Проект РУ В-466Б предназначается для болгарской АЭС "Белене". Работы над ним были начаты в 2007 году.

В настоящее время разработана документация на изготовление основного оборудования РУ с длительным циклом изготовления и промежуточный доклад по безопасности. В 2009 году продолжится создание комплектного технического проекта и выполнение ряда НИОКР.

Основой технического задания на В-466Б послужили требования, практически полностью соответствующие требованиям EUR. По применяемым техническим решениям беленский проект ближе всего к В-392 (В-412), который можно считать для него референтным. Но в нём в более полном объёме учитываются требования, повышающие его экономическую эффективность, в том числе, по повышению сроков службы основного оборудования.

Принципиальная компоновка и расположение реактора в бетонной шахте в В-466Б сохранены без изменений по сравнению с В-392 (В-412). В то же время конструкция реактора была модифицирована с целью обеспечить увеличение срока службы.

Так, был увеличен диаметр корпуса, начиная с зоны патрубков и ниже - с 4150 до 4195 мм. Это позволило ограничить флюенс потоков нейтронов с энергией более 0,5 МэВ на корпус величиной менее 4,85×1019 н/см2. При таких условиях становится достижимым 60-летний ресурс работы корпуса при применении улучшенной корпусной стали марки 15Х2НМФА класс 1 с пониженным содержанием никеля.

Для Белене предлагается усовершенствованный привод СУЗ ШЭМ-3 с улучшенными динамическими характеристиками и повышенной надёжностью, срок службы механической части которого увеличен с 20 до 40 лет.

Изменения коснутся и парогенераторов. В них будет применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке и увеличен внутренний диаметр корпуса с 4000 до 4200 мм. Как говорится в докладе ОКБ "Гидропресс", это позволит улучшить циркуляцию в трубном пучке, создать условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей и облегчить доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания. Срок службы беленских парогенераторов составит 60 лет.

Для загрузки в активные зоны реакторов АЭС "Белене" выбраны кассеты ТВСА с уголками жёсткости.

(validation) 1. Процесс определения пригодности продукта или услуги для
удовлетворительного выполнения определенных функций.
L Валидация (аттестация) по своему содержанию шире, чем верификация (проверка), и может
включать более значительный элемент суждения.

2. Подтверждение на основе объективных свидетельств того, что требования,
предназначенные для конкретной цели и использования или применения, выполнены.
См. верификация (проверка).
L Соответствующий статус – ‘валидировано (подтверждено)’.
L Условия применения для целей валидации могут быть реальными или смоделированным

(computer system validation) Процесс
испытаний и оценки интегрированной компьютерной системы (аппаратные
средства и программное обеспечение) с целью обеспечения соблюдения
функциональных, эксплуатационных и интерфейсных требований.

(model validation) Процесс определения адекватности модели
с точки зрения ее соответствия реальной системе, которая моделируется, путем
сверки основанных на данной модели прогнозов с данными наблюдений,
полученными на реальной системе.
L Данный термин, как правило, противопоставляется термину верификация модели, хотя
верификация (проверка) нередко является частью более широкого процесса валидации
(аттестации).
L Относительно степени, в которой может быть произведена валидация модели, имеются
некоторые разногласия, особенно в том, что касается моделирования долгосрочной миграции
радионуклидов из радиоактивных отходов в пунктах захоронения (хранилищах).

(system code validation) Оценка точности значений,
прогнозируемых системным кодом, в сравнении с соответствующими
экспериментальными данными для важных предполагаемых явлений.

(electrostatic belt generator) В самых ранних кон­струкциях ускорителей заряженных частиц в качестве источ­ника высокого напряжения использовались генераторы Ван-де-Граафа, которые и поныне, вследствие простоты конструк­ции и сравнительно высокого генерируемого напряжения, продолжают использовать в лабораторной практике для высоковольтных и ядерных исследований.
Практический предел напряжения, создаваемого таким генератором, — 15 млн. в, а при последовательном соедине­нии двух генераторов —до 25— 30 млн. в. Однако получае­мый от такого генератора электрический ток под нагрузкой обычно не превышает 1 ма (1/1000 а).

Водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением. Мощность реактора - 300МВт.

(Commissioning, entering into operation) 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.

Процесс, во время которого системы и оборудование АС начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту, включающий в себя предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуск и завершающийся сдачей АС в промышленную эксплуатацию.

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

(Light water reactor - LWR) Водо-водяной энергетический реактор, в котором в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода. Самый распространенный тип легководных реакторов российского дизайна.

Ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт. В настоящее время данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии (29 действующих реакторов из 49 ВВЭР), что составляет 6,6% от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов.
Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.
Ядерное топливо — тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих таблетки из двуокиси урана, слабообогащённого по 235-му изотопу.
Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) — изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами (трубками с карбидом бора), а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.
Первым энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 стал пятый блок Нововоронежской АЭС (реакторная установка В-187), запущенный в мае 1980 года. Наиболее распространённой модификацией является серийная реакторная установка В-320. Строительство блоков с ВВЭР-1000 ведётся и в настоящее время.
Создатели реакторов ВВЭР:
научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва)
разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск)
изготовитель: «Ижорские заводы» (г. Санкт-Петербург), до начала 90-х реакторы также изготавливались заводом «Атоммаш» (г. Волгодонск) и компанией Škoda JS (Чехия)

Водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением. Мощность реактора - 1150МВт.

Водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением. Мощность реактора - 1200МВт.

Водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением. Мощность реактора - 440МВт.

Водо-водяной энергетический реактор. Корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем, в котором служит некипящая вода под давлением. Мощность реактора - 640МВт.

dose quantities

dose equivalent quantities

(verification)
1. Процесс определения соответствия качества или характеристик продукта
или услуги тому, что предписывается, предопределяется или требуется.
L Верификация тесно связана с обеспечением качества и контролем качества.
2. Подтверждение на основе объективных свидетельств того, что
установленные требования были выполнены. См. валидация (аттестация).

(probabilistic safety assessment, PSA) Всесторонний, структурированный подход к определению сценариев отказов,
представляющий собой концептуальное и математическое средство для получения
численных оценок риска.
L Общепризнанными являются три уровня вероятностного анализа безопасности. Уровень 1
предусматривает оценку отказов станции, ведущую к определению частоты повреждения
активной зоны. Уровень 2 включает оценку реакции защитной оболочки (контейнмента),
ведущую, наряду с результатами уровня 1, к определению частоты повреждения защитной
оболочки и частоты выброса в окружающую среду определенного процента общего
количества радионуклидов активной зоны реактора. Уровень 3 включает оценку последствий
за пределами площадки, ведущую, наряду с результатами оценки уровня 2, к оценкам рисков
для населения.

(probabilistic analysis) Часто используется в качестве синонима термина стохастический анализ {stochastic
analysis}. Однако, строго говоря, прилагательное стохастический определенным образом
подразумевает наличие случайности (или по меньшей мере кажущейся случайности), тогда
как прилагательное вероятностный прямо указывает на вероятность и поэтому имеет лишь
косвенное отношение к случайности. Следовательно, в связи с природным событием или
природным процессом, по-видимому, будет более правильным применять прилагательное
стохастический (как в случае, например, стохастического эффекта), в то время как
прилагательное вероятностный будет более подходящим для применения в отношении
математического анализа стохастических событий или процессов и их последствий (такой
анализ будет, строго говоря, стохастическим только в том случае, если собственно
аналитический метод включает элемент случайности, например, анализ методом
Монте-Карло).

