核科學(xué)技術(shù)術(shù)語 第2部分：裂變反應(yīng)堆（GB/T 4960.2-1996）

1主題內(nèi)容與適用范圍 　　本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了裂變反應(yīng)堆領(lǐng)域有關(guān)的術(shù)語及其定義。 　　本標(biāo)準(zhǔn)適用于裂變反應(yīng)堆領(lǐng)域內(nèi)編制標(biāo)準(zhǔn)，編寫標(biāo)準(zhǔn)和技術(shù)文件，翻譯文獻(xiàn)及國內(nèi)國際技術(shù)交流等。 　　2反應(yīng)堆堆型 　　2.1(核)反應(yīng)堆(nuclear) reactor 　　能維持可控自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)的裝置。 　　注：更廣泛的意義上講，反應(yīng)堆這一術(shù)語應(yīng)租蓋裂變堆、聚變堆、裂變聚變混合堆，但一般情況下僅指裂變堆。本標(biāo)準(zhǔn)中，反應(yīng)堆系指裂變反應(yīng)堆。 　　2.2動力(反應(yīng))堆power reactor 　　用于發(fā)電、推進(jìn)和供熱等用途的反應(yīng)堆。 　　2.3供熱(反應(yīng))堆heating reactor 　　用于向居民和‘或)工業(yè)設(shè)施等供熱的反應(yīng)堆。 　　2.4研究(反應(yīng))堆research reactor 　　主要作基礎(chǔ)研究或應(yīng)用研究用的反應(yīng)堆，例如： 　　a.高通量反應(yīng)堆； 　　b.脈沖反應(yīng)堆； 　　c.材料試驗反應(yīng)堆； 　　d.零功率反應(yīng)堆。 　　2.5生產(chǎn)(反應(yīng))堆production reactor 　　主要用于生產(chǎn)易裂變材料的反應(yīng)堆。除另有說明外，通常指生產(chǎn)懷的反應(yīng)堆。 　　2.6增殖(反應(yīng))堆breeder reactor 　　轉(zhuǎn)換比大于1的反應(yīng)堆。 　　2.7空間反應(yīng)堆space reactor 　　將核裂變反應(yīng)產(chǎn)生的能量轉(zhuǎn)換成電能作為航天飛行器電源的一種核反應(yīng)堆。 　　2.8微型中子源反應(yīng)堆miniature neutron source reactor 　　用高濃金屬鈾作燃料元件，金屬鐵作反射層.輕水慢化，自然對流冷卻的一種作中子源用袖珍式核反應(yīng)堆，可用于中子活化分析及少量研究用短壽命示蹤同位素的制備。 　　2.9零功率(反應(yīng))堆zero-power reactor； zero-energy reactor 　　臨界裝置critical assembly 　　設(shè)計在極低功率下運行，不需要專門設(shè)置冷卻劑系統(tǒng)的反應(yīng)堆。 　　2.10脈沖(反應(yīng))堆pulsed reactor 　　用于產(chǎn)生短持續(xù)時間強中子脈沖的反應(yīng)堆。 　　2.11實驗(反應(yīng))堆experimental reactor 　　主要為取得設(shè)計或研制一座反應(yīng)堆或一種堆型所需的堆物理或堆工程數(shù)據(jù)而運行的反應(yīng)堆。 　　2.12示范(反應(yīng))堆demonstration reactor 　　為證明某種反應(yīng)堆在技術(shù)上的可行性和研究其經(jīng)濟(jì)潛力而設(shè)計的反應(yīng)堆。 　　2.13 原型(反應(yīng))堆prototype reactor 　　基本設(shè)計相同的系列中的第一個反應(yīng)堆有時用于指主要特點與最終系列相同但規(guī)模較小的反應(yīng)堆。 　　2.14商用(反應(yīng))堆commercial reactor 　　用于商業(yè)目的(如供電、供熱、海水淡化等)的反應(yīng)堆。一般說，商用堆是技術(shù)上比較成熟的反應(yīng)堆。 　　2.15重水(反應(yīng))堆heavy-water reactor(HWR) 　　以重水(DSO)作慢化劑的反應(yīng)堆。 　　2.16輕水(反應(yīng))堆light-water reactor (LWR) 　　以水或汽水混合物作反應(yīng)堆冷卻劑和慢化劑的反應(yīng)堆。 　　2.17沸水(反應(yīng))堆boiling water reactor (BWR) 　　主要通過反應(yīng)堆冷卻劑(水)的汽化導(dǎo)出堆內(nèi)釋熱的反應(yīng)堆。 　　2.18壓水(反應(yīng))堆pressurized water reactor (PWR) 　　反應(yīng)堆冷卻劑水保持在不發(fā)生整體沸騰的壓力之下運行的反應(yīng)堆。 　　2.19壓力管式(反應(yīng))堆pressure tube reactor(PTR) 　　反應(yīng)堆冷卻劑在承受冷卻劑壓力的多個管道內(nèi)流過的反應(yīng)堆。 　　2.20游泳池(反應(yīng))堆swimming pool reactor 　　燃料元件浸在水池中而水既作慢化劑也作冷卻劑和生物屏蔽用的反應(yīng)堆。 　　2.21液態(tài)金屬冷卻(反應(yīng))堆liquid metal cooled reactor 　　以液態(tài)金屬作反應(yīng)堆冷卻劑的反應(yīng)堆。 　　2.22氣冷(反應(yīng))堆gas-cooled reactor (GCR) 　　以氣體作反應(yīng)堆冷卻劑的反應(yīng)堆。 　　2.23高通量(反應(yīng))堆high-flux reactor 　　通常指熱中子通量密度大于 1014cm-2·s-1的反應(yīng)堆。 　　2.24一體化(反應(yīng))堆integral reactor 　　一次冷卻劑回路和二次冷卻劑回路之間的熱交換器裝在反應(yīng)堆容器內(nèi)的反應(yīng)堆。 　　2.25高溫氣冷(反應(yīng))堆high-temperature gas-cooled reactor(HTGR) 　　采用包覆顆粒燃料，石墨作為慢化劑和堆芯結(jié)構(gòu)材料，惰性氣體作為反應(yīng)堆冷卻劑，且出口溫度高的反應(yīng)堆。 　　3反應(yīng)堆本體及物理、熱工 　　3.1物項item 　　材料、零件、部件、系統(tǒng)、構(gòu)筑物以及計算機軟件的通稱。 　　3.2反應(yīng)堆容器reactor vessel 　　包容反應(yīng)堆堆芯的主容器。 　　3.3反應(yīng)堆壓力容器reactor pressure vessel (RPV) 　　承受一定運行壓力的反應(yīng)堆容器。 　　3.4排管容器calandria 　　一種具有若干內(nèi)部管道或通道的密閉的反應(yīng)堆容器。這些管道或通道的設(shè)計應(yīng)能使液態(tài)慢化劑與冷卻劑隔開，為輻照裝置提供空間或容納壓力管。 　　