы. Для получения эквивалентной дозы поглощенная доза рассматриваемого излучения должна быть умножена на коэффициент качества. Для рентгеновского, бета- и гамма-излучения коэффициент Q=1, протонного и нейтронного излучения (быстрые нейтроны) Q=10, альфа-излучения Q=20.
Коэффициент конверсии (Conversion ratio) - отношение числа ядер нового делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала. Большинство тепловых реакторов имеют коэффициент конверсии 0,5-0,9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. В реакторах-размножителях коэффициент конверсии превышает 1 (1,15-1,30).
Коэффициент размножения (Multiplication factor) - важнейшая характеристика цепной реакции деления, показывающая отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения в бесконечной среде. Часто используется и другое определение коэффициента размножения - отношение скоростей генерации и поглощения нейтронов.
Коэффициент размножения эффективный (коэффициент критичности) - отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения в реакторе. Он определяет динамику цепной ядерной реакции: при k=1 реакция идет с постоянной скоростью, при k>1 ускоряется, при k<1 затухает. Состояние реактора, при котором эффективный коэффициент размножения Kэфф=1 называется критическим. Состояния с Kэфф>1 и Kэфф<1 называются соответственно надкритическим и подкритическим.
Коэффициент реактивности мощностной - определяется как изменение реактивности, вызванное изменением мощности на единицу. Строго говоря, определенный таким образом коэффициент не учитывает динамику переходного процесса, которая важна для безопасности реактора. Дело в том, что изменения температуры различных материалов (особенно при быстром изменении мощности) происходят не одновременно и с разными скоростями. Сразу после скачка мощности (практически мгновенно) изменяется лишь температура топлива, потому что именно в топливе выделяется, основная часть энергии деления. Влияние мощности на температуру других компонентов происходит с существенным запаздыванием. Наибольший эффект запаздывания присущ замедлителю из-за его большой массы и теплоемкости. Естественно, что в каждом конкретном случае роль отдельных компонентов и их вклад в изменение реактивности различны.
Коэффициент реактивности паровой - коэффициент реактивности, зависящий непосредственно от мощности реактора, а не от температуры. По определению он равен изменению реактивности вследствие единичного изменения паросодержания. Понятно, что количество пара в активной зоне зависит от мощности реактора и изменяется практически при неизменной температуре теплоносителя. Естественно, что проявляется данный эффект лишь после того, как температура теплоносителя становится равной температуре насыщения. Нетрудно выявить составляющие парового коэффициента реактивности, если учесть, что изменение паросодержания эквивалентно изменению плотности теплоносителя. Отсюда следует, что знак парового коэффициента реактивности может быть любым; однако для устойчивой работы реактора нужен минус. Это объясняется тем, что паросодержание меняется при изменении мощности с относительно малым запаздыванием, т. е. значением парового коэффициента реактивности определяются в какой-то степени особенности переходных процессов. Понятно, что аналогична роль и температурного коэффициента реактивности по теплоносителю, т.е. он также должен быть отрицательным для обеспечения устойчивой работы реактора.
Коэффициент реактивности температурный - определяется как приращение реактивности, соответствующее изменению температуры всех материалов реактора на 1 oС. Увеличение температуры приводит к расширению материалов, из-за чего изменяются соотношения между массовыми и объемными долями компонентов реактора и увеличиваются размеры активной зоны и реактора в целом. Кроме того, при этом повышаются скорости движения атомов и существенно уширяются резонансы в зависимостях сечения поглощения от энергии для тяжелых ядер. Все эти температурные эффекты вызывают изменение эффективного коэффициента размножения (реактивности).
Кризис теплообмена первого рода (при кипении в большом объеме) - режим возникновения пленочного кипения в трубах теплообменника, когда паровая фаза полностью оттесняет жидкость от стенки и теплоотдача резко падает.
Кризис теплообмена второго рода - режим, который может возникнуть при кипении в трубах с увеличением массового паросодержания. Он связан со срывом жидкости со стенки в ядро потока, с недостаточным орошением стенки из ядра или полным отсутствием такого орошения и высыханием остаточной пленки.
Критическая группа (Critical group) - совокупность лиц, которые по роду занятий, условиям жизни, возрасту или другим факторам подвергаются наибольшему радиационному воздействию среди данной группы людей.
Критическая масса (Critical mass) - наименьшая масса топлива, в которой может протекать самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер при определенной конструкции и составе активной зоны (зависит от многих факторов, например: состава топлива, замедлителя, формы активной зоны и др).
Критический орган (Critical organ) - орган или ткань, часть тела, облучение которых в данных условиях может причинить наибольший ущерб здоровью облученного лица или его потомства. Различают три группы критических органов.
Критическая сборка (Critical assembly) - исследовательская ядерная установка с такой конфигурацией ядерного материала, в которой при соответствующих мерах может поддерживаться цепная ядерная реакция.
Критическое состояние реактора - стационарное состояние реактора, при котором количество нейтронов не изменяется во времени (см. Коэффициент размножения эффективный).
Критическая установка (Critical facility) - см. Критическая сборка.
Критичность (Criticality) - условия, при которых в ядерной установке может поддерживаться цепная ядерная реакция.
КТИ - коэффициент технического использования - равен отношению "чистого" времени работы t реакторной установки за некоторый период эксплуатации к этому периоду.
КТИ характеризует в основном надежность реакторной установки в отношении полных отказов, приводящих к ее остановке, и плановых ремонтов. Чем больше таких отказов, чем больше времени тратится на их устранение и на проведение плановых ремонтов, тем ниже КТИ. Обычно для АЭС Kти=70 %.
Культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности объекта ядерного топливного цикла является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к осознанию личной ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.
Кумулятивная доза (Cumulative dose) - сумма поглощенных доз излучения, полученных рассматриваемым объектом, независимо от того, было ли облучение одноразовым или многократным.
КЦТК - (см. Система контроля целостности технологических каналов).
Кюри (Ки) (Curie (Ci)) - внесистемная единица активности, первоначально активность 1 г изотопа радия-226. 1Ки=3,7·1010 Бк.

Л

Легководный реактор (Light water reactor) - ядерный энергетический реактор, в котором обычная (легкая) вода используется одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя, Этот термин объединяет два типа легководных реакторов: реактор с водой под давлением и реактор с кипящей водой.
Лицензия (License) - разрешение, выданное заявителю регулирующим органом на выполнение определенных работ, связанных с выбором площадки, проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией и снятием с эксплуатации атомной станции или другой ядерной установки.
Лицензирование (Licensing) - см. Процесс лицензирования.
Лучевая болезнь (Radiation syndrom) - общее заболевание со специфическими симптомами, развивающееся вследствие лучевого поражения. В зависимости от суммарной дозы излучения и времени воздействия ионизирующего излучения различают острую и хроническую формы лучевой болезни.
Лучевое поражение(Radiation injuries) - патологические изменения крови, тканей, органов и их функций, обусловленные воздействием ионизирующего излучения.

М

МАГАТЭ (IAEA) - Международное агентство по атомной энергии, организованое в 1957 г. со штаб-квартирой в Вене. (См. Устав МАГАТЭ)
Магноксовый реактор (Magnox reactor) - газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется природный уран. Наименование "магноксовый" произошло от названия материала топливной оболочки - сплава магния. Реакторы такого типа эксплуатируются в Великобритании.
Медленные нейтрон (Slow neutrons) - см. Тепловые нейтроны.
Метаболизм радиоактивного вещества (Radionuclide metabolism) - участие радиоактивного вещества в обменных процессах организма.
Могильник радиоактивных отходов (Radioactive waste repository) - сооружение, предназначенное для захоронения твердых или отвержденных радиоактивных отходов.
Мощность дозы (Dose rate) - отношение приращения дозы излучения за интервал времени к этому интервалу (например: бэр/с, Зв/с, мбэр/ч, мЗв/ч, мкбэр/ч, мкЗв/ч).
MOX (Mixed oxide fuel) - см. Смешанное оксидное топливо.
МПА (Ultimate design- basis accident) - максимальная проектная авария., проектная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанавливаемым для каждого типа реактора.