(probabilistic safety assessment, PSA) Всесторонний, структурированный подход к определению сценариев отказов,
представляющий собой концептуальное и математическое средство для получения
численных оценок риска.
L Общепризнанными являются три уровня вероятностного анализа безопасности. Уровень 1
предусматривает оценку отказов станции, ведущую к определению частоты повреждения
активной зоны. Уровень 2 включает оценку реакции защитной оболочки (контейнмента),
ведущую, наряду с результатами уровня 1, к определению частоты повреждения защитной
оболочки и частоты выброса в окружающую среду определенного процента общего
количества радионуклидов активной зоны реактора. Уровень 3 включает оценку последствий
за пределами площадки, ведущую, наряду с результатами оценки уровня 2, к оценкам рисков
для населения.

(radiation weighting factor, wR)
Значение, на которое умножается поглощенная доза в ткани или органе, для учета относительной биологической эффективности излучения с точки зрения
индуцирования стохастических эффектов при малых дозах, результатом чего является значение эквивалентной дозы.
L Значения определены Международной комиссией по радиологической защите в качестве репрезентативных применительно к соответствующей относительной биологической эффективности и хорошо совместимых со значениями, ранее рекомендованными для коэффициентов качества и использованными в определении эквивалента дозы. Значения весового множителя излучения, рекомендованные Международной комиссией по радиологической защите, приводятся ниже:
Вид излучения (wR)
Фотоны любых энергий (1)
Электроны и мюоны любых энергий (1)
Нейтроны с энергией:
<10 кэВ (5)
10 кэВ - 100 кэВ (10)
> 100 кэВ - 2 МэВ (20)
> 2 МэВ - 20 МэВ (10)
> 20 МэВ (5)
Протоны, кроме протонов отдачи, с энергией > 2 МэВ (5)
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра (20)

(mutual nuclear deterrence) Такое состояние ядерных потенциалов сторон, при котором у каждой из них устраняются побудительные мотивы к развязыванию ядерного конфликта (ядерной войны), исходя из неприемлемых для себя последствий в результате ответных действий другой стороны