3.5(反應(yīng)堆)堆芯(reactor) core 　　反應(yīng)堆內(nèi)能進(jìn)行鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)的區(qū)域。 　　3.6轉(zhuǎn)換區(qū)blanket 　　為轉(zhuǎn)換目的而在堆芯周圍或內(nèi)部放置可轉(zhuǎn)換材料的區(qū)域。 　　3.7再生區(qū)；增殖區(qū)breeding region 　　增殖堆中放置可轉(zhuǎn)換材料的區(qū)域。 　　3.8熔化堆芯收集器melting core catcher 　　用于某些反應(yīng)堆的一種專設(shè)安全裝置。它安裝于堆芯結(jié)構(gòu)下部，專用于在堆芯發(fā)生熔化事故時收集流落的熔融燃料和材料。 　　3.9燃料元件fuel element 　　反應(yīng)堆內(nèi)以核燃料作為主要成分的結(jié)構(gòu)上獨立的最小構(gòu)件，它的具體形狀有棒狀、板狀和球狀等。 　　3.10燃料組件fuel assembly 　　組裝在一起并且在堆芯裝料和卸料過程中不拆開的一組燃料元件。 　　3.11增殖元件breeder element 　　增殖堆中以可轉(zhuǎn)換材料為主要成分的結(jié)構(gòu)上獨立的最小的構(gòu)件。 　　3.12增殖組件breeder assembly 　　組裝在一起并且在反應(yīng)堆裝料和卸料過程中不拆開的一組增殖元件。 　　3.13燃料相關(guān)組件fuel associated assembly 　　控制棒組件、中子源組件、可燃毒物組件和阻力塞組件的統(tǒng)稱。 　　3.14控制棒control rod 　　反應(yīng)堆內(nèi)用于控制反應(yīng)性的可動部件，有時也叫控制棒組件。 　　3.15調(diào)節(jié)棒regulating rod 　　用于微調(diào)或精調(diào)反應(yīng)性的可動部件。 　　3.16補償棒shim rod 　　補償反應(yīng)性和中子通量密度分布的長期變化的可動部件。 　　3.17安全棒safety rod 　　為緊急停堆提供負(fù)反應(yīng)性貯備的控制棒。 　　3.18阻力塞組件thimble plug assembly 　　在不播控制棒、可燃毒物和中子源的燃料組件內(nèi)，為限制導(dǎo)向管旁流而設(shè)置的組件。 　　3.19可燃毒物組件burnable poison assembly 　　含有可燃毒物、具有補償部分剩余反應(yīng)性作用的固定式組件。 　　3.20中子源neutron source 　　能發(fā)射中子的裝置或物質(zhì)。 　　3.21啟動中子源neutron source 　　反應(yīng)堆由次臨界向臨界接近的過程中，為了增加中子通量密度使之易于測量而置于堆內(nèi)的中子源 。 　　3.22中子源組件neutron source assembly 　　在反應(yīng)堆堆芯中用于直接或經(jīng)輻照后發(fā)射中子的組件 　　3.23堆內(nèi)構(gòu)件reactor internals 　　在反應(yīng)堆容器內(nèi)，除燃料組件、燃料相關(guān)組件及增殖組件以外的所有其他構(gòu)件的統(tǒng)稱。 　　3.24堆芯柵板core grid 　　位于堆芯端部，使燃料組件和堆內(nèi)中子探測器定位的柵板。常分為堆芯上柵板和堆芯下柵板。 　　3.25反應(yīng)堆柵格reactor lattice 　　在非均勻堆中，按照某種有規(guī)則的圖形布置的燃料和其他材料的陣列。 　　3.26柵元cell 　　反應(yīng)堆各柵格中具有相同材料組成和幾何形狀的單元。 　　3.27(堆芯)吊籃(core) barrel 　　反應(yīng)堆內(nèi)盛放堆芯的帶法蘭的圓筒。 　　3.28中子屏蔽體neutron shield pads 　　為減少從堆芯到反應(yīng)堆容器內(nèi)壁局部區(qū)域的快中子和Y射線輻射而設(shè)置的屏蔽體口。 　　3.29 控制棒驅(qū)動機構(gòu) control rod drive mechanism (CRDM) 　　升降或保持控制棒在一定位置用以實現(xiàn)反應(yīng)堆啟動、反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)或停堆的裝置。 　　3.30控制棒導(dǎo)向管control rod guide tube 　　組裝在燃料組件中為控制棒運動提供導(dǎo)向和緩沖的管件。 　　3.31(控制棒驅(qū)動機構(gòu))耐壓殼pressure housing 　　控制棒驅(qū)動機構(gòu)中承受反應(yīng)堆冷卻劑壓力的密封容器。它由密封殼和驅(qū)動軸行程套管兩部分組。成 　　3.32中子吸收體〔劑〕neutron absorber 　　顯著地或主要地與中子反應(yīng)，結(jié)果使中子不再呈現(xiàn)為自由粒子且不另外產(chǎn)生中子的材料或物體。 　　3.33可然毒物burnable poison 　　放入反應(yīng)堆內(nèi)通過其逐漸嫩耗來補償反應(yīng)性長期緩慢變化的中子吸收體。 　　3.34可溶毒物soluble poison 　　可溶于反應(yīng)堆冷卻劑中的中子吸收劑 　　3.35慢化劑moderator 　　通過散射使中子能量降低而無明顯俘獲的材料 　　3.36輻照孔道iradiation channel 　　利用反應(yīng)堆進(jìn)行輻照的孔道。 　　3.37輻照裝置irradiation rig 　　利用反應(yīng)堆進(jìn)行輻照試驗或生產(chǎn)的裝置。在進(jìn)行輻照時該裝置裝有被輻照材料及測量(或控制)輻照條件的儀器設(shè)備。 　　3.38反射層reflector 　　將從堆芯逃脫的中子部分地散射回堆芯的物體。 　　3.39輻照監(jiān)督管irradiation surveilance capsule 　　設(shè)置在反應(yīng)堆容器內(nèi)，裝有與被監(jiān)督容器材質(zhì)相同的材料，用以監(jiān)測輻照對反應(yīng)堆容器材質(zhì)影響的承壓密封管 　　3.40跑兔rabbit；shuttle 　　內(nèi)裝輻照樣品的小容器。該容器由氣壓或液壓驅(qū)動通過管道由實驗室快速送至核反應(yīng)堆使樣品接受輻照，輻照后又迅速返回實驗室。 　　3.41一次屏蔽體primary shield 　　圍繞堆芯所設(shè)置的屏蔽體，其主要作用是把來自堆本體的輻射在停堆時減弱到檢修人員能在其附近進(jìn)行必要的維修，運行時減弱到與反應(yīng)堆冷卻劑出口母管輻射水平相當(dāng)，以防止有關(guān)設(shè)備過度活化。 　　3.42二次屏蔽體secondary shield 　　把一回路有關(guān)設(shè)備的輻射水平和把貫穿一次屏蔽體后的輻射水平降低到允許水平的屏蔽體。 　　3.43熱屏蔽體thermal shield 　　為減少致電離輻射在反應(yīng)堆外區(qū)的發(fā)熱和減少向外區(qū)的傳熱而設(shè)置的屏蔽體。 　　3.44干井dry-well 　　安全殼內(nèi)供事故時從一回路逸出的蒸汽膨脹用的空間。 　　3.45濕井wet-well 　　安全殼內(nèi)貯存冷水和冰，用以冷凝從排放系統(tǒng)逸出的蒸汽的空間。 　　