//Росатом/ Маяк
ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ

"ПРОИЗВОДСТВЕННОЕ ОБЪЕДИНЕНИЕ МАЯК"
ПРЕДПРИЯТИЕ ГОСКОРПОРАЦИИ РОСАТОМ
Главная / Информационный центр /Обучающая информация /Словарь терминов /

Словарь терминов

А

 

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 ядерная – авария, произошедшая вследствие неконтролируемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления.

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

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

Актиниды  - 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  - 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  - 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.

АС - атомная станция - 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,

Атом - 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 - 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 - номер химического элемента в периодической системе элементов. Равен числу протонов в атомном ядре.

Атомная энергетика  - 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 - 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.

 

Б

 

Бассейн-хранилище  - 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) - в системе единиц СИ - единица активности, соответствующая одному распаду в секунду. lБK=2,7·10-11 Ки.

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

Бланкет - см. Зона воспроизводства

Бридер - см. Реактор-размножитель

Быстрые нейтроны  - 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.

БН - 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)

Бэр (биологический эквивалент рада) - внесистемная единица эквивалентной, дозы. 1бэр=0,01 Зв.

 

В

 

Внешнее облучение - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

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

Воспроизводство - 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 - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.

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

Вторичное ядерное топливо - 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 - поступление радионуклидов в атмосферу в результате работы ядерной установки (например, атомной станции),

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

Высокоактивные отходы:

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

 

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

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

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

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

Грей (Гр) - 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.

 

Д

 

Дезактивация - 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 - "Тяжелый" изотоп водорода с атомной массой 2.

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

Делящийся нуклид - 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).

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

Диоксид урана  - химически и термически устойчивое (температура плавления 2760°С) соединение урана с кислородом (UО2), что обусловило его выбор в качестве ядерного топлива легководных реакторов.

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

Дозиметр - прибор для измерения поглощенной дозы или мощности дозы ионизирующего излучения.

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

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

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

Дочерний продукт (нуклид) - любой нуклид, образующийся из данного радионуклида в цепочке распадов.

 

Е

 

Естественный фон - 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

 

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 - деятельность, включающая транспортировку, хранение, переработку отработавшего ядерного топлива, обращение с радиоактивными отходами и их захоронение.

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

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

Защитный Контейнер - устройство для хранения или транспортирования радиоактивных веществ, обеспечивающее безопасность персонала, населения и окружающей среды

Зиверт (Зв) - в системе единиц СИ- единица эквивалентной дозы. 1 Зв=1 Дж/кг =100 бэр.

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

 

И

 

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

Индивидуальная доза излучения - эквивалентная доза излучения отдельного индивидуума.

Инертные радиоактивные газы - 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.

Ион - 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 - образование положительных и отрицательных ионов из электрически нейтральных атомов и молекул/

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

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

Исходный материал - 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 - термическая обработка жидких радиоактивных отходов, сопровождающаяся их разложением и образованием термически стабильных оксидов.

Канальный реактор - 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 - 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 - 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)

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

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

Конверсия урана - химико-технологический процесс превращения урансодержащих материалов (главным образом, оксидов урана) в гексафторид урана.

Кондиционирование радиоактивных отходов - операции, при которых радиоактивные отходы переводятся в форму, пригодную для перевозки, хранения или захоронения.

Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

Корпусной реактор - 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 - 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 - 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.

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 качества излучения - 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 - 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 - 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.

Критическая группа - совокупность лиц, которые по роду занятий, условиям жизни, возрасту или другим факторам подвергаются наибольшему радиационному воздействию среди данной группы людей.

Критическая масса - 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 - 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.

Критическое состояние реактора - стационарное состояние реактора, при котором количество нейтронов не изменяется во времени (см. Коэффициент размножения эффективный).

Критичность - условия, при которых в ядерной установке может поддерживаться цепная ядерная реакция.

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 - сумма поглощенных доз излучения, полученных рассматриваемым объектом, независимо от того, было ли облучение одноразовым или многократным.