(elementary particle interaction) Свойства элементарных частиц проявляются в процессе их взаимодействия. Если не считать сил тяготения, которые играют существенную роль толь­ко в присутствии очень больших масс, известны три вида взаимодействия элементарных частиц: электромагнитное, сильное и слабое.
Несмотря на великое многообразие электро­магнитных явлений все они определяются взаимодействием электрических зарядов. Сюда от­носятся и все явления, связанные с излучением и поглощением электромагнитных волн. Главным дей­ствующим лицом ответственным за самую возмож­ность таких взаимодействий — посредником, кото­рым непрерывно как бы обмениваются между собой заряженные частицы, является фотон — квант энер­гии электромагнитного излучения. Этот вид взаимо­действия примерно в 100 раз слабее сильных взаимо­действий ядер и элементарных частиц.
Понятие сильное взаимодействие появилось после того, как раскрылась тайна внут­ренней структуры ядра атома, состоящего из заря­женных протонов и не несущих никакого заряда нейтронов. Именно сильные взаимодействия соеди­няют и с огромной силой удерживают нуклоны в ядре атома. Эти силы в отличие от электромагнит­ных характеризуются очень малым радиусом дейст­вия. Они резко обрываются на расстоянии около двух диаметров ядра атома. В основе ядерных сил лежит процесс испускания и поглощения пи-мезо­нов, которыми непрерывно обмениваются взаимодей­ствующие между собой нуклоны ядра — протоны и нейтроны. Помимо этого, сильные взаимодействия проявляются при столкновениях частиц, обладаю­щих высокой энергией, в процессе которых за счет части энергии этих частиц рождаются мезоны, ги­пероны и многие другие элементарные частицы.
Однако существуют еще и соударения элементар­ных частиц, обусловленные слабым взаимо­действием. Они зачастую остаются незамет­ными в «океане» сильных и даже электромагнитных взаимодействий. Речь идет о многочисленных само­произвольных распадах — «тихих» превращениях различных элементарных частиц, которые в прин­ципе ничего общего между собой могли не иметь, например, бета-распад нуклонов (протона или нейт­рона), распад мю- и пи-мезонов, захват мю-мезона нуклоном и распады и превращения других частиц.
Процессы, вызванные слабыми взаимодействиями, часто называют медленными, так как их время отно­сительно велико, хотя в ряде случаев оно может длиться всего миллионные доли секунды. За это время, например, распадается мю-мезон. В мире элементарных частиц такой промежуток времени действительно весьма продолжителен, поскольку для сильных взаимодействий характерны процессы, для­щиеся 10~23 сек. Это взаимодействие в десятки миллио­нов раз слабее сильного и в миллиарды раз слабее электромагнитного, хотя соответственно намного сильнее гравитационного взаимодействия.
Носителем слабых взаимодействий является пока еще остающаяся очень загадочной нейтраль­ная частица — нейтрино, не несущая никакого заряда и к тому же не имеющая массы покоя. Она может существовать только в движении со ско­ростью, очень близкой к скорости света, наподобие фотона, несущего квант электромагнитной энергии. Самое удивительное в этой частице — ее поистине потрясающая проникающая способность. Она может беспрепятственно пролететь, не вступая ни в какие взаимодействия с частицами вещества, сквозь чу­гунную плиту толщиной, в несколько миллиардов раз превышающей расстояние от Земли до Солнца!
Потребовалось около 25 лет, чтобы доказать су­ществование этой частицы. Собственно говоря, уче­ные зарегистрировали не само нейтрино, а противо­положную ему частицу — антинейтрино, точнее, след его взаимодействия с другими частицами. Трудно представить себе, чем отличается эта нейтральная частица от своего нейтрального же двойника, по­скольку обе они не несут никаких электрических зарядов и имеют одинаковые массы. Однако это все же разные частицы. Одно нейтрино — электронное, другое — мюонное (мю-мезонное). Электронное нейтрино участвует во всех взаимодействиях, в ко­торых рождается или исчезает электрон, а мюон­ное — только в паре с мю-мезоном.
Самое важное при всех взаимодействиях частиц заключается в том, что масса и энергия никогда не создаются и не исчезают. Общее количество массы и энергии, которое вступает в реакцию, равно обще­му количеству массы и энергии, которое остается после реакции (см. Нейтрино).

(interacting event)
Событие или последовательность связанных событий, которые, взаимодействуя
с установкой, воздействуют на персонал площадки или узлы, важные для
безопасности, так, что это может неблагоприятно влиять на безопасность.

(tissue weighting factor, wT)
См. тканевый весовой множитель (взвешивающий коэффициент)

(surface sampling) Поиск возможного радиоактивного загрязнения на поверхностях оборудования, приборов и др., заключающийся в том, что исследуемая поверхность вытирается влажной пористой тканью с последующим измерением радиоактивности этой ткани.

(failure mode)
То, каким образом или в каком состоянии конструкция, система или элемент
выходят из строя.

(type of nuclear materials) ядерные материалы, изотопный состав которых находится в некоторой заданной области. Виды ядерных материалов устанавливаются регламентирующими документами органа управления использованием атомной энергии, осуществляющим учет и контроль ядерных материалов на федеральном уровне

(types of exposure)
См. облучение, виды.

(Visual Monitoring) – Контроль, осуществляемый
зрительно, в том числе с помощью оптических приборов или технических
средств.