3.46黑體〔反應(yīng)堆技術(shù)〕black 　　能夠全部吸收某給定能量的入射中子的物體或介質(zhì)。 　　3.47灰體〔反應(yīng)堆技術(shù)〕grey 　　能夠部分吸收某給定能量的入射中子的物體或介質(zhì)。 　　3.48轉(zhuǎn)換conversion 　　可轉(zhuǎn)換材料向易裂變材料的核變換。 　　3.49轉(zhuǎn)換比conversion ratio 　　通過轉(zhuǎn)換所產(chǎn)生的易裂變核數(shù)與消失的易裂變核數(shù)之比。 　　3.50最初轉(zhuǎn)換比initial conversion ratio 　　反應(yīng)堆燃料元件還沒有明顯燃耗時的瞬時轉(zhuǎn)換比 　　3.51增殖breeding 　　轉(zhuǎn)換比大于1時的轉(zhuǎn)換。 　　3.52增殖比breeding ratio 　　大于1的轉(zhuǎn)換比。 　　3.53鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)chain fission reaction 　　裂變產(chǎn)生中子，中子又引起裂變，如此反復(fù)，使核裂變持續(xù)進(jìn)行的核反應(yīng) 　　3.54增殖系數(shù)（K)multiplication factor；multiplication constant 　　在某一時間間隔內(nèi)所產(chǎn)生的中子總數(shù)(不包括由某些其活度與裂變率無關(guān)的中子源所產(chǎn)生的中子)與在同一時間間隔內(nèi)由吸收和泄漏所損失的中子總數(shù)的比值，通常用K表示。 　　3.62臨界criticality 　　能產(chǎn)生鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)的介質(zhì)或系統(tǒng)在其有效增殖系數(shù)等于1時所處的狀態(tài)。 　　3.63緩發(fā)臨界delayed critical 　　需要緩發(fā)中子參與作用才能達(dá)到的臨界。 　　3.64瞬發(fā)臨界prompt critical 　　僅瞬發(fā)中子就能使產(chǎn)生鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)的介質(zhì)或系統(tǒng)達(dá)到的臨界。 　　3.65臨界尺寸critical size 　　具有給定幾何布置與材料組成的堆芯或裝置能夠達(dá)到臨界所需的最小尺寸。 　　3.66臨界體積critical volume 　　與臨界尺寸相應(yīng)的體積。 　　3.67臨界質(zhì)量critical mass 　　具有給定幾何布置與材料組成的介質(zhì)或系統(tǒng)能夠達(dá)到臨界所需的易裂變材料的最小質(zhì)量。 　　3.68最小臨界體積minimum critical volume 　　一個倍增系統(tǒng)，當(dāng)其組配(材料組成、幾何布置、慢化程度、反射介質(zhì))在一定范圍內(nèi)作任意變化時能達(dá)到臨界的含給定易裂變材料的區(qū)的最小體積。 　　3.69最小臨界質(zhì)量minimum critical mass 　　一個倍增系統(tǒng)，當(dāng)其組配（材料組成、幾何布置、慢化程度、反射介質(zhì))在一定范圍內(nèi)作任意變化時能達(dá)到臨界的給定易裂變材料的最小質(zhì)量。 　　3.70最小無限平板臨界厚度minimum critical infinite slab dimension 　　一個無限板狀倍增系統(tǒng)，當(dāng)其組配(材料組成、幾何布置、慢化程度、反射介質(zhì))在一定范圍內(nèi)作任意變化時能達(dá)到臨界的含給定易裂變材料的區(qū)的最小厚度。 　　3.71最小無限頤柱臨界直徑minimum critical infinite cylinder diameter 　　一個無限圓柱狀倍增系統(tǒng)，當(dāng)其組配(材料組成、幾何布置、慢化程度、反射介質(zhì))在一定范圍內(nèi)作任意變化時能達(dá)到臨界的含給定易裂變材料的區(qū)的最小直徑。 　　3.72次臨界subcriticality 　　能產(chǎn)生鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)的介質(zhì)或系統(tǒng)，在其有效增殖系數(shù)Keff<1時所處的狀態(tài)。 　　3.73超臨界supercriticality 　　能產(chǎn)生鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)的介質(zhì)或系統(tǒng)，在其有效增殖系數(shù)Kw>1時所處的狀態(tài)。 　　3.74中子通量密度；中子注量率neutron flux density 　　單位時間內(nèi)進(jìn)入以空間某點為中心的適當(dāng)小球體的中子數(shù)除以該球體的最大截面積所得的商。 　　3.75中子數(shù)密度neutron(number)density 　　單位體積內(nèi)的自由中子數(shù)。 　　3.76中子流密度neutron current density 　　是一個矢量，它在任何給定表面上的垂直分量等于單位時間內(nèi)沿該規(guī)定方向通過該表面的單位面積的凈中子數(shù)。 　　3.77中子壽命neutron lifetime 　　在給定介質(zhì)內(nèi)中子從產(chǎn)生到由于吸收或泄漏而消失所經(jīng)歷時間的平均值。 　　3.78中子能群neutron energy group 　　任意選定的能量間隔內(nèi)的中子組成的群。對每個能群的物理參量可賦予各種有效值來表示該群中子的特征。 　　3.79單群理論one-group theory 　　假定所有中子都屬于同一能群的中子輸運理論。 　　3.80多群模型multigroup model 　　將中子按能量分成有限數(shù)目群的一種模型。 　　3.81多群理論multigroup theory 　　應(yīng)用多群模型的中子輸運理論。 　　3.82群分出截面group removal cross section 　　某一中子能群由于各種相互作用過程使中子由該能群中移出的加權(quán)平均截面。 　　3.83群截面group cross section 　　某個能群的中子加權(quán)平均截面。 　　3.84外推距離extrapolation distance 　　在單群中子輸運理論中，當(dāng)假定介質(zhì)邊界外的漸近中子通量密度可用與邊界內(nèi)相同的函數(shù)表示時，此通量密度在介質(zhì)邊界外達(dá)到零的一點到介質(zhì)邊界的距離。 　　3.85線性外推距離linear extrapolation distance 　　在單群中子輸運理論中，漸近中子通量密度在邊界上的切線延伸到介質(zhì)外達(dá)到零的一點到介質(zhì)邊界的距離。 　　3.86外推邊界extrapolated boundary 　　在裝置以外與裝置的距離等于外推距離的各點所形成的假想表面。 　　