Н

Наведенная радиоактивность (Indused radioactivity) - радиоактивность, возникающая в материалах в результате облучения.
Накопленная доза (Cumulative dose) - см. Кумулятивная доза.
Население (Population) - население области, края, республики, страны (категория В облучаемых лиц).
Насос - машина для сообщения энергии рабочей среде. В зависимости от рода рабочего тела различают насосы для капельных жидкостей (насосы в узком смысле) и насосы для газов (газодувки и компрессоры). В газодувках происходит незначительное изменение статического давления и изменением плотности среды можно пренебречь. В компрессорах при значительных изменениях статического давления появляется сжимаемость среды.
Начальная стадия ЯТЦ (Nuclear fuel cycle front-end) - деятельность, включающая разведку, добычу и гидрометаллургическую переработку урановой руды, конверсию урана, обогащение урана, изготовление тепловыделяющих сборок и доставку их на АЭС.
НВД - насос высокого давления. Насос системы САОЗ.
НВК - нижние водяные коммуникации.
Незамкнутый ядерный топливный цикл (Once-through fuel cycle) - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, не перерабатывается и рассматривается как радиоактивные отходы.
Нейтрон (Neutron) - нейтральная элементарная частая с массой, близкой массе протона. Вместе с протонами нейтроны образуют атомное ядро. В свободном состоянии нестабилен и распадается на протон и электрон.
Низкоактивные отходы (Low-level radioactive wastes) - радиоактивные отходы, для которых из-за низкого содержания радионуклидов не требуется специальная защита при обращений с ними.
Низкообогащенный уран (Low enriched uranium) - уран с содержанием изотопа урана-235 менее 20 % по массе.
ННД - насос низкого давления. Насос системы САОЗ.
Нормальная эксплуатация (Normal operation) - эксплуатация атомной станции в установленных проектом эксплуатационных пределах и условиях, включая пуск, испытание, работу на мощности, перегрузку ядерного топлива, технологическое обслуживание, остановку, ремонт и другую, связанную с этим деятельность.
Нуклид (Nuclide) - Вид атома с определенным числом протонов и нейтронов в ядре, характеризующийся атомной массой и атомным (порядковым) номером.
Нуклид делимый (пороговый) - нуклид, который делится под действием нейтронов, но только в том случае, когда их энергия превышает определенный предел, или порог. К природным делимым нуклидам относятся -238 и -232 (они также называются сырьевыми или воспроизводящими нуклидами)
Нуклид делящийся - нуклид, который способен делиться под действием нейтронов с любой кинетической энергией, в том числе равной нулю. Существует лишь один природный делящийся нуклид. Это изотоп урана U-235. Pu-239 и U-233 относятся к искусственным (воспроизводимым) делящимся нуклидам.

О

Обеднение (Depletion) - процесс, в результате которого содержание определенного изотопа в смеси изотопов уменьшается (например, при выгорании ядерного топлива в реакторе).
Обедненный уран (Depleted uranium) - уран, в котором содержание изотопа урана-235 ниже, чем в природном уране (например, уран в отработавшем топливе реакторов, работающих на природном уране).
Облучение (Irradiation) - процесс взаимодействия ионизирующего излучения со средой (в том числе - организмом человека).
Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.
Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
Облученное ядерное топливо (Spent fuel) - см. Отработавшее ядерное топливо.
Обогащение (по изотопу) (Enrichment):
   1.Содержание атомов определенного изотопа в смеси изотопов того же элемента, если оно превышает долю этого изотопа в смеси, встречающейся в природе (выражается в процентах).
   2.Процесс, в результате которого увеличивается содержание определенного изотопа в смеси изотопов.
Обогащение урановой руды (Uranium ore processing) - совокупность процессов первичной обработки минерального ураносодержащего сырья, имеющих целью отделение урана от других минералов, входящих в состав руды. При этом не происходит изменения состава минералов, а лишь их механическое разделение с получением рудного концентрата.
Обогащенное ядерное топливо (Enriched nuclear fuel) - ядерное топливо, в котором содержание делящихся нуклидов больше, чем в исходном природном сырье.
Обогащенный уран (Enriched uranium) - уран, в котором содержание изотопа урана-235 выше, чем в природном уране.
Оболочка твэла (Cladding) - см. Топливная оболочка.
Обработка радиоактивных отходов (Radioactive waste treatment) - комплекс технологических процессов, направленных на уменьшение объема радиоактивных отходов, изменение их состава или перевод их в формы, прочно фиксирующие радионуклиды. Включает процессы отверждения, остекловывания, кальцинации, битумирования, цементирования и сжигания радиоактивных отходов.
Обращение с радиоактивными отходами (Radioactive waste management) - общий термин, объединяющий все виды деятельности, которые связаны с обработкой, кондиционированием, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.
Ограниченная часть населения (Limited part of population) - лица, проживающие в местах расположения источников ионизирующего излучения (например, атомных станций), и с источниками непосредственно не работающие, но которые по условиям проживания, профессиональной деятельности или размещения рабочих мест могут подвергаться их воздействию (категория Б облучаемых лиц).
Окончательное удаление радиоактивных отходов (Radioactive waste disposal) - см. Захоронение радиоактивных отходов.
Осколки деления (Fission fragments) - ядра, образующиеся при ядерном делении и обладающие кинетической энергией, полученной при этом делении.
Основной дозовый предел (Main dose limit) - основная регламентируемая Нормами радиационной безопасности величина - предельно допустимая доза (ПДД) или предел дозы (ПД)
Остаточное тепловыделение (Decay heat) - тепловыделение в остановленном ядерном реакторе за счет остаточной радиоактивности ядерного топлива или компонентов реактора.
Остекловывание радиоактивных отходов (Radioactive waste vitrification) - отверждение жидких или порошкообразных радиоактивных отходов путем смешения их со стеклообразующими материалами, нагрева смеси до 1000 oС и розлива образующегося стекловидного продукта в толстостенные контейнеры из нержавеющей стали для застывания и последующего захоронения.
Острая лучевая болезнь (Acute radiation syndrom) - лучевая болезнь, развивающаяся после острого облучения (для человека - в дозах, превышающих 1 Гр).
Острое облучение(Acute irradiation) - однократное кратковременное облучение биологического объекта, сопровождающееся получением им дозы излучения, вызывающей неблагоприятные изменения его состояния.
Отверждение радиоактивных отходов (Radioactive waste solidification) - обработка жидких радиоактивных отходов с целью перевода их в сухие твердые вещества и фиксации радионуклидов в твердой фазе.
Открытый источник (Unsealed source) - источник ионизирующего излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.
Отработавшее ядерное топливо (Spent fuel) - ядерное топливо, извлеченное из реактора после облучения и не подлежащее дальнейшему использованию в этом реакторе. Отработавшее топливо после выгрузки из реактора временно размещается в бассейне-хранилище.
Отравление реактора (Reactor poisoning) - поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление реактора практически полностью определяется ядрами Xe-135 и Sm-149.
   Рассмотрим отравление Xe-135. Вероятность поглощения тепловых нейтронов этим нуклидом очень велика. Поэтому отравление наиболее существенно в реакторах на тепловых нейтронах и практически отсутствует в реакторах на быстрых нейтронах.
   Можно предположить, что Xe-135 возникает лишь при делении U-235, потому что выход Xe-135 слабо меняется из-за присутствия других делящих ядер.
   После пуска реактора количество Xe-135 вначале довольно резко возрастает, а затем, через некоторое время из-за ряда процессов достигает стационарного уровня (при работе реактора на стационарном уровне мощности).
   После остановки реактора количество ядер Xe-135 увеличивается и проходит через максимум. При уменьшении потока нейтронов до нуля прекращается убыль ядер Xe-135 вследствие поглощения нейтронов, которая является преобладающей при достаточно больших мощностях. В то же время скорость образования ядер Xe-135 уменьшается гораздо медленнее, так как время жизни I-135 достаточно велико.
   Таким образом, после остановки реактора происходит уменьшение реактивности (обусловленное увеличением отравления ксеноном), которое принято называть йодной ямой. Поэтому при пуске реактора после кратковременной остановки требуется запас реактивности для компенсации йодной ямы. С помощью специальных режимов остановки реактора удается заметно уменьшить глубину йодной ямы, а значит, и запас реактивности, необходимый для пуска реактора после кратковременной остановки.

Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.
   Теперь рассмотрим отравление реактора Sm-149. Потеря нейтронов за счет отравления самарием значительно меньше, чем за счет отравления ксеноном.
   Аналогично Xe-135, после пуска реактора для Sm-149 наблюдается сначала рост концентрации самария, а потом насыщение. Время насыщения определяется мощностью реактора.
   При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149.
   Количество самария при насыщении тем больше, чем на большей мощности работал реактор до остановки. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени.
   Т.е. Снижение реактивности вследствие поглощения нейтронов в активной зоне реактора образующимися продуктами деления (главным образом, Xe-135 и Sm-149).
Отражатель (Reflector) - материал, предназначенный для уменьшения утечки нейтронов из реактора. В реакторах на тепловых нейтронах он выполняется из тех же материалов, что и замедлитель. В быстрых реакторах в качестве отражателя - экрана используются материалы, которые при взаимодействии с нейтронами образуют делящиеся нуклиды. Такими делящимися нуклидами служат Th-232 или U-238.

0

2

П

Парниковый эффект (Greenhouse effect) - эффект, обусловленный ростом концентрации некоторых газов (углекислый газ, метан, хлорфторуглероды и др.) в атмосфере, сопровождающийся поглощением этими газами инфракрасного излучения земной поверхности, нагревом нижних слоев атмосферы и глобальным повышением температуры на Земле.
Парогенератор(Steam generator) - теплообменный аппарат, производящий во втором контуре нерадиоактивный пар за счет теплоты первичного теплоносителя. Теплоноситель с более высокой температурой обычно называют первичным, а теплоноситель с более низкой температурой, воспринимающий теплоту - вторичным.
Пассивные системы безопасности (Passive safety systems) - системы безопасности, функционирование которых связано только с вызвавшим их работу событием и не зависит от работы другого активного устройства (например, энергоисточника).
ПВ - питательная вода. Вода после конденсатных насосов.
ПВД - подогреватель высокого давления.
ПВК - пароводяные коммуникации.
ПГ - парогенератор (см. Парогенератор).
Перегрузочная машина (Charge/discharge machine) - дистанционно управляемый механизм, используемый в ядерных реакторах для перегрузки (загрузки-выгрузки) тепловыделяющих сборок.
Переработка отработавшего ядерного топлива (Spent fuel reprocessing) - комплекс химико-технологических процессов, предназначенный для удаления продуктов деления из отработавшего ядерного топлива и регенерации делящегося материала для повторного использования.
Переработка радиоактивных отходов - технологические операции, направленные на изменение агрегатного состояния и (или) физико-химических свойств радиоактивных отходов и осуществляемые для перевода их в формы, приемлемые для транспортирования, хранения и (или) захоронения.
Период полураспада радионуклида (Radionuclide half-life) - время, в течение которого число ядер данного радионуклида в результате самопроизвольного распада уменьшится в два раза.
Периодическая система элементов (Periodic system) - классификация химических элементов, графическое выражение периодического закона Д. И. Менделеева, устанавливающего периодическое изменение свойств химических элементов при увеличении зарядов ядер их атомов.
Персонал (Personnel) - профессиональные работники , которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений (категория А облучаемых лиц).
Персонал атомной станции (Nuclear plant personnel) - все лица, работающие на площадке атомной станции постоянно или временно.
ПКД - паровой компенсатор давления.
Плутоний (Рu) (Plutonium) - искусственно полученный химический радиоактивный элемент (металл) с атомным номером 94. В природе встречается в ничтожных количествах в урановых рудах. Известны 16 изотопов плутония. 1
Плутоний-239 (Plutonium-239) - изотоп плутония с атомной массой 239 и периодом полураспада 24,4 тыс. лет. Один их трех главных делящихся нуклидов, представляющих интерес для ядерной энергетики в качестве топлива. Накапливается в облученном ядерном топливе при работе реактора и впоследствии может быть выделен методами химической переработки.
ПН - питательный насос. Насос, используемый для подачи питательный воды из бака питательной воды (БПВ) в парогенератор или непосредственно в реактор одноконтурной ЯЭУ.
ПНД - подогреватель низкого давления.
ПНЖБ - предварительно напряженный железобетон - технология корпусов высокого давления (например, корпуса реакторов ВТГР).
Поглотитель нейтронов (Neutron absorber) -материал, с которым нейтроны интенсивно взаимодействуют посредством реакций, приводящих к исчезновению нейтронов как свободных частиц.
Поглощающий элемент (Absorber element) - элемент ядерного реактора, содержащий материалы - поглотители нейтронов и предназначенный для управления реактивностью реактора.
Поглощенная доза излучения (Absorbed dose) - количество энергии ионизирующего излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела. В системе СИ единицей поглощенной дозы является грей, Гр. 1Гр=1 Дж/кг.
Подземное захоронение (Underground disposal) - захоронение радиоактивных отходов в герметичных защитных контейнерах на соответствующей глубине под поверхностью земли.
Подкритическая сборка (Subcritical assembly) - исследовательская ядерная установка, не позволяющая осуществлять самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию из-за ограничений в распределении и конфигурации делящегося материала.
Позитрон (Positron) - античастица электрона с массой, равной массе электрона, но положительным электрическим зарядом.
Пороговая доза (Threshold dose) - минимальная доза излучения, вызывающая данный биологический эффект. В отношении биологического воздействия излучения Международная комиссия по радиологической защите и аналогичные национальные комиссии всех стран придерживаются концепции беспороговой дозы.
ПП - промежуточный пароперегреватель.

ППК - пароперегревательный канал.
ППР - планово-предупредительный ремонт.
Предел дозы (Dose limit) - наибольшее допустимое за год значение эквивалентной дозы излучения, получаемой отдельным лицом из ограниченной части населения (категории Б) при проживании в районе ядерной установки (например, атомной станции).
Пределы безопасной эксплуатации (Safe operation limits) - установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.
Предельно допустимая доза (Maximum permissible dose) - Наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы излучения за год, которое при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категория А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.
Принцип многобарьерности (Multibarrier principle) - принцип, в соответствии с которым на ядерных установках обеспечивается ядерная и радиационная безопасность. На атомных станциях с легководным реактором имеются четыре последовательных барьера для удержания продуктов деления: топливная таблетка (для диоксида урана при температуре ниже 1200 oС, оболочка твэла, корпус ядерного реактора, защитная оболочка реактора.
Принципиальная тепловая схема - схема преобразования и использования тепловой энергии рабочего тела в энергетической установке, включающая только основное оборудование - реактор, парогенератор, турбину, основные и вспомогательные теплообменные аппараты (конденсаторы, регенеративные подогреватели, деаэраторы, испарители, холодильники, питательные насосы и компрессоры и т. п.). Состав этого оборудования определяется прежде всего типом термодинамического цикла и его параметрами, видом теплоносителя или рабочего тела и целевым назначением установки. На принципиальной тепловой схеме для достижения большей четкости не показываются оборудование, агрегаты и целые системы, имеющие одинаковое функциональное назначение и работающие параллельно. По тем же соображениям на схему не наносятся дублирующие линии трубопроводов, переключающие и вспомогательные соединительные трубопроводы и арматура.
Природный уран (Natural uranium) - см. Уран природный.
Продукты деления(Fission products) - нуклиды, образующиеся как в результате ядерного деления, так и в результате радиоактивного распада нуклидов, образовавшихся при ядерном делении.
Проектная авария (Design-basis accident) - авария, возможность которой предусмотрена действующей нормативно-технической документацией данной ядерной установки и для которой техническим проектом предусмотрено обеспечение радиационной безопасности персонала и населения.
Промежуточное хранилище (Intermediate storage) - хранилище, в котором временно содержатся под контролем радиоактивные отходы, или отработавшее ядерное топливо.
Промышленная эксплуатация (Commercial operation) - эксплуатация атомной станции, безопасность и соответствие проекту которой подтверждены испытаниями на этапе ввода в эксплуатацию.
Промышленный реактор (Production reactor) - ядерный реактор, предназначенный главным образом для производства делящихся материалов в промышленном масштабе. Обычно этот термин относится к реакторам для производства плутония.
Протий (Protium) - "Легкий" изотоп водорода с атомной массой 1 (содержание в природном водороде 99,98 % по массе).
Протон (Proton) - стабильная положительно заряженная элементарная частица с зарядом 1,61·10-19 Кл и массой 1,66·10-27 кг. Протон образует ядро "легкого" изотопа атома водорода (протия). Число протонов в ядре любого элемента определяет заряд ядра и атомный номер этого элемента.
Профессиональное облучение (Occupational exposure) - облучение персонала вследствие профессиональной деятельности, обусловленное вдыханием или заглатыванием радиоактивных веществ на рабочем месте и/или воздействием внешних источников ионизирующего излучения.
Процесс лицензирования (Licensing procedure) - процедура проверки или оценки исходной документации заявителя, осуществляемая регулирующим органом для выдачи разрешения (лицензии) на выполнение определенных видов работ, связанных с выбором площадки, проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией или снятием с эксплуатации атомной станции или другой ядерной установки.
ПТ - промежуточный теплообменник (см. Теплообменник).
Пэл (Absorber element) - см. Поглощающий элемент.