Необычному для России направлению - водяным кипящим реакторам малой мощности - был посвящён доклад, подготовленный коллективом автором из НИИАР, ОКБ "Гидропресс" и "Ижорских заводов" (докладчик - Александр Курский, НИИАР).
На основе водяных кипящих технологий возможно создать линейку, которая удовлетворяла бы требованиям к мощностному ряду в любом регионе страны. Малая мощность и уникальная установка подавления активности (УПАК), обкатанная на реакторе ВК-50 в Димитровграде, позволяют размещать АТЭЦ с водяными кипящими реакторами вблизи потребителя.
В водяных кипящих аппаратах отсутствуют термические и радиационные условия ухудшения свойств материалов и проблемы с "хрупкой прочностью" корпуса реактора (в кипящих реакторах - низкие температуры, малые флюенсы и повреждающие дозы). Это позволяет говорить о сверхдлинных сроках эксплуатации - вплоть до 100 лет.
Корпусной кипящий реактор обладает простым, пассивным и надёжным способом охлаждения активной зоны на основе естественной циркуляции. У него хорошие свойства саморегулирования за счёт отрицательных эффектов реактивности, низкое содержание радиоактивных продуктов в теплоносителе и отложениях.
Есть и ряд других преимуществ, отмеченных в выступлении. Так, газообразные продукты деления и продукты радиолиза можно непрерывно удалять из реактора в систему УПАК. Коррозионная стойкость конструкционных материалов высока, причём для достижения этого не требуются сложные ВХР. Рабочее давление до 7 МПа обеспечивает малое истечение теплоносителя при нарушениях нормальной эксплуатации.
"Япония и США, проектируя и сооружая одноконтурные РУ с принудительной циркуляцией теплоносителя (АBWR, ESBWR) для АЭС больших мощностей, активно разрабатывают проекты ККР с ЕЦ для тепло-электроснабжения ряда стран, используя в том числе опыт эксплуатации российской РУ ВК-50", - говорится в докладе.
В выступлении представлены основные характеристики реактора ВК-100, который предлагается разработать на основе ВК-50, имеющего 45-летний (а в перспективе, и 60-летний) опыт работы в НИИАР. Новый реактор может иметь мощность 120 МВт(эл.), компанию 2 года, обогащение 5%, глубину выгорания топлива - до 45 МВт×сут/кг.
Использование известных и отработанных на ВК-50 технических решений должно положительно сказаться на экономических характеристиках предлагаемого к разработке реактора ВК-100. Его стоимость за установленный киловатт авторы доклада оценивают как 1800-2100 долларов, а срок окупаемости без учёта дисконтирования - от 7 до 9,5 лет. Срок строительства блока с ВК-100 составит 2-3 года.

(Tampering, intervention) Преднамеренное, несанкционированное
и незаявленное вмешательство в целях физического вывода из строя
какого-либо устройства, обеспечивающего безопасность и сохранность.

(sudden failure) Отказ, характеризующийся скачкообразным изменением значений одного или нескольких параметров объекта.

(External exposure) облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

(external event)
События, не связанные с эксплуатацией установки или осуществлением
определенной деятельности, которые могут влиять на безопасность установки или
деятельность.
L Типичные примеры внешних событий в случае ядерных установок включают землетрясения,
торнадо, цунами и падения летательных аппаратов.

(External electric supply) электроснабжение и связанные с ним устройства от внешнего, не зависимого от АС, источника питания.

(Foreign economic activity) внешнеторговая, инвестиционная и иная деятельность, включая производственную кооперацию, в области международного обмена товарами, информацией, работами, услугами,
результатами интеллектуальной деятельности (правами на них)

(nonlocal consequences) радиационное воздействие АС на территории за пределами площадки станции.

(design basis external events)
См. проектные внешние события.

(outside intruder) нарушитель из числа лиц, не имеющих права доступа в защищенную зону

(interregional electricity transfer) максимально возможная по системным ограничениям величина сальдо перетоков электрической энергии (мощности) в определенную зону

(External electricity (power output) flow) максимально возможная по системным ограничениям величина сальдо перетоков электрической энергии (мощности) в определенную зону

(external zone)
Зона, непосредственно окружающая территорию предполагаемой площадки, в
которой распределение и плотность населения, а также использование земли и воды
рассматриваются с точки зрения их воздействия на возможное осуществление
аварийных мероприятий.
L Термин употребляется в контексте выбора площадки установок.
L Это – зона, которая становится аварийной зоной, когда на ней размещена установка.