3.87中子擴散neutron diffusion 　　在某介質(zhì)內(nèi)，中子通過相繼散射趨向由高密度區(qū)遷移至低密度區(qū)的現(xiàn)象。 　　3.88擴散理論diffusion theory 　　根據(jù)在均勻介質(zhì)中中子流密度與中子通量密度的梯度成正比的假定描述中子擴散過程的近似理論。 　　3.89擴散方程diffusion equation 　　根據(jù)擴散理論描述單能中子擴散過程的偏微分方程。 　　3.90擴散面積diffusion area 　　在無限均勻介質(zhì)中熱中子從出現(xiàn)點到消失點之間位移均方值的六分之一。 　　3.91擴散長度diffusion length 　　擴散面積的平方根值。 　　3.92徙動面積migration area 　　中子由裂變能到熱能的慢化面積與熱中子擴散面積之和。 　　3.93徙動長度migration length 　　徙動面積的平方根值。 　　3.94斐克定律〔反應(yīng)堆物理〕Ficks law 　　描述中子流密度與中子通量密度負(fù)梯度成正比的定律。其比例常數(shù)是中子通量密度擴散系數(shù)。這一定律是擴散理論的基礎(chǔ)。 　　3.95慢化moderation 　　在無明顯俘獲的情況下，由散射引起中子能量降低的過程。 　　3.96慢化比moderating ratio 　　慢化劑的慢化能力與其熱中子宏觀吸收截面之比。 　　3.97欠慢化undermoderated 　　當(dāng)倍增系統(tǒng)的慢化劑對燃料的體積比值小于使系統(tǒng)的某個給定參數(shù)(例如材料曲率、臨界質(zhì)量等)達(dá)到極值的比值時，該系統(tǒng)所具有的慢化特性。 　　3.98過慢化overmoderated 　　當(dāng)倍增系統(tǒng)的慢化劑對燃料的體積比值大于使系統(tǒng)的某個給定參數(shù)(例如材料曲率、臨界質(zhì)量等)達(dá)到極值的比值時，該系統(tǒng)所具有的慢化特性。 　　3.99對數(shù)能降lethargy 　　基準(zhǔn)能量與中子能量之比的自然對數(shù)。 　　3.100平均對數(shù)能降average logarithmic energy decrement 　　當(dāng)中子和某個動能與中子動能相比可以忽略不計的原子核發(fā)生彈性碰撞時，每次碰撞使中子能量的自然對數(shù)減少的平均值。 　　3.101費密年齡理論Fermi age theory 　　其基本假定是中子慢化過程連續(xù)和中子空間輸運過程可用擴散理論處理的中子慢化理論。 　　3.106不利因子disadvantage factor 　　反應(yīng)堆姍元內(nèi)某種材料中的平均中子通量密度與燃料中的平均中子通量密度的比值。 　　3.107通量峰因子flux peaking factor 　　局部中子通量密度的最大值與堆芯內(nèi)中子通量密度平均值的比值。 　　3.108通量阱flux trap 　　在欠慢化的堆芯中由慢化劑材料所構(gòu)成的區(qū)域 它能使局部的熱中子通量密度升高。 　　3.109通量展平flux flattening 　　通過引進(jìn)中子吸收劑或改變核姚料濃度等方法 使堆芯內(nèi)中子通量密度達(dá)到近似平坦的分布。 　　3.110展平區(qū)半徑flattened radius 　　圓柱形堆芯內(nèi)中子通量密度展平區(qū)域的半徑。 　　3.111源區(qū)段source range 　　計數(shù)管區(qū)段counter range 　　為了便于測量中子通量密度，需要在堆芯內(nèi)附加中子源的反應(yīng)堆的功率范圍。 　　3.112中間區(qū)段intermediate range； 　　時1司常數(shù)區(qū)段time constant range 　　介于源區(qū)段與功率區(qū)段之間且與它們部分重疊的反應(yīng)堆功率范圍。在此范圍內(nèi)，控制反應(yīng)堆主要按反應(yīng)堆周期而不是功率口。 　　3.113功率區(qū)段power range 　　反應(yīng)堆的控制主要依據(jù)溫度或中子通量密度測量而不是根據(jù)周期測量時的反應(yīng)堆功率范圍。 　　3.114運行區(qū)段operating range 　　反應(yīng)堆在穩(wěn)態(tài)條件下運行的反應(yīng)堆功率范圍。 　　3.115反應(yīng)堆時間常數(shù)reactor time constant 　　反應(yīng)堆周期reactor period 　　反應(yīng)堆內(nèi)中子通量密度按指數(shù)規(guī)律改變e倍所需要的時間。 　　3.116倒時方程inhour equation 　　表示反應(yīng)堆的反應(yīng)性與反應(yīng)堆時間常數(shù)關(guān)系的方程 　　3.117控制棒價值control rod worth 　　在給定條件下，將一個完全提出的控制棒全部播入臨界的反應(yīng)堆中所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.118落棒時間drop time 　　控制棒從其最高位置靠重力降落到堆芯底部所需的時間，它包括快速落棒時間和緩沖落棒時間。 　　3.119快速落棒時間scram time 　　控制棒從其最高位置靠重力降落到控制棒導(dǎo)向管水力緩沖口所需的時間。 　　3.120緩沖落棒時間dashpot drop time 　　控制棒從導(dǎo)向管水力緩沖口降落到堆芯中規(guī)定的最低位置所需的時間。 　　3.121臨界棒位critical position of control rod 　　反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài)時控制棒在堆芯內(nèi)的位置 　　3.122停堆深度shutdown margin 　　反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)偏離臨界的程度。通常用負(fù)反應(yīng)性量來表示。 　　3.123停堆硼濃度shutdown boron concentration 　　在使用可溶硼控制的反應(yīng)堆中，當(dāng)所有控制棒全部提出堆芯時.使反應(yīng)堆具有給定的停堆深度所需的硼濃度。 　　3.124臨界硼濃度critical boron concentration 　　在使用可溶硼控制的反應(yīng)堆中，當(dāng)所有控制棒全部提出堆芯時，可使反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài)的硼濃度 。 　　3.125硼當(dāng)量boron equivalent 　　反應(yīng)堆某種材料(特別是燃料)內(nèi)給定雜質(zhì)對中子的吸收等價于硼吸收時的假想硼含量。 　　3.126補償shimming 　　對反應(yīng)性和中子通量密度分布長期變化的抵償。 　　3.127化學(xué)補償控制chemical shimming control 　　在反應(yīng)堆冷卻劑中或液體慢化劑中加入吸收中子的化學(xué)物質(zhì)(如硼酸)以進(jìn)行反應(yīng)性控制的一種方法。 　　