Р

Рад (Rad) - внесистемная единица поглощенной дозы излучения. 1рад=0,01 Гр.
Радиационная авария (Radiation accident) - нарушение пределов безопасной эксплуатации, при котором произошел выход радиоактивных материалов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации значения.
Радиационная безопасность (Radiation safety) - комплекс мероприятий, направленных на ограничение облучения персонала и населения до наиболее низких значений дозы излучения, достигаемой средствами, приемлемыми для общества, и на предупреждение возникновения ранних последствий облучения и ограничение до приемлемого уровня проявлений отдаленных последствий облучения.
Радиационная химия (Radiation chemistry) - раздел химии, изучающий химические изменения веществ, вызываемые действием ионизирующих излучений.
Радиационный инцидент (Radiation incident) - событие, при котором происходит облучение в дозах, превышающих установленные пределы для соответствующих категорий лиц.
Радиационный контроль (Radiation monitoring) - контроль за соблюдением Норм радиационной безопасности и Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, а также получение информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке на предприятии (например, атомной станции) и в окружающей среде.
Радиоактивное вещество (Radioactive substance) - вещество, в состав которого входят радионуклиды.
Радиоактивное загрязнение (Radioactive contamination) - наличие или распространение радиоактивных веществ сверх их естественного содержания в окружающей среде, на поверхности материалов или в объемах жидкостей, в теле человека и других объектах.
Радиоактивность (Radioactivity) - самопроизвольное превращение (радиоактивный распад) нестабильного нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.
Радиоактивные благородные газы (Radioactive noble gases) - см. Инертные радиоактивные газы.
Радиоактивные отходы (Radioactive wastes) - побочные жидкие, твердые и газообразные продукты, образующиеся на всех стадиях ядерного топливного цикла и не представляющие ценности для дальнейшего использования (подлежат различным способам обработки, хранения или захоронения в зависимости от их активности и периода полураспада радионуклидов).
Радиоактивное семейство (Radioactive family) - цепочка радионуклидов, возникающих последовательно в результате ядерных превращении (например, семейства урана и тория).
Радиоактивный источник (Radioactive source) - см. Источник ионизирующего излучения.
Радиоактивный материал (Radioactive material) - материал, содержащим радиоактивные вещества.
Радиоактивные отходы - ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, установленные действующими "Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)" , и "Нормами радиационной безопасности" (НРБ-99)"

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, установленных действующими "Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)" , и "Нормами радиационной безопасности" (НРБ-99)", а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

- 100 кБк/кг - для источников бета-излучения;
- 10 кБк/кг - для источников альфа-излучения;
- 1,0 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей допустимую объемную активность, установленную действующими "Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)" , и "Нормами радиационной безопасности" (НРБ-99)"
Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на 3 категории – низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные

Радиоактивный распад (Radioactive decay) - самопроизвольное ядерное превращение.
Радиобиология (Radiobiology) - область медицины, специализирующаяся на применении ионизирующих излучений для медицинской диагностики и изучении воздействия ионизирующих излучений.
Радиометр (Radiometer) - прибор, предназначенный для измерения:

1) активности радионуклида в источнике или образце (в объеме жидкости, газа, аэрозоля, на загрязненных поверхностях);
2) плотности потока ионизирующих излучений.

Радионуклид (Radionuclide) - нуклид, обладающий радиоактивностью (радиоактивные атомы данного химического элемента).
Радионуклидный источник - вещество, содержащее радионуклид (смесь радионуклидов), заключенное в оболочку либо другим способом зафиксированное в объеме какого-либо материала или на его поверхности и используемое в качестве источника ионизирующего изучения.
Радиопротекторы (Chemical radioprotectors) - химические соединения, способные .снижать вредное воздействие ионизирующего излучения на организм человека.
Радиотерапия (Radiotherapy) - метод лечения воздействием ионизирующего излучения.
Радиотоксичность (Radiotoxicity) - способность радиоактивного вещества оказывать лучевое поражение.
Радиохимический завод (Spent fuel reprocessing plant) - предприятие по переработке отработавшего ядерного топлива.
Радиохимия (Radiochemistry) - раздел химии, изучающий свойства радионуклидов, методы их выделения и концентрирования, применение радионуклидов в различных. областях науки и техники.
Радиочувствительность (Radiosensitivity) - мера чувствительности биологического объекта к действию ионизирующего излучения. Степень радиочувствительности сильно меняется при переходе от одного биологического вида к другому, в пределах одного вида, а для определенного индивидуума зависит также от возраста и пола. В одном организме различные клетки и ткани сильно различаются по радиочувствительности.
Радон (Radon) - радиоактивный газ, выделяющийся при радиоактивном распаде урана и тория, содержащихся в земной коре в естественном состоянии. Радон вносит наибольший вклад (примерно половину) в естественный радиационный фон на Земле.
Разгон мощности (Power excursion) - очень быстрое нарастание мощности реактора выше нормального рабочего уровня.
Разгон реактора (Power excursion) - см. Разгон мощности
Разгрузочно-загрузочная машина (Charge/discharge machine) - см. Перегрузочная машина или Система перегрузки топлива.
Расширенное воспроизводство ядерного топлива (Nuclear fuel breeding) - воспроизводство ядерного топлива с коэффициентом конверсии, большим 1. В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем "сгорает" в реакторе.
РБМК - реактор большой мощности канальный. Тепловой одноконтурный энергетический реактор с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. В роли теплоносителя выступает "легкая" вода, а замедлителем является графит.
РГК - раздаточный групповой коллектор.
Реактивность (Reactivity) - параметр, используемый для определения состояния реактора, равный:ro=(Kэфф-1)/Kэфф где,Kэфф - эффективный коэффициент размножения. Это мера возможного отклонения от условий критичности. При работе реактора изменение реактивности происходит в результате изменения температуры ядерного топлива и теплоносителя , выгорания ядерного топлива и образования продуктов деления, активно поглощающих нейтроны. Изменение реактивности при эксплуатации ядерного реактора компенсируется вводом и выводом поглотителей нейтронов. Надкритическому состоянию реактора соответствует ro>0 и подкритическому - ro<0.
Реактор с водой под давлением (Pressurised water reactor) - легководный реактор, в котором вода находится под давлением, достаточным для предотвращения ее закипания и в то же время обеспечивающим высокую температуру теплоносителя (более 300°С). Тепловая энергия, вырабатываемая в активной зоне реактора, передается от твэлов теплоносителю (воде) первого контура. Теплоноситель поступает в теплообменники (парогенераторы), где отдает энергию во второй контур. Образующийся во втором контуре пар приводит в действие турбогенератор. В западных странах этот тип реактора обозначают PWR. Эксплуатирующиеся в России водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) относятся к типу реакторов с водой под давлением.
Реактор с кипящей водой (Boiling water reactor) - легководный реактор, в котором вода (теплоноситель) доводится до кипения в активной зоне, а образующийся пар направляется непосредственно на турбину (так называемая, одноконтурная схема). В западных странах этот тип реактора обозначают BWR.
Реактор-конвертер (Converter) - ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.
Реактор-размножитель (Breeder reactor) - быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива.