(Internal exposure) Облучение тела от находящихся или попавших внутрь источников ионизирующего излучения.

(local consequences) Последствия события на АЭС (на самой станции) — рассматривается распространение радиоактивных продуктов на площадках АС.

(Inherent reactor safety) Cвойства ядерного реактора, которые обеспечивают его самоглушение и охлаждение при любых аварийных ситуациях.

(electricity cost subsidy) занижение тарифов на поставляемую электроэнергию по сравнению с их экономически обоснованным уровнем для таких категорий потребителей, как население, бюджетные организации (в части регионов), сельскохозяйственные производители (в части регионов). При этом субсидирование финансируется за счет повышения тарифа на поставляемую электроэнергию для всех остальных категорий потребителей (в основном для промышленных потребителей).

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

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

(hydrogen) Cамый легкий, простейший и самый распространенный из всех химических элементов в природе, составляющий около 93% всего вещества Вселенной по объему и 76% по весу. И только 3% приходится на долю гелия и немногим больше 1% — на все остальные элементы: углерод, железо, сви­нец, уран и другие.
Атом водорода состоит всего из двух элементар­ных частиц: положительно заряженного протона и вращающегося вокруг него отрицательно заряжен­ного электрона.
Водород при нормальных условиях — газ. Как и у большинства других газов, его молекула состоит из двух атомов. Электронная связь, с помощью ко­торой они соединены в молекулу, — одна из самых прочных и важнейших связей в природе. Чтобы перевести водород в атомарное состояние, т. е. ра­зорвать его молекулу на два отдельных атома, необходимо затратить определенное (и довольно значительное) количество энергии.
Практически известны два устойчивых изотопа водорода: легкий водород (}Н), называемый протием и составляющий 99,98% этого элемента, и тяжелый водород (^Н) — дейтерий, количество которого не превышает 0,015%. Массы этих изотопов соответст­венно равны 1,008 и 2,015 а.е.м.
В результате непрерывной бомбардировки космиче­скими частицами в атмосфере Земли обнаруживаются ничтожно малые количества радиоактивного изото­па водорода, испускающего только бета-частицы,— трития ЦЩг период полураспада которого равен 12,3 года. В сколько-нибудь ощутимых количествах этот изотоп можно получить только искусственным путем — в ускорителях, бомбардируя потоком тя­желых частиц (протонами и дейтронами) дейтерий и бериллий, или же в ядерных реакторах, облучая потоком нейтронов ядра атомов лития-6. Поглотив нейтрон, литий-6 распадается на два осколка: ядро атома гелия-4 (альфа-частицу) и ядро атома трития.
Из всех газов водород обладает наибольшей тепло­проводностью, в силу чего он нашел широкое при­менение в технике и производстве, а успехи физики низких температур позволили использовать сжижен­ный водород в самых разнообразных областях на­учных исследований.

hydrogen energy

(water stability, resistance) способность компаунда (упаковки) сохранять свои свойства и удерживать включённые в него радионуклиды при контакте с водой.

(military security) Составная часть национальной безопасности, характеризующая состояние защищенности личности, общества и государства от внешних и внутренних военных угроз

действие излучения, которое сопровождается поглощением энергии и возникновением возбуждения и ионизации атомом облучаемых тканей живого организма. Различные виды излучения обладают разными количествами энергии и разной проникающей способностью, поэтому они оказывают неодинаковое воздействие на ткани живого организма, состоящие в основном из легких элементов (Н, С, N. О)

(nominal compensation) денежная сумма, присуждаемая к уплате судом, в качестве признания нарушения контракта, даже если фактически ущерб нанесен не был

(factual compensation) присужденное судом возмещение фактически причиненного ущерба, размер которого не определен договорными отношениями сторон.