3.129剩余反應(yīng)性 excess reactivity 　　在任何時刻通過對控制棒和其他用于控制反應(yīng)性的毒物的調(diào)節(jié)所能獲得的最大反應(yīng)性。 　　3.130后備反應(yīng)性built-in reactivity 　　冷態(tài)干凈堆芯的剩余反應(yīng)性。 　　3.131反應(yīng)性反饋reactivity feedback 　　由反應(yīng)性引起的反應(yīng)堆某些參數(shù)(如功率、溫度、壓力或空泡份額)的變化對反應(yīng)性的影響。 　　3.132積分反應(yīng)性integral reactivity 　　從堆芯內(nèi)某規(guī)定位置抽出控制棒所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.133微分反應(yīng)性differential reactivity 　　控制棒移動單位長度所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.134反應(yīng)性虧損deficit reactivity 　　反應(yīng)堆的狀態(tài)發(fā)生一給定變化所引起的反應(yīng)性減少。 　　3.135反應(yīng)性系數(shù)reactivity coefficient 　　反應(yīng)堆內(nèi)某給定參數(shù)發(fā)生單位變化所引起的反應(yīng)性的變化。 　　3.136反應(yīng)性功率系數(shù)power coefficient of reactivity 　　反應(yīng)堆熱功率發(fā)生單位變化所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.137反應(yīng)性溫度系數(shù)temperature coefficient of reactivity 　　反應(yīng)堆內(nèi)溫度變化1℃所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.138燃料溫度系數(shù)fuel temperature coefficient 　　燃料溫度變化1℃所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.139慢化劑溫度系數(shù)moderator temperature coefficient 　　慢化劑的溫度變化1℃所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.140反應(yīng)性壓力系數(shù)pressure coefficient of reactivity 　　反應(yīng)堆內(nèi)壓力發(fā)生單位變化所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.141反應(yīng)性空泡系數(shù)void coefficient of reactivity 　　反應(yīng)堆內(nèi)某給定部位的空泡份額變化100所引起的反應(yīng)性變化。 　　3.142(反應(yīng)堆)熱功率thermal power(of a reactor) 　　反應(yīng)堆輸出的可利用熱能所對應(yīng)的功率。 　　3.143負(fù)荷因子load factor 　　在給定時間間隔內(nèi)，電站實際提供的能量與最大功率定值和該時間間隔的乘積的比值。 　　3.144功率密度power density 　　單位體積堆芯所產(chǎn)生的熱功率 　　3.145額定功率密度rated power density 　　在額定功率下單位體積堆芯所產(chǎn)生的熱功率。 　　3.146功率線密度linear power density 　　單位長度燃料元件產(chǎn)生的熱功率。 　　3.147燃料比功率fuel specific power 　　堆芯內(nèi)單位質(zhì)量核燃料所產(chǎn)生的熱功率。 　　3.148反應(yīng)堆功率劇增power excursion；reactor excursion 　　反應(yīng)堆功率超過正常運行水平的迅速增加。這種增加可能是為實驗?zāi)康墓室庠斐傻?，也可能是意外的? 　　3.149徑向峰因子radial peaking factor 　　反應(yīng)堆堆芯內(nèi)燃料棒或棒束的最大功率與平均功率的比值。 　　3.150軸向峰因子axial peaking factor 　　軸向局部最大功率密度與平均功率密度之比。這里所指的功率密度可以取為一根燃料的通道內(nèi)的或?qū)Ψ磻?yīng)堆徑向作了平均的面功率密度或功率密度。 　　3.151軸向偏移因子axial offset factor 　　反應(yīng)堆堆芯上部功率與下部功率之差除以上部功率與下部功率之和所得的商。 　　3.152反應(yīng)堆噪聲reactor noise 　　反應(yīng)堆中，由核過程的隨機性或由機械、流體動力過程的無規(guī)則漲落引起的中子通量密度漲落和由此產(chǎn)生的功率波動。 　　3.153剩余釋熱after-heat 　　停堆后反應(yīng)堆內(nèi)由殘余放射性和殘余裂變所產(chǎn)生的熱量。 　　3.154剩余功率after-power 　　停堆后反應(yīng)堆內(nèi)相應(yīng)于剩余釋熱的功率。 　　3.155余熱residual heat 　　放射性衰變和停堆后裂變所產(chǎn)生的熱量以及積存在燃料、結(jié)構(gòu)材料和傳熱介質(zhì)中的熱量之總和。 　　3.156屏蔽發(fā)熱 shield heating 　　中子或γ射線與屏蔽材料的原子核發(fā)生碰撞時損失的能量被屏蔽材料吸收而發(fā)熱的現(xiàn)象。 　　3.157衰變熱decay heat 　　放射性核素衰變時所產(chǎn)生的熱量。 　　3.158衰變功率decay power 　　停堆后反應(yīng)堆內(nèi)相應(yīng)于衰變熱的功率。 　　3.159欠熱沸騰subcooled boiling 　　冷卻劑在接近加熱表面處已達(dá)到飽和溫度而在冷卻劑通道截面上的大部分仍低于飽和溫度的沸騰。此時蒸汽泡僅在加熱表面附近產(chǎn)生。 　　3.160整體沸騰bulk boiling 　　冷卻劑通道截面上的平均溫度達(dá)到飽和溫度時的沸騰。 　　3.161泡核沸騰nucleate boiling 　　流體在濕潤的加熱表面上生成蒸汽泡的沸騰。 　　3.162膜態(tài)沸騰film boiling 　　冷卻劑處于或低于飽和溫度時，加熱表面上形成蒸汽薄膜的沸騰。 　　3.163偏離泡核沸騰departure from nucleate boiling(DNB) 　　在泡核沸騰向膜態(tài)沸騰轉(zhuǎn)變過程中，由于加熱表面和冷卻液體之間形成的汽膜減少了從表面到液體的傳熱，致使在熱流密度一溫差曲線上出現(xiàn)一個極值時的沸騰。 　　3.164 DNB比DNB ratio 　　燃料元件包殼上給定點的偏離泡核沸騰熱流密度與實際熱流密度之比。 　　