Кюри (Ки) - внесистемная единица активности, первоначально активность 1 г изотопа радия-226. 1Ки=3,7·1010 Бк.

 

Л

 

Легководный реактор - 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.

Лучевая болезнь - 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 - патологические изменения крови, тканей, органов и их функций, обусловленные воздействием ионизирующего излучения.

 

М

 

МАГАТЭ (IAEA) - Международное агентство по атомной энергии, организованное в 1957 г. со штаб-квартирой в Вене. (См. Устав МАГАТЭ)

Медленные нейтрон - см. Тепловые нейтроны.

Могильник радиоактивных отходов - сооружение, предназначенное для захоронения твердых или отвержденных радиоактивных отходов.

Мощность дозы - 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.

 

Н

 

Наведенная радиоактивность - радиоактивность, возникающая в материалах в результате облучения.

Накопленная доза - см. Кумулятивная доза.

Незамкнутый ядерный топливный цикл - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, не перерабатывается и рассматривается как радиоактивные отходы.

Нейтрон - 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 - радиоактивные отходы, для которых из-за низкого содержания радионуклидов не требуется специальная защита при обращении с ними.

Низкообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 менее 20 % по массе.

Нуклид - 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 - процесс, в результате которого содержание определенного изотопа в смеси изотопов уменьшается (например, при выгорании ядерного топлива в реакторе).

Обедненный уран - уран, в котором содержание изотопа урана-235 ниже, чем в природном уране (например, уран в отработавшем топливе реакторов, работающих на природном уране).

Облучение - 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 - см. Отработавшее ядерное топливо.

Обогащение (по изотопу):

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 - 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 - ядерное топливо, в котором содержание делящихся нуклидов больше, чем в исходном природном сырье.

Обогащенный уран - уран, в котором содержание изотопа урана-235 выше, чем в природном уране.

Обработка радиоактивных отходов - 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 - общий термин, объединяющий все виды деятельности, которые связаны с обработкой, кондиционированием, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.

Осколки деления - ядра, образующиеся при ядерном делении и обладающие кинетической энергией, полученной при этом делении.

Основной дозовый предел - основная регламентируемая Нормами радиационной безопасности величина - предельно допустимая доза (ПДД) или предел дозы (ПД)

Остаточное тепловыделение - тепловыделение в остановленном ядерном реакторе за счет остаточной радиоактивности ядерного топлива или компонентов реактора.

Остекловывание радиоактивных отходов - отверждение жидких или порошкообразных радиоактивных отходов путем смешения их со стеклообразующими материалами, нагрева смеси до 1000°С и розлива образующегося стекловидного продукта в толстостенные контейнеры из нержавеющей стали для застывания и последующего захоронения.

Острая лучевая болезнь - лучевая болезнь, развивающаяся после острого облучения (для человека - в дозах, превышающих 1 Гр).

Острое облучение - однократное кратковременное облучение биологического объекта, сопровождающееся получением им дозы излучения, вызывающей неблагоприятные изменения его состояния.

Отверждение радиоактивных отходов - обработка жидких радиоактивных отходов с целью перевода их в сухие твердые вещества и фиксации радионуклидов в твердой фазе.

Открытый источник - источник ионизирующего излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

Отработавшее ядерное топливо - 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 - 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 в 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 - 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.

 

П

 

Парниковый эффект - 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.

Переработка отработавшего ядерного топлива - 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 - время, в течение которого число ядер данного радионуклида в результате самопроизвольного распада уменьшится в два раза.

Периодическая система элементов - классификация химических элементов, графическое выражение периодического закона Д. И. Менделеева, устанавливающего периодическое изменение свойств химических элементов при увеличении зарядов ядер их атомов.

Плутоний (Рu) - 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 - 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.

Поглотитель нейтронов - материал, с которым нейтроны интенсивно взаимодействуют посредством реакций, приводящих к исчезновению нейтронов как свободных частиц.