Реакция деления (Nuclear fission) - см. Ядерное деление
Регулирование ядерного реактора (Reactor control) - функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение скорости цепной ядерной реакции.
Регулирующие стержни (Control rods) - подвижный узел реактора, воздействующий на реактивность и используемый для регулирования ядерного реактора. Регулирующие стержни изготавливаются из материала - поглотителя нейтронов.
Регулирующий орган (Regulatory authority) - национальный орган или система органов, назначаемых государством, которые обладают юридическими полномочиями контроля за безопасностью эксплуатации ядерных установок, осуществляют процесс лицензирования и выдачи лицензии, и таким образом регулируют безопасность при выборе площадки, проектировании, сооружении, вводе эксплуатацию и самой эксплуатации, или регулируют относящиеся к этим этапам лицензирования конкретные вопросы.
Резервирование (Redundancy) - использование большего, чем минимально необходимо, количества элементов или систем таким образом, что выход из строя любого из них не приводит к утрате требуемой функции всего целого.
Рентгеновское излучение -  По свойствам рентгеновское излучение близко к гамма-излучению.
Режим аварийный -неноминальный режим работы реактора. Существенную часть аварийных режимов можно рассматривать как переходные процессы, протекающие с недопустимыми отклонениями основных параметров, нарушающими условия безопасности ЯЭУ и приводящими к срабатыванию аварийной защиты, т. е. к выключению реактора или существенному ограничению мощности.
К аварийным режимам относятся:

- режимы, связанные с незапланированным изменением реактивности вследствие неконтролируемого извлечения сборок СУЗ реактора или стержней-поглотителей, изменения концентрации жидкого поглотителя в теплоносителе и т. п.;
- режимы с аварийным сокращением расхода теплоносителя через активную зону или отдельные технологические каналы реактора;
- режимы работы, обусловленные появлением неплотностей (течей) на оборудовании и трубопроводах главных контуров циркуляции теплоносителя;
- режимы работы при потере электрического питания (обесточивании) собственных нужд АЭС;
- режимы работы при нарушении герметичности оболочек твэлов и увеличении активности теплоносителя;
- режимы работы, связанные с повреждением главных паровых трубопроводов;
- работа ЯЭУ при непредвиденных сбросах и набросах электрической нагрузки.

Режим номинальный - это такой режим работы ЯЭУ, при котором она производит наибольшее количество энергии с обеспечением требуемых запасов прочности и работоспособности всех ее элементов, наиболее высокой экономичности ЯЭУ и безопасности ее эксплуатации. Неноминальными являются все остальные режимы работы ЯЭУ, как нормальной эксплуатации, так и аварийные.
Рентген (Roentgen) - внесистемная единица измерения экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений, определяемая по их ионизирующему действию на сухой атмосферный воздух. 1Р=2,58·10-4 Кл/кг
Рентгеновское излучение (X-rays) - коротковолновое электромагнитное ионизирующее излучение с длиной волны от 10-7 до 10-12 м, возникающее при взаимодействии заряженных частиц или фотонов с электронами.
РЗМ - разгрузочно-загрузочная машина (см. Система перегрузки топлива).
Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.

С

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления - цепная реакция в среде, для которой коэффициент размножения k >= 1.
Санитарно-защитная зона (Controlled area) - территория вокруг источника возможных выбросов радиоактивных веществ (например, атомной станции), на которой уровень облучения может превысить предел дозы, устанавливаются определенные ограничения (например, не допускается проживание и т.п.) и проводится постоянный радиационный контроль.
САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны реактора. Обеспечивает отвод теплоты из активной зоны реактора в случае аварии с потерей теплоносителя из циркуляционного контура. Для реактора РБМК пользуются термином "система аварийного охлаждения реактора" САОР.
Сброс радиоактивных веществ (сброс) (Radioactive effluents) - контролируемое поступление радионуклидов в водоемы с жидкими отходами ядерной установки (например, атомной станции).
Средство индивидуальной защиты - средство защиты персонажа от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.
СВО - специальная водоочистка. Поддерживает нормируемые значения основных показателей водного режима реакторной установки.
Сепаратор - устройство осушения пара, необходимое для обеспечения высокого качества пара в парогенераторах с организованной или неорганизованной циркуляцией, которое ограничивает вынос капель влаги в пар и понижает содержание примесей в уносимой влаге.
Система аварийного охлаждения реактора (Emergency core cooling system) - система, обеспечивающая отвод остаточного тепловыделения из активной зоны после выхода из строя штатной системы охлаждения (например, при аварии с потерей теплоносителя).
Система аварийного расхолаживания - предназначена для снижения интенсивности тепловыделения реактора до уровня при котором не произойдет недопустимого перегрева наиболее ответственных внутриреакторных элементов конструкций в случае, если отвод тепла от АЗ невозможен посредством устройств нормальной эксплуатации ЯЭУ. Система аварийного расхолаживания должна удовлетворять следующим требованиям:

- обеспечивать отвод остаточного тепловыделения в активной зоне реактора;
- в необходимых случаях частично или полностью компенсировать утечку теплоносителя из первого контура в начальный момент аварии (если теплоносителем является вода);
- для повышения надежности иметь двух- или более кратное резервирование;
- иметь автономные источники энергии для привода собственных циркуляционных устройств.

Системы безопасности (Safety systems) - системы, предназначенные для выполнения действий по предотвращению аварий или ограничению их последствий.
Система компенсации объема - необходима только для реакторов, охлаждаемых водой под давлением (ВВЭР), и предназначена для компенсации температурных изменений объема воды, заполняющей контур, а также для создания давления при пуске реактора, поддержания давления в эксплуатации и ограничения давления в аварийных режимах.
Система контроля герметичности оболочек твэлов (КГО) - осуществляется по активности пароводяной смеси в ПВК у входа их в барабаны-сепараторы. Контроль ведется непрерывно в процессе эксплуатации реактора РБМК и в периоды перегрузки в реакторах ВВЭР.
Система контроля целостности технологических каналов (КЦТК) - осуществляет контроль влажности и температуры в области между кладкой и технологическими каналами (ТК) реактора РБМК. При обнаружении аварии реактор останавливают и заменяют аварийный канал.
Система локализации аварии - в случае возникновения аварийной ситуации, при которой разгерметизируется первый контур ЯЭУ системы локализации должны полностью исключить возможность попадания радиоактивных веществ в окружающую среду. В состав системы локализации входят две группы устройств герметичные помещения и боксы в здании АЭС, а также герметичная защитная оболочка для всего оборудования первого контура и системы, обеспечивающие внутри герметичных помещений и оболочки определенное расчетное давление, т. е. предохраняющие их от разрушения при аварии, связанной с потерей теплоносителя. Последние системы обязательны для установок с водным теплоносителем. На первых ВВЭР-440 и всех РБМК герметичная защитная оболочка не обязательна. Все оборудование первого контура расположено в связанной системе боксов за биологической защитой реактора. При появлении течи теплоносителя в одном из боксов давление в нем возрастает. Когда давление достигает определенного значения, обычно не более 0,5 МПа, срабатывают предохранительные клапаны и подключается следующий бокс.
Система обеспечения безопасности (СОБ) - предусматривает три категории устройств: устройства нормальной эксплуатации, локализующие и защитные устройства.
Система перегрузки топлива - предназначена для извлечения из активной зоны ТВС с выгоревшим топливом, выгоревших органов СУЗ, некоторых внутрикорпусных элементов и установки на их место новых. Перегрузка топлива в принципе возможна как на работающем на мощности реакторе, так и на остановленном и расхоложенном реакторе. В современных корпусных энергетических реакторах, работающих при достаточно высоких параметрах теплоносителя, перегрузку осуществляют, как правило, после остановки реактора, полного или частичного его расхолаживания и сброса давления теплоносителя, если это необходимо. Конструкция канальных реакторов позволяет проводить перегрузку отдельного рабочего канала на работающем на номинальной мощности реакторе.
Системы перегрузки топлива энергетических реакторов могут быть классифицированы следующим образом:

- с механизмами перегрузки, перемещающимися по центральному залу и осуществляющими перегрузку при снятой крышке реактора (водоохлаждаемые корпусные реакторы);
- с разгрузочно-загрузочными машинами (РЗМ), перемещающимися по центральному залу и обеспечивающими герметичное подключение к внутриреакторному объему и автономное охлаждение выгружаемой ТВС (РБМК, БОР-60);
- с манипулированием ТВС под крышкой реактора с последующей (обычно после достаточного расхолаживания) выгрузкой их из корпуса (БН-350, БН-600, "Суперфеникс", газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах в корпусах из предварительно напряженного железобетона);
- системы непрерывной перегрузки (ВТГР с шаровыми твэлами, реакторы с жидким или газофазным топливом).

Смешанное оксидное топливо (Mixed oxide fuel) - ядерное топливо, состоящее из смеси диоксидов урана и плутония.
Снятие с эксплуатации (Decommissioning) - запланированный процесс осуществления комплекса мероприятий по окончательному прекращению эксплуатации атомной станции или другой ядерной установки, связанный с удалением ядерного топлива, дезактивацией и демонтажем оборудования, здания и обеспечивающий безопасность персонала и окружающей среды.
Содержание изотопа (Isotopic abundance) - относительное количество атомов данного изотопа в смеси изотопов элемента, выраженное в виде доли от всех атомов элемента.
Соматические последствие излучения (Somatic radiation effects) - нежелательные радиационные последствия воздействия ионизирующих излучений на живой организм, проявляющиеся при его жизни, а не у потомства.
Специальный ядерный материал (Special nuclear material) - плутоний-239, уран-233; уран, обогащенный изотопами уран-235; любой материал, содержащий вышеуказанные изотопы или любой другой материал, способный выделять существенное количество ядерной энергии, который иногда может определяться как специальный ядерный материал.
Спринклерная установка - предназначена для конденсации пара, образующегося в результате снижения давления при разрыве трубопровода контура.
СУЗ (Reactor control and safety system) - система управления и защиты реактора. Система, обеспечивающая пуск и остановку, поддержание заданного уровня мощности, переход на другой уровень мощности и аварийную остановку реактора. Рабочий орган СУЗ - движущийся узел реактора, как правило, цилиндрический стержень, содержащий материал с большим сечением поглощения, перемещение которого влияет на баланс нейтронов в активной зоне. Часто поглощение нейтронов сопровождается выделением относительно большого количества энергии, поэтому предусматривается отвод тепла из каналов СУЗ.

Т

ТВС (Fuel assembly) - тепловыделяющая сборка. Для загрузки в реактор стержневые твэлы собирают в пучки, при этом обеспечивается их параллельность и определенный зазор с помощью дистанционирующих решеток. В зависимости от типа реактора и конструкции активной зоны реактора пучки твэлов могут быть заключены в кожух, образующий тракт теплоносителя в пределах активной зоны реактора , или устанавливаться в реактор без кожуха.
Твэл (Fuel element) - тепловыделяющий элемент. Главный конструкционный элемент активной зоны гетерогенного реактора, в виде которого в него загружается топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер U-235, Pu-239 или U-233, сопровождающееся выделением энергии и от них происходит передача тепловой энергии теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.
ТЗВ - торцевая зона воспроизводства в реакторе БН (см. Воспроизводство).
Тело рабочее - среда (теплоноситель), используемая для преобразования тепловой энергии в механическую.
Температурный коэффициент реактивности (Reactivity temperature coefficient) - Характеристика ядерного реактора, отражающая количественное соотношение между изменениями реактивности и температуры в основных компонентах активной зоны реактора. Различают температурные коэффициенты реактивности ядерного топлива, теплоносителя, замедлителя. Положительный коэффициент подразумевает, что в случае увеличения температуры растет и реактивность, приводящая к увеличению мощности реактора. В случае отрицательного коэффициента реактивность падает с ростом температуры, следствием чего является снижение мощности реактора. (см. Коэффициент реактивности температурный).
Тепловой реактор (Thermal reactor) - zдерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного топлива осуществляется на тепловых нейтронах.
Тепловые нейтроны (Thermal neutrons) - нейтроны, кинетическая энергия которых ниже определенной величины. Эта величина может меняться в широком диапазоне и зависит от области применения (физика реакторов, защита или дозиметрия). В физике реакторов эта величина выбирается чаще всего равной 1 эВ.
Тепловая схема - схема преобразования и использования тепловой энергии рабочего тела в энергетической установке (в том числе в АЭС).
Теплоноситель (Coolant) - специальная среда (в зависимости от типа реактора - вода (обычная или тяжелая), газ (С02, гелий), жидкий металл (натрий, литий или сзинец)), циркулирующая через активную зону и предназначенная для съема теплоты с тепловыделяющих элементов. Тепловая энергия, запасенная теплоносителем, используется для получения пара, подачи его на турбину и выработки электроэнергии" для целей отопления и горячего водоснабжения или для технологических целей.
Теплоноситель вторичный - теплоноситель в теплообменнике с более низкой температурой, (воспринимающий теплоту).
Теплоноситель первичный - теплоноситель в теплообменнике с более высокой температурой.
Теплообменник (аппарат теплообменный) - устройство, предназначенное для передачи теплоты от одного тела (теплоносителя) к другому для осуществления различных технологических процессов - нагревания, охлаждения, кипения, конденсации (парогенератор, конденсатор, деаэратор, регенеративные подогреватели, вспомогательные теплообменники, барботеры и т. п.). Все теплообменные аппараты по способу передачи теплоты могут быть разделены на две большие группы: поверхностные и контактные:
&nbps;&nbps;&nbps; - в поверхностных теплообменниках имеется твердая стенка- поверхность теплообмена, через которую теплота передается от одного теплоносителя к другому. Поверхностные теплообменники разделяют на рекуперативные и регенеративные. В рекуперативных теплообменниках оба теплоносителя постоянно, но с разных сторон контактируют с разделяющей их твердой стенкой. Подавляющее большинство теплообменников ЯЭУ - поверхностные рекуперативные. В регенеративных теплообменниках горячий и холодный теплоносители поочередно контактируют с твердой стенкой. Последняя аккумулирует теплоту при контакте с горячим теплоносителем и отдает при контакте с холодным теплоносителем. В ЯЭУ регенеративные теплообменники могут быть использованы, например, в качестве аккумуляторов теплоты для покрытия пиков нагрузки.
&nbps;&nbps;&nbps; - в контактных, теплообменниках, теплота передается непосредственно от одного теплоносителя к другому. Их разделяют на смесительные и барботажные. В смесительных теплообменниках происходит смешение теплоносителей, а в барботажных один теплоноситель проходит через другой, не смешиваясь. К контактным теплообменникам относятся, например, термические деаэраторы, барботеры и т.д.
Теплообменник промежуточный - используется в многоконтурных ЯЭУ для передачи теплоты, например, из первого контура теплоносителю второго - промежуточного контура.