3.165燒毀熱流密度burnout heat flux 　　燃料元件發(fā)生燒毀時的局部熱流密度。 　　3.166干涸dryout 　　整個冷卻劑通道內(nèi)缺乏液體.因而加熱表面附近也缺乏液體時的沸騰。 　　3.167臨界熱流密度critical heat flux 　　偏離泡核沸騰熱流密度和干涸熱流密度的統(tǒng)稱。 　　3.168燃料通道fuel channel 　　包含燃料組件或燃料元件并讓冷卻劑循環(huán)流過的穿過反應(yīng)堆的通道。 　　3.169子通道分析subchannel analysis 　　在反應(yīng)堆熱工水力計算中，假想地將燃料通道劃分成若干通道。對每條子通道分別列出質(zhì)量、動量和能量平衡方程式，并在某種程度上考慮各子通道間相互作用的一種分析方法。 　　3.170熱通道hot channel 　　堆芯中考慮了核的和工程的各種不利因素后熱流密度和(或)比烙升最大的一條可能限制堆功率輸出的燃料通道。 　　3.171熱通道因子hot channel factor 　　考慮核的和工程的各種不利因素后.熱通道中飯應(yīng)堆冷卻劑的比恰升或軸向平均熱流密度與相應(yīng)的堆芯平均比燴升或平均熱流密度的比值 　　3.172工程熱通道因子engineering hot channel factor 　　燃料元件、燃料芯塊直徑、密度和富集度等的制造偏差、下腔室流量再分配、流量交混和旁流等對熱通道熱流密度或比恰升的影響因子。 　　3.173核熱通道因子nuclear hot channel factor 　　只考慮核的不利因素后，熱通道的比焙升或軸向平均熱流密度與堆芯平均比熔升或平均熱流密度的比值。 　　3.174熱點hot spot 　　堆芯中考慮了核的和工程的各種不利因素后，熱流密度或溫度最高或DRIB比最小的、限制堆功率輸出的燃料元件上的一點。 　　3.175熱點因子hot spot factor 　　考慮了核的和工程的各種不利因素后，熱點的熱流密度與堆芯平均熱流密度的比值。 　　3.176核熱點因子nuclear hot spot factor 　　只考慮堆芯中子通量密度分布不均勻等核不利因素后，熱點的熱流密度與堆芯平均熱流密度的比值。 　　3.177工程熱點因子engineering hot point factor 　　只考慮燃料元件和燃料芯塊尺寸、密度和富集度的制造偏差等工程不利因素后，熱點的熱流密度與堆芯平均熱流密度的比值。 　　3.178棘輪效應(yīng)ratcheting 　　由于反應(yīng)堆功率升降的反復(fù)，包殼的變形因燃料芯體反復(fù)膨脹而逐漸增大的現(xiàn)象。 　　3.179初始堆芯initial core 　　由首次裝入反應(yīng)堆中的核燃料組成的堆芯。 　　3.180平衡堆芯equilibrium core 　　在然料循環(huán)中加入燃料和卸出燃料的組成分別保持不變時的堆芯。 　　3.181燃耗burnup 　　反應(yīng)堆運行期間，由核變換引起的核素濃度的減少。 　　3.182比燃耗specific burnup 　　單位質(zhì)量燃料釋放的總能量，其單位通常為MW·d/t。 　　3.183計劃卸料比熬耗scheduled discharae specific hurnuo 　　根據(jù)換料方案預(yù)先確定的燃料卸料比燃耗。 　　3.184最佳比燃耗optimum specific burnup 　　從燃料循環(huán)的經(jīng)濟(jì)性觀點出發(fā)，燃料成本最低的卸料比燃耗。 　　3.185燃耗份額burnup fraction 　　某核素初始量中被燃耗的份額，通常用百分?jǐn)?shù)表示 　　3.186裂變毒物fission poison 　　本身為裂變產(chǎn)物的核毒物。 　　3.187氙平衡xenon equilibrium 　　反應(yīng)堆內(nèi)裂變毒物，35Xe的生成量與由吸收中子和放射性衰變造成的消失量完全相等時所處的狀態(tài)。 　　3.188氙瞬變過程xenon transient 　　由反應(yīng)堆局部功率或總功率變化引起的偏離氮平衡的過程。 　　3.189氙中毒xenon poisoning 　　氙效應(yīng)xenon effect 　　反應(yīng)堆中由裂變毒物135Xe俘獲中子而引起反應(yīng)性減少的現(xiàn)象。 　　3.190氙不穩(wěn)定性xenon instability 　　隨熱中子通量密度變化的氙中毒使大型熱中子堆局部的功率水平發(fā)生振蕩。 　　3.191衫中毒 samarium poisoning 　　反應(yīng)堆中由于穩(wěn)定的裂變毒物149SM俘獲中子而引起反應(yīng)性減少的現(xiàn)象。 　　3.192乏燃料spent fuel 　　輻照達(dá)到計劃卸料比燃耗后從堆內(nèi)卸出，且不再在該堆中使用的核燃料。 　　4反應(yīng)堆工藝系統(tǒng) 　　4.1反應(yīng)堆冷卻劑reactor coolant 　　一次冷卻劑primary coolant 　　用于導(dǎo)出反應(yīng)堆堆芯熱量并循環(huán)使用的載熱劑。對非直接循環(huán)反應(yīng)堆，亦稱一次冷卻劑。 　　4.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)reactor coolant system 　　用于導(dǎo)出反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的熱量和穩(wěn)定反應(yīng)堆運行壓力的系統(tǒng)。 　　4.3 反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路reactor coolant loop 　　并聯(lián)設(shè)置的循環(huán)反應(yīng)堆冷卻劑的回路。 　　4.4(反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng))壓力邊界(reactor coolant system) pressure boundary 　　在運行溫度和壓力下包容反應(yīng)堆冷卻劑同時用于包容放射性物質(zhì)的邊界。 　　4.5安全端safe end 　　為了使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)各設(shè)備接管和反應(yīng)堆冷卻劑管道之間實現(xiàn)可靠的異種金屬連接而在設(shè)備接管端部預(yù)先焊上的一段接管。 　　4.6反應(yīng)堆冷卻劑泵reactor coolant pump 　　用以強制循環(huán)反應(yīng)堆冷卻劑的泵。 　　4.7蒸汽發(fā)生器steam generator 　　將反應(yīng)堆冷卻劑熱量傳給二回路給水并產(chǎn)生蒸汽的設(shè)備 　　4.8穩(wěn)壓器 pressurizer 　　對于以液體作為反應(yīng)堆冷卻劑的反應(yīng)堆用于提供氣相空間從而調(diào)節(jié)和穩(wěn)定反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力的裝置 　　4.9穩(wěn)壓器卸壓箱〔壓水堆〕pressurizer relief tank 　　接受穩(wěn)壓器的卸壓閥和安全閥排出的蒸汽和(或)水、余熱排出系統(tǒng)的安全閥及化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的安全閥等的排出物并對其進(jìn)行冷卻的容器。 　　