(near miss)
См. событие, близкое к аварийной ситуации (возможное, но реально не
случившееся событие)

(Traveling Wave Reactor)

Полная вместимость 1350 брт. Размерения 71.4 х 9.7 х 5.7 м. ГЭУ 800 л.с. Вооружение: 4 х 76.2-мм, 6 х 20-мм.
Бывший танкер пароходства "Касптанкер". Построен в 1903 г. Мобилизован 14.07.1943 г., переоборудован в несамоходную зенитную батарею и 7.10.1943 г. включен в состав Каспийской флотилии. 24.11.1943 г. разоружен и переформирован в плавсредство.

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

(volt-amper, v-a) Единица полной мощности электрического тока, определяемой произведением действующего значения силы тока в электрической цепи на напряжение на её зажимах.

(Reproducibility of meаsurements) Повторяемость результатов измерений при выполнении измерений в одинаковых условиях.

(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).

(Fertile material) материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.

(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.

(corrective maintenance)
См. техническое обслуживание.

(remediation)
Любые мероприятия, которые могут проводиться в целях снижения
радиационного облучения, вызываемого имеющимся радиоактивным загрязнением,
посредством мер, применяемых в отношении собственно радиоактивного загрязнения
(источника) или путей поступления облучения к людям.
L Полное удаление радиоактивного загрязнения здесь не подразумевается.
L Применяется также менее официальный термин ‘очистка’. В таком случае его следует
употреблять с тем же самым значением, что и термин восстановительные мероприятия, не
пытаясь придавать другого значения.
L Термины реабилитация {rehabilitation} и восстановление {restoration} можно понимать в том
смысле, что условия, которые существовали до радиоактивного загрязнения, могут быть
достигнуты снова, что обычно не представляется возможным (например, вследствие
воздействия самих восстановительных мер). Их использование не рекомендуется.
L См. дезактивация.

(remedial action)
Меры, принимаемые в случае превышения указанного уровня действий в
ситуации вмешательства, связанной с хроническим облучением, в целях снижения доз
излучения, которые могли бы быть получены без принятия этих мер. (Из [1].)
L Восстановительные меры можно рассматривать также как долгосрочные защитные меры,
однако долгосрочные защитные меры – это не обязательно восстановительные меры.
L См. также защитная мера и коренная причина.

(restoration)
См. восстановительные мероприятия.

Соглашение ВОУ-НОУ заключено в 1993 году и является международной инициативой в области "реального" разоружения: соглашение предусматривает необратимую переработку российского оружейного урана в топливо для атомных электростанций США. Соглашение рассчитано на 20 лет - до 2013 года, и предусматривает переработку 500 тонн оружейного урана, что соответствует 20 000 уничтоженных ядерных боеголовок. Соглашение реализуется через систему контрактов, доходы от которых полностью поступают в бюджет РФ. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Исполнительным органом Российской Федерации по выполнению Соглашения является Росатом, его агентом по поставкам урана на мировой рынок в рамках Соглашения выступает ОАО "Техснабэкспорт".

(temporary relocation)
См. переселение.

(transient population groups) Лица из населения, которые проживают в течение короткого периода времени
(порядка нескольких дней или недель) в данном месте (таком, как площадка для
кемпинга), которое может быть определено заранее. Сюда не включаются лица из
населения, которые могут находиться проездом на данной территории.

(response time)
Время, необходимое для достижения элементом определенного состояния на
выходе после получения сигнала, обусловливающего переход к этому состоянию на
выходе.
! Следует иметь в виду, что это не имеет никакого отношения к аварийному реагированию.

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

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

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.

(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.

(secondary limit)
См. предел.