Термоядерный реактор (Fusion reactor) - реактор, в котором осуществляется управляемый термоядерный синтез с целью получения энергии.
Термоядерный синтез (Nuclear fusion) - процесс взаимодействия (слияния) легких ядер при высоких температурах с образованием более тяжелого ядра и выделением энергии.
Техногенное облучение (Anthropogenic radiation) - облучение от источников излучений, созданных или образующихся в результате технической деятельности человека.
Технологический канал (Fuel channel) - горизонтальный или вертикальный канал (труба) в активной зоне ядерного реактора (главным образом, с графитовым замедлителем), предназначенный для размещения в них тепловыделяющих элементов или сборок и создания потока теплоносителя.
Технология газового центрифугирования (Gas centrifuge process) - процесс разделения изотопов (например, урана-235 и урана-238), основывающийся на различиях в скорости перемещения газовых молекул под действием центробежных сил, создаваемых внутри быстро вращающегося вокруг своей оси цилиндра (ротора). Процесс используют для получения обогащенного урана, где в качестве газа используют гексафторид урана.
Топливная оболочка (Cladding) - защитный металлический слой, охватывающий ядерное топливо в тепловыделяющем элементе и предназначенный для удержания радиоактивных продуктов деления и обеспечения механической прочности конструкции.
Торий (Тh) (Thorium) - химический радиоактивный элемент (металл) с атомным номером 90 и атомной массой наиболее распространенного и устойчивого изотопа 232. В природе встречается всего восемь, в основном короткоживущих, изотопов тория. Природные запасы тория в несколько раз превышают запасы урана.
Торий-232 (Thorium-232) - природный изотоп тория с атомной массой - 232. Единственный широко распространенный изотоп тория в природе, период полураспада 1,4·1010 лет. Торий-232 подвергается ядерному делению под действием быстрых нейтронов и может использоваться в качестве воспроизводящего материала для получения урана-233.
Трансмутация (Transmutation) - превращение одного нуклида в другой в результате одной или нескольких ядерных реакций (например, см. уран-233).
Транспортный реактор (Propulsion reactor) - ядерный энергетический реактор, используемый в качестве источника энергии для движения транспортного средства, на котором он установлен, например, атомного ледокола или атомной подводной лодки.
Трансурановые отходы (Transuranium wastes) - класс высокоактивных отходов, в которых преобладают элементы, излучающие альфа-частицы.
Трансурановые элементы (Transuranium elements) - химические элементы с атомными номерами больше 92, члены актинидного ряда. В периодической системе элементов расположены после урана. Получены искусственным путем с помощью ядерных реакций, Периоды полураспада трансурановых элементов меньше возраста Земли, и поэтому в природе эти элементы не встречаются.
Тритий (Т) (Tritium) - "Тяжелый" изотоп водорода с атомной массой 3.
Турбина (Turbine) - первичный двигатель с вращательным движением рабочего органа (ротора с лопатками), преобразующий кинетическую энергию рабочего тела (пара, газа, воды) в механическую работу.
ТГ (Turbogenerator) Турбогенератор - генератор электрического тока с приводом от газовой или паровой турбины.
Тяжелая вода (Heavy water) - оксид дейтерия, D2О - вода, в которой атомы водорода замещены атомами дейтерия. Тяжелая вода используется как замедлитель в ядерных реакторах. В обычной воде на 5000 частей приходится примерно одна часть тяжелой воды.
Тяжеловодный реактор (Heavy-water reactor) - ядерный реактор, в котором замедлителем является тяжелая вода. В канадских реакторах CANDU тяжелая вода служит и замедлителем, и теплоносителем, а в качестве ядерного топлива используется природный уран.

У

Удельное выгорание (Specific burnup) - полная энергия, выделяющаяся в единице массы ядерного топлива при работе ядерного реактора. Обычно выражается в мегаватт-сутках на тонну.
Удержание радиоактивных веществ (Radioactive material retention) - методы, средства и системы для предотвращения переноса или распространения недопустимых количеств радиоактивных веществ за пределы установленных границ даже в случае аварии.
Уплотнение - устройство предотвращения или ограничения утечки рабочей среды, а также предотвращения попадания в рабочий контур окружающей среды называется уплотнением. Конструктивное выполнение уплотнений может быть различным в зависимости от рода рабочей среды, уровня наведенной активности и допустимых утечек.
Управление запроектной аварией (Anticipated accident management) - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях или специально предназначенные для уменьшения последствий запроектных аварий.
Уран (U) (Uranium) - химический радиоактивный элемент (металл) с атомным номером 92 и атомной массой наиболее распространенного и устойчивого изотопа 238. Природный уран состоит из смеси трех изотопов - урана-238, урана-235 и урана-234, из которых практическое значение в ядерной энергетике имеют первые два.
Уран-233 (Uranium-233) - искусственный изотоп урана с периодом полураспада 1,6·105 лет, полученный в результате трансмутации тория-232 после захвата нейтрона. Уран-233 относится к делящимся нуклидам.
Уран-235 (Uranium-235) - природный изотоп урана с атомной массой 235. Содержание урана-235 в природном уране 0,715 %, период полураспада 7,1·108 лет. Уран-235 является единственным делящимся материалом, существующим в природе.
Уран-238 (Uranium-238) - природный изотоп урана с атомной массой 238. Содержание урана-238 в природном уране 99,28 %, период полураспада 4,5·109 лет. Уран-238 подвергается ядерному делению под действием быстрых нейтронов и может использоваться в качестве воспроизводящего материала для получения плутония-239.
Уран природный - смесь изотопов урана. В природном уране содержится: 0,714% U-235, 99,28 %U -238 и 0,006% U-234.
Урановая руда (Uranium ore) - минеральные образования с таким содержанием урана, которое обеспечивает экономическую целесообразность его извлечения из руды.
Урановое оксидное топливо (Uranium oxide fuel) - ядерное топливо, состоящее из спеченных при высоком давлении и температуре таблеток диоксида урана с обогащением 2-4 % по изотопу урана-235. Используется в качестве ядерного топлива легководных реакторов.
Урановый концентрат (Uranium concentrate) - продукт, получаемый при гидрометаллургической переработке урановой руды и содержащий до 70-90 % по массе урана в виде смеси оксидов с общей химической формулой U3O8.
Урановый рудник (Uranium mine) - горное предприятие по подземной добыче урановой руды.
Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (Advanced gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется диоксид урана с обогащением 2 % поурану-235.

Ф

Физический барьер – преграда на пути распространения ионизирующего излучения, ядерного материала, радиоактивного вещества.
Физическая защита объекта ядерного топливного цикла - технические и организационные меры по обеспечению сохранности содержащихся на объекте ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, предотвращению несанкционированного проникновения на территорию объекта ядерного топливного цикла, предотвращению несанкционированного доступа к ядерным материалам и радиоактивным веществам, своевременному обнаружению и пресечению диверсионных и террористических актов, угрожающих безопасности объекта ядерного топливного цикла.
Физический пуск (Reactor start-up) - этап ввода атомной станции в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критичности и выполнение необходимых физических экспериментов на уровне мощности, при котором теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь.

Х

Химическое обогащение урановой руды (Uranium ore chemical processing) - см. Гидрометаллургическая переработка урановой руды.
Хранение радиоактивных отходов (Radioactive waste storage) - размещение радиоактивных отходов (обычно в герметичных защитных контейнерах) в хранилищах, специально спроектированных для безопасной временной изоляции этих отходов и в которых предусмотрен контроль, с целью изъятия отходов в более поздний период для обработки, перевозки и/или захоронения.
Хранилище (Storage facility; repository) - установка или специально подготовленная площадка для безопасного хранения или захоронения радиоактивных отходов, на которой предусмотрен контроль.
Хроническое облучение (Chronic exposure) - постоянное или прерывистое облучение в течение длительного времени.