Поглощающий элемент - элемент ядерного реактора, содержащий материалы - поглотители нейтронов и предназначенный для управления реактивностью реактора.

Поглощенная доза излучения - количество энергии ионизирующего излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела. В системе СИ единицей поглощенной дозы является грей, Гр. 1Гр=1 Дж/кг.

Подземное захоронение - захоронение радиоактивных отходов в герметичных защитных контейнерах на соответствующей глубине под поверхностью земли.

Позитрон - античастица электрона с массой, равной массе электрона, но положительным электрическим зарядом.

Пороговая доза - 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.

Предел дозы - 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).

Предельно допустимая доза - 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.

Природный уран - см. Уран природный.

Продукты деления - нуклиды, образующиеся как в результате ядерного деления, так и в результате радиоактивного распада нуклидов, образовавшихся при ядерном делении.

Промежуточное хранилище - хранилище, в котором временно содержатся под контролем радиоактивные отходы, или отработавшее ядерное топливо.

Промышленный реактор - ядерный реактор, предназначенный главным образом для производства делящихся материалов в промышленном масштабе. Обычно этот термин относится к реакторам для производства плутония.

Протон - 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.

 

Р

 

Рад - внесистемная единица поглощенной дозы излучения. 1рад=0,01 Гр.

Радиационная авария - 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 - 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 - раздел химии, изучающий химические изменения веществ, вызываемые действием ионизирующих излучений.

Радиационный инцидент - событие, при котором происходит облучение в дозах, превышающих установленные пределы для соответствующих категорий лиц.

Радиационный контроль - 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 - вещество, в состав которого входят радионуклиды.

Радиоактивное загрязнение - 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 - самопроизвольное превращение (радиоактивный распад) нестабильного нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

Радиоактивные благородные газы - см. Инертные радиоактивные газы.

Радиоактивные отходы - 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 - цепочка радионуклидов, возникающих последовательно в результате ядерных превращении (например, семейства урана и тория).

Радиоактивный материал - 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 (см. таблицу).

 

Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов

Категория отходов

Удельная активность, кБк/кг

бета-излучающие радионуклиды

альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)

трансурановые радионуклиды

Низкоактивные

менее 103

менее 102

менее 101

Среднеактивные

от 103 до 107

от 102 до 106

от 101 до 105

Высокоактивные

более 107

более 106

более 105

 

Радиоактивный распад - самопроизвольное ядерное превращение.

Радиобиология - область медицины, специализирующаяся на применении ионизирующих излучений для медицинской диагностики и изучении воздействия ионизирующих излучений.

Радиометр - 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 - 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.

Радиотерапия - метод лечения воздействием ионизирующего излучения.

Радиотоксичность - способность радиоактивного вещества оказывать лучевое поражение.

Радиохимический завод - предприятие по переработке отработавшего ядерного топлива.

Радиохимия - раздел химии, изучающий свойства радионуклидов, методы их выделения и концентрирования, применение радионуклидов в различных областях науки и техники.

Радиочувствительность - 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 - 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.

Расширенное воспроизводство ядерного топлива - 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.

• Реактивность - 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 - 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 - 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 - ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.

Реактор-размножитель - быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива.

Реакция деления - см. Ядерное деление

Регулирование ядерного реактора - функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение скорости цепной ядерной реакции.

Регулирующие стержни - подвижный узел реактора, воздействующий на реактивность и используемый для регулирования ядерного реактора. Регулирующие стержни изготавливаются из материала - поглотителя нейтронов.

Рентген - 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 - коротковолновое электромагнитное ионизирующее излучение с длиной волны от 10-7 до 10-12 м, возникающее при взаимодействии заряженных частиц или фотонов с электронами. По свойствам рентгеновское излучение близко к гамма-излучению.

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 - 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.

Сброс радиоактивных веществ (сброс) - 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.