Secondary containment

Высокотемпературный реактор

(siting) Процесс выбора подходящей площадки для установки, включающий
надлежащую оценку и определение соответствующих проектных основ.
Процесс выбора площадки для ядерной установки в целом состоит из стадий обследования и
отбора площадки. Обследование площадок – это процесс выявления площадок-кандидатов
для ядерной установки после изучения большого района и отклонения непригодных
участков. Отбор площадки – это процесс оценки оставшихся площадок путем их
скрининговой оценки и сравнения на основе соображений безопасности и с учетом других
факторов с целью выбора одной или нескольких предпочтительных площадок-кандидатов.
См. также оценка площадки.
L Процесс выбора площадки пункта захоронения (хранилища) особенно важен с точки зрения
его долгосрочной безопасности; он, следовательно, может быть весьма широким процессом и
подразделяется на следующие стадии:
— выработка концепции и планирование;
— обследование территории;
— характеризация площадки;
— подтверждение пригодности площадки.

(radioactive release)

(clearance)
Результирующий эффект биологических процессов, посредством которых
радионуклиды выводятся из ткани, органа или участка тела.
L Скорость выведения (из организма) {clearance rate} – это скорость, с которой происходит
этот процесс.

Вывод реакторной установки из эксплуатации, а также последующие действия по обеспечению ее безопасного демонтажа, утилизации оборудования и дальнейшего использования площадки

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

(nuclear fuel burnup) снижение концентрации любого нуклида в ядерном топливе вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.

(burnable absorber)
Поглотитель нейтронов, используемый для регулирования реактивности,
который характеризуется способностью истощаться за счет поглощения нейтронов.

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

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

(storage of liquid radioactive waste) хранение ЖРО с целью снижения радиоактивности и тепловыделения за счёт распада короткоживущих радионуклидов.

(spent nuclear fuel storage) Время, исчисляемое с момента прекращения цепной реакции в ядерном топливе.

(radioactive waste storage) Хранение радиоактивных отходов для уменьшения их активности за счет естественного распада радионуклидов.

(reactor shutdown) Быстрое уменьшение мощности реактора; может быть преднамеренным или произойти в результате срабатывания системы аварийной защиты.

(fallout) Осаждение радиоактивных веществ, находившихся в воздухе, на поверхность земли.

(disposition, fallout of radioactive waste)Осаждение на поверхность земли радиоактивных веществ, образовавшихся в результате взрыва ядерного устройства или в результате их случайного выброса из этого устройства.

Наиболее распространенный метод уменьшения объема подлежащих захоронению высокоактивных жидких отходов; производится как в выпарных аппаратах, так и непосредственно в емкостях, куда они сбрасываются на хранение

(Electricity generation) Количество энергии, вырабатываемой в реакторе на 1 кг загруженного топлива; определяется содержанием делящегося изотопа в топливе и глубиной выгорания.

(neutron flux flattening)
Получение приблизительно равномерной плотности потока нейтронов в активной зоне реактора, например, путем введения поглотителей нейтронов или ядерного топлива с малым содержанием делящихся материалов.

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.

Чрезвычайно радиоактивные продукты деления и трансурановые элементы (обычно отличные от плутония), образующиеся во время эксплуатации реактора и содержащиеся в отработанном топливе. Их можно отделить путем переработки отработанного топлива и остекловать для долговременного хранения, или содержащее их отработанное топливо может считаться высокорадиоактивными отходами.

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

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

high temperature reactors
Ядерный реактор, технологические и конструктивные особенности которого позволяют получить температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, считающуюся высокой для данного теплоносителя в настоящий момент времени

Метод уменьшения массы отработавшего топлива, основанный на том, что (microwave sublimation, baking) высокочастотные электромагнитные поля вызывают колебания молекул топлива, в результате которых за счет трения выделяется тепло, приводящее к испарению воды.

(gap release)
Выход, в частности в активной зоне реактора, продуктов деления из зазора
стержневого тепловыделяющего элемента, который происходит немедленно после
разрушения оболочки тепловыделяющих элементов и является первым радиационным
признаком повреждения топлива или отказа тепловыделяющего элемента.

(Outgoing inspection of a nuclear material) аппаратурный контроль ядерного
материала при отправке его в другую зону баланса материалов, на другой ядерный объект

(computational model)
См. модель.