4.10排放系統(tǒng)〔沸水堆〕blowdown system 　　沸水堆的一個系統(tǒng)，用于將反應(yīng)堆容器內(nèi)的蒸汽排放到干井和(或)濕井以卸除反應(yīng)堆容器內(nèi)的壓力。 　　4.11化學(xué)和容積控制系統(tǒng)〔壓水堆〕chemical and volume control system 　　用于控制反應(yīng)堆冷卻劑中硼濃度和水質(zhì)，維持反應(yīng)堆冷卻劑的容積以及連續(xù)凈化反應(yīng)堆冷卻劑的系統(tǒng)。 　　4.12容積控制箱〔壓水堆〕volume control tank 　　化學(xué)和容積控制系統(tǒng)中，用以控制和調(diào)節(jié)反應(yīng)堆冷卻劑水容積變化，并對反應(yīng)堆冷卻劑除氣、加氫的裝置。容積控制箱收集反應(yīng)堆冷卻劑的下泄水，并為上充泵提供一個汲水容器和水頭。 　　4.13 (反應(yīng)堆)冷卻劑除氣系統(tǒng)〔壓水堆〕(reactor) coolant degasing system 　　化學(xué)和容積控制系統(tǒng)組成部分之一，它通過容積控制箱釋出冷卻劑中的裂變氣體產(chǎn)物和氧氣，經(jīng)氮凈化排到氣體廢物處理系統(tǒng)。 　　4.14核設(shè)備疏水和排氣系統(tǒng)〔輕水堆〕nuclear component drain and vent system 　　收集系統(tǒng)和設(shè)備引漏的疏水和排氣時排出的不接觸安全殼自由空間氣體的反應(yīng)堆冷卻劑的系統(tǒng)。 　　4.15安全系統(tǒng)safety system 　　安全上重要的系統(tǒng)，用于在任何工況下保證反應(yīng)堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預(yù)計運行事件和事故工況后果。 　　安全系統(tǒng)包括保護(hù)系統(tǒng)、安全執(zhí)行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)輔助設(shè)施。安全系統(tǒng)的部件可以專用于執(zhí)行安全功能，亦可在核電廠或反應(yīng)堆某些運行狀態(tài)下執(zhí)行安全功能，而在另一些運行狀態(tài)下執(zhí)行非安全功能 。 　　4.16保護(hù)系統(tǒng)protection system 　　產(chǎn)生與保護(hù)任務(wù)有關(guān)的信號以防止反應(yīng)堆狀態(tài)超過規(guī)定的安全限值，或緩解超過安全限值后果的系統(tǒng)，它包括從敏感元件到安全驅(qū)動器輸人端(還可到安全系統(tǒng)支持設(shè)施輸入端)的所有設(shè)備和線路 。 　　4.17安全執(zhí)行系統(tǒng)；安全驅(qū)動系統(tǒng)safety actuation system 　　安全系統(tǒng)的一部分，由保護(hù)系統(tǒng)觸發(fā)用以完成要求的安全動作所必需的設(shè)備組合。 　　4.18安全系統(tǒng)支持設(shè)施；安全系統(tǒng)輔助設(shè)施safety system support features 　　為保護(hù)系統(tǒng)和安全執(zhí)行系統(tǒng)提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務(wù)的設(shè)備組合。 　　4.19安全動作safety action 　　安全執(zhí)行系統(tǒng)的一次性動作，例如控制棒反插、關(guān)閉安全殼隔離閥、安全注射泵投入運行等。 　　4.20能動部件active component 　　依靠觸發(fā)、機械運動或動力源等外部輸入而執(zhí)行功能，因而能以主動態(tài)影響系統(tǒng)工作過程的部件。 　　4.21非能動部件passive component 　　毋需依賴外部輸入而執(zhí)行功能的部件.非能動部件內(nèi)一般沒有活動的組成部分，其功能的執(zhí)行系在感受到某種參數(shù)，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個類別。 　　4.22專設(shè)安全設(shè)施engineered safety feature 　　為限制或緩解事故后果而專門設(shè)置的安全系統(tǒng)，包括安全殼隔離系統(tǒng)、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)和安全殼氫控制系統(tǒng)等。 　　4.23應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)emergency core cooling system 　　正常堆芯冷卻失效(例如冷卻劑喪失事故)后，為確保余熱能從堆芯排除而設(shè)置的系統(tǒng)。 　　4.24安全注射系統(tǒng)〔壓水堆〕safety injection system 　　反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故后迅速向堆芯注射硼水，為堆芯提供應(yīng)急和持續(xù)冷卻的系統(tǒng)。 　　4.25高壓安全注射系統(tǒng)〔壓水堆〕high head safety injection system 　　失水事故后，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)處于高壓時投人使用的安全注射系統(tǒng)。 　　4.26低壓安全注射系統(tǒng)〔壓水堆〕low head safety injection system 　　失水事故后反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力降到某一定值后投入使用的安全注射系統(tǒng)。 　　4.27安全注射箱〔壓水堆〕accumulator 　　應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)中用氮氣加壓含硼水的水箱。失水事故時當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力低于該箱壓力時，自動向堆內(nèi)迅速注入含硼水。 　　4.28堆芯噴淋系統(tǒng)〔沸水堆〕core spray system 　　一種應(yīng)急冷卻系統(tǒng)，用于在反應(yīng)堆正常冷卻失效(例如冷卻劑喪失事故)后，向堆芯噴水以確保排除余熱。 　　4.29(反應(yīng)堆)安全殼(reactor)containment 　　包容反應(yīng)堆及有關(guān)系統(tǒng)并在反應(yīng)堆事故狀態(tài)下，防止不可接受量的放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的構(gòu)筑物。