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 - ядерное топливо, состоящее из смеси диоксидов урана и плутония.

Содержание изотопа - относительное количество атомов данного изотопа в смеси изотопов элемента, выраженное в виде доли от всех атомов элемента.

Соматические последствие излучения - нежелательные радиационные последствия воздействия ионизирующих излучений на живой организм, проявляющиеся при его жизни, а не у потомства.

Специальный ядерный материал - 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.

СУЗ - 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 - 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 - 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.

Тело рабочее - среда (теплоноситель), используемая для преобразования тепловой энергии в механическую.

Температурный коэффициент реактивности - 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 - ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного топлива осуществляется на тепловых нейтронах.

Тепловые нейтроны - 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.

Теплоноситель - специальная среда (в зависимости от типа реактора - вода (обычная или тяжелая), газ (СО2, гелий), жидкий металл (натрий, литий или свинец)), 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.

Термоядерный реактор - реактор, в котором осуществляется управляемый термоядерный синтез с целью получения энергии.

Термоядерный синтез - процесс взаимодействия (слияния) легких ядер при высоких температурах с образованием более тяжелого ядра и выделением энергии.

Техногенное облучение - облучение от источников излучений, созданных или образующихся в результате технической деятельности человека.

Технологический канал - 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 - 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 - защитный металлический слой, охватывающий ядерное топливо в тепловыделяющем элементе и предназначенный для удержания радиоактивных продуктов деления и обеспечения механической прочности конструкции.

Торий (Тh) - 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 - 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 - превращение одного нуклида в другой в результате одной или нескольких ядерных реакций (например, см. уран-233).

Транспортный реактор - 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 - класс высокоактивных отходов, в которых преобладают элементы, излучающие альфа-частицы.

Трансурановые элементы - 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) - "Тяжелый" изотоп водорода с атомной массой 3.

Тяжелая вода - 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 - 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 - полная энергия, выделяющаяся в единице массы ядерного топлива при работе ядерного реактора. Обычно выражается в мегаватт-сутках на тонну.

Уран (U) - 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 - 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 - 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 - 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 - минеральные образования с таким содержанием урана, которое обеспечивает экономическую целесообразность его извлечения из руды.

Урановое оксидное топливо - 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 - 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 - горное предприятие по подземной добыче урановой руды.

 

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 - 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

 

Хранение радиоактивных отходов - 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 - установка или специально подготовленная площадка для безопасного хранения или захоронения радиоактивных отходов, на которой предусмотрен контроль.

Хроническое облучение - постоянное или прерывистое облучение в течение длительного времени.

 

Ц

 

Цементирование радиоактивных отходов - кондиционирование жидких или твердых радиоактивных отходов путем смешения их с цементом или цементным раствором и последующим затвердеванием полученной массы.

Цепочка распадов - ряд, в котором каждый радионуклид превращался в следующий в ходе радиоактивного распада до тех пор, пока не образуется стабильный нуклид.

Цепная реакция деления - 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 - 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.

Цирконий - химический элемент (металл), слабо поглощающий тепловые нейтроны. Является основой сплавов, применяемых в ядерном реакторостроении в качестве конструкционных материалов активной зоны.

 

Э

 

Эквивалентная доза излучения - 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 - 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.

Экспозиционная доза - 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 - 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 - 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.

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 - 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 - 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 - 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 - любой исходный материал, специальный ядерный материал и иногда руды и рудные отходы.

Ядерное превращение - превращение одного нуклида в другой.

Ядерный реактор - 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 - превращение атомных ядер, вызванное их взаимодействием с элементарными частицами, или друг с другом и сопровождающееся изменением массы, заряда или энергетического состояния ядер.

Ядерное топливо - 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 - 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 - 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 - 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 - внутренняя энергия атомных ядер, выделяющаяся при ядерном делении или ядерных реакциях.

Ядерный энергетический реактор  - 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 - см. Атомное ядро.

 

© 2010 ФГУП ПО «Маяк»