Ц

ЦВД - цилиндр высокого давления в турбине.
Цементирование радиоактивных отходов (Radioactive waste cementation) - кондиционирование жидких или твердых радиоактивных отходов путем смешения их с цементом или цементным раствором и последующим затвердеванием полученной массы.
Цепочка распадов (Decay chain) - ряд, в котором каждый радионуклид превращался в следующий в ходе радиоактивного распада до тех пор, пока не образуется стабильный нуклид.
Цепная реакция деления (Chain fission reaction) - последовательность реакции деления ядер тяжелых атомов при взаимодействии их с нейтронами или другими элементарными частицами, в результате которых образуются более легкие ядра, новые нейтроны или другие элементарные частицы и выделяется ядерная энергия.
Цепная ядерная реакция (Chain nuclear reaction) - последовательность ядерных реакций, возбуждаемых частицами (например, нейтронами), рождающимися в каждом акте реакции. В зависимости от среднего числа реакций, следующих за одной предыдущей - меньшего, равного или превосходящего единицу - реакция называется затухающей, самоподдерживающейся или нарастающей.
Циркалой (Zircaloy) - сплав циркония с оловом. Конструкционный материал в ядерной технике - используется в качестве материала топливных оболочек"
Цирконий (Zirconium) - химический элемент (металл), слабо поглощающий тепловые нейтроны. Является основой сплавов, применяемых в ядерном реакторостроении в качестве конструкционных материалов активной зоны.
ЦНД - цилиндр низкого давления в турбине.
ЦСД - цилиндр среднего давления в турбине.

Э

ЭГП - энергетический графитовый реактор с перегревом пара. Ядерная энергетическая установка канального типа с перегревом пара в реакторе.
Эжекторная установка - предназначена для удаления (отсоса) из конденсатора и уплотнений воздуха и других газов, поступающих туда из турбины и засасываемых через неплотности примыкающего к конденсатору пароводяного тракта. Удаление воздуха из конденсатора имеет первостепенное значение для поддержания необходимого вакуума, а следовательно, и тепловой экономичности турбоустановки.
Эквивалентная доза излучения (Equivalent dose) - величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения человека ионизирующими излучениями и определяемая суммой произведений поглощенных доз отдельных видов излучений на их коэффициенты качества. Единица измерения эквивалентной дозы - зиверт (Зв).
Экспериментальный реактор (Experimental reactor) - ядерный реактор, предназначенный для использования в качестве объекта исследований с целью получения данных по физике и технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторов подобного типа или их составных частей.
Эксплуатирующая организация (Operator) - организация, которая имеет разрешение регулирующего органа на эксплуатацию атомной станции или другой ядерной установки.
Экспозиционная доза (Exposure dose) - количественная характеристика рентгеновского и гамма-излучений, основанная на их ионизирующем действии и выраженная суммарным электрическим зарядом ионов одного знака, образованных в единице объема воздуха. Единицей измерения экспозиционной дозы в СИ является кулон на килограмм (Кл/кг), внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р).
Электрон (Electron) - стабильная отрицательно заряженная элементарная частица с зарядом 1,6·10-19 Кл и массой 9·10-31 кг. Один из основных структурных, элементов материи.
Элементарные частицы (Elementary particles) - мельчайшие частицы физической материи. Представления об элементарных частицах отражают ту ступень в познании строения материи, которая достигнута современной наукой. Вместе с античастицами открыто около 300 элементарных частиц. Термин "элементарные частицы" условен, поскольку многие элементарные частицы имеют сложную внутреннюю структуру.
Энергетический пуск (First power) - этап ввода атомной станции в эксплуатацию, при котором атомная станция начинает производить энергию и осуществляется проверка работы атомной станции на различных уровнях мощности вплоть до установленной для промышленной эксплуатации.
Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.
Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Я

Ядерная авария (Nuclear accident) - ядерной аварией называется потеря управления цепной реакцией в реакторе, либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении твэлов. В результате ядерной аварии из-за дебаланса выделяемого и отводимого тепла повреждаются твэлы с выходом наружу радиоактивных продуктов деления. При этом становится потенциально возможным опасное облучение людей и заражение окружающей местности.
Ядерная безопасность (Nuclear safety) - общий термин, характеризующий свойства ядерной установки при нормальной эксплуатации и в случае аварии ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду допустимыми пределами.
Ядерное деление (Nuclear fission) - процесс, сопровождающийся расщеплением ядра тяжелого атома при взаимодействии с нейтроном или другой элементарной частицей, в результате которого образуются более легкие ядра, новые нейтроны или другие элементарные частицы и выделяется энергия.
Ядерный материал (Nuclear material) - любой исходный материал, специальный ядерный материал и иногда руды и рудные отходы.
Ядерное превращение (Nuclear transformation) - превращение одного нуклида в другой.
Ядерный реактор (Nuclear reactor) - устройство, в котором осуществляется контролируемая цепная ядерная реакция. Ядерные реакторы классифицируют по назначению, энергии нейтронов, типу теплоносителя и замедлителя, структуре активной зоны, конструкционному исполнению и другим характерным признакам.
Ядерная реакция (Nuclear reaction) - превращение атомных ядер, вызванное их взаимодействием с элементарными частицами, или друг с другом и сопровождающееся изменением массы, заряда или энергетического состояния ядер.
Ядерное топливо (Nuclear fuel) - материал, содержащий делящиеся нуклиды, который будучи помещенным в ядерный реактор, позволяет осуществить цепную ядерную реакцию. Отличается очень высокой энергоёмкостью (при полном делении 1 кг U-235 высвобождается энергия равная Дж, в то время как при сгорании 1 кг органического топлива выделяется энергия порядка (3-5) Дж в зависимости от вида топлива).
Ядерный топливный цикл (Nuclear fuel cycle) - комплекс мероприятий для обеспечения функционирования ядерных реакторов, осуществляемых в системе предприятий, связанных между собой потоком ядерного материала и включающих урановые рудники, заводы по переработке урановой руды, конверсии урана, обогащению и изготовлению топлива, ядерные реакторы, хранилища отработавшего топлива, заводы по переработке отработавшего топлива и связанные с ними промежуточные хранилища и хранилища для захоронения радиоактивных отходов
Ядерная установка (Nuclear installation) - любая, установка, на которой образуются, обрабатываются или находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы в таких количествах, при которых необходимо учитывать вопросы ядерной безопасности.
Ядерная энергетика (Nuclear power) - см. Атомная энергетика. В зарубежной литературе употребляются более точные термины "ядерная энергетика" и "ядерная электростанция". У нас укоренились термины "атомная энергетика" и "атомная электростанция ".
Ядерная энергия (Nuclear energy) - внутренняя энергия атомных ядер, выделяющаяся при ядерном делении или ядерных реакциях.
Ядерный энергетический реактор (Power reactor) - ядерный реактор, главным назначением которого является выработка энергии.
Ядерный реактор - ядерным реактором называется устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления - последовательности ядерных реакций деления, в которых и выделяются свободные нейтроны, необходимые для деления новых ядер.
Ядерный реактор на быстрых нейтронах - реакторы существенно различаются по спектру нейтронов - распределению нейтронов по энергиям, а, следовательно, и по спектру поглощаемых (вызывающих деление ядер) нейтронов. Если активная зона не содержит легких ядер, специально предназначенных для замедления в результате упругого рассеяния, то практически всё замедление обусловлено неупругим рассеянием нейтронов на тяжелых и средних по массе ядрах. При этом большая часть делений вызывается нейтронами с энергиями порядка десятков и сотен кэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.
Ядерный реактор на тепловых нейтронах - реактор, активная зона которого содержит такое количество замедлителя - материала, предназначенного для снижения энергии нейтронов без заметного их поглощения, что большая часть делений вызывается нейтронами с энергиями меньше 1 эВ.
Ядро (Nucleus) - см. Атомное ядро.
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

0


Вы здесь » Информационный форум "Чернобыльская Зона Отчуждения" » FAQ по Радиации. » Термины атомной энергетики.