安全殼是包容放射性物質(zhì)的最后一道屏障，它還可以防止外部飛射物，爆炸等對反應(yīng)堆的影響。 　　4.30安全殼噴淋系統(tǒng)〔壓水堆〕containment spray system 　　在事故情況下為降低安全殼構(gòu)筑物內(nèi)的溫度和壓力以及安全殼內(nèi)氣體中裂變產(chǎn)物的濃度而設(shè)置的系統(tǒng)。 　　4.31壓力抑制系統(tǒng)pressure suppression system 　　在反應(yīng)堆發(fā)生向安全殼內(nèi)釋放蒸汽和(或)水的事故時為抑制安全殼內(nèi)壓力的升高而設(shè)置的系統(tǒng)，通常采用蒸汽冷凝的方法。 　　4.32安全殼排水地坑〔壓水堆〕containment drainage sump 　　收集和監(jiān)測安全殼內(nèi)各工藝系統(tǒng)正常泄漏的地坑。 　　4.33再循環(huán)地坑〔壓水堆〕recirculation sump 　　失水事故后，收集安全殼內(nèi)的反應(yīng)堆冷卻劑和化學(xué)噴淋液作為安全殼噴淋或應(yīng)急堆芯冷卻長、期再循環(huán)水源的地坑。 　　4.34安全殼疏水系統(tǒng)containment drain system 　　收集和排放安全殼內(nèi)系統(tǒng)或設(shè)備的泄漏水和安全殼內(nèi)氣體中的凝結(jié)水的系統(tǒng)。 　　4.35安全殼隔離〔壓水堆〕containment isolation 　　在失水事故時，用于切斷安全殼與外界的一切聯(lián)系通道(應(yīng)急冷卻系統(tǒng)通道除外)，并將放射性物質(zhì)封閉在安全殼內(nèi)的安全功能。 　　4.36安全殼隔離系統(tǒng)〔壓水堆〕containment isolation system 　　將反應(yīng)堆安全殼構(gòu)筑物與外界的一切可能的聯(lián)系通道關(guān)閉所需要的各種裝置(如閥門和氣密閘門)的統(tǒng)稱。 　　4.37安全殼貫穿件containment penetration assembly 　　貫穿安全殼并保護(hù)安全殼屏障的完整性和密封性的裝置。 　　4.38安全殼氫復(fù)合系統(tǒng)〔消氫系統(tǒng)〕containment hydrogen recombination system 　　降低安全殼內(nèi)氣體中氫濃度使之不超過形成爆炸混合物限制值的系統(tǒng)。 　　4.39設(shè)備閘門equipment hatch 　　貫穿安全殼的單道空氣密封門，是安裝、換料或維修時大件設(shè)備進(jìn)出安全殼的通道。 　　4.40氣密閘門air lock 　　貫穿安全殼的雙道互相聯(lián)鎖的空氣密封門，正常運行和事故工況期間都能保證安全殼的密封性。 　　4.41輔助給水系統(tǒng)auxiliary feed water system 　　應(yīng)急給水系統(tǒng)emergency feed water system 　　在蒸汽發(fā)生器主給水系統(tǒng)失效時，立即向蒸汽發(fā)生器供水的系統(tǒng)。也可作為反應(yīng)堆啟動、停堆時在主給水未投入的情況下向蒸汽發(fā)生器供水。 　　4.42停堆冷卻系統(tǒng)shutdown cooling system 　　將反應(yīng)堆從熱停堆狀態(tài)冷卻到冷停堆狀態(tài)的過程中，導(dǎo)出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)余熱的所有系統(tǒng)的統(tǒng)稱。 　　4.43余熱排出系統(tǒng)〔壓水堆〕residual heat removal system 　　在反應(yīng)堆停堆并在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度和壓力達(dá)到一定值后用于排出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中的余熱，達(dá)到并長期保持反應(yīng)堆在冷停堆狀態(tài)的系統(tǒng)。 　　4.44(反應(yīng)堆)換料腔refueling cavity；換料水池refueling pool 　　在換料時充以含硼水，用以存放堆內(nèi)構(gòu)件并進(jìn)行換料操作的水池。 　　4.45換料水(貯存)箱refueling water [storage] tank 　　存放含硼水的水箱。換料時用箱中的水充滿換料水池，換料后再打回箱中存放，同時可作為應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的水源。 　　4.46燃料裝卸和貯存系統(tǒng)fuel handling and storage system 　　核電廠中用于接納新燃料、對新燃料進(jìn)行使用前的檢查和貯存、新燃料入堆、乏燃料出堆及然料組件在堆芯中位置倒換、乏燃料的貯存和檢查、乏燃料裝運出廠、已輻照燃料組件的檢查和修理等項操作的一系列設(shè)備和裝置。 　　4.47燃料運輸通道fuel transfer tube 　　反應(yīng)堆廠房與燃料廠房之間用于運輸燃料組件及其相關(guān)組件的通道。 　　4.48裝〔卸〕料機fuel-charging(discharging)machine；refueling machine；manipulator crane 　　用于反應(yīng)堆裝〔卸〕燃料組件的遠(yuǎn)距離操作機器。 　　4.49傾翻機tilting machine 　　用于把燃料組件從水平位置轉(zhuǎn)至垂直位置或由垂直位置轉(zhuǎn)至水平位置的設(shè)備。 　　4.50新燃料升降機new fuel elevator 　　用于把新嫩料組件從燃料廠房大廳地面標(biāo)高處下降到燃料貯存水池池底的設(shè)備。 　　4.51燃料運輸小車fuel transfer carriage 　　在安全殼和燃料廠房之間運輸燃料組件的專用工具。 　　4.52(乏)燃料貯存水池(spent)fuel storage pool 　　燃料廠房內(nèi)，用以存放和冷卻乏燃料并起輻射屏蔽作用的水池。 　　4.53旋轉(zhuǎn)屏蔽塞rotating shield plug 　　旋塞rotating plug 　　鈉冷快堆堆容器頂部具有足夠屏蔽厚度，安裝有控制棒驅(qū)動機構(gòu)及堆內(nèi)換料機且可實現(xiàn)動、靜密封的可旋轉(zhuǎn)屏蔽頂蓋。 　　4.54液態(tài)金屬密封liquid metal seal 　　用低熔點金屬或其合金作密封介質(zhì)，實現(xiàn)旋塞動密封和靜密封的一種浸漬密封方式。 　　4.55堆內(nèi)換料機in-vessel refuelling machine 　　安裝在旋塞上。用于在堆容器內(nèi)對燃料組件及其它組件進(jìn)行裝、卸操作的遠(yuǎn)距離操作設(shè)備。 　　4.56鈉冷阱sodium cold trap 　　將回路中循環(huán)的鈉局部冷卻到能使雜質(zhì)(通常是氧化鈉)沉淀的溫度，從而去除雜質(zhì)的設(shè)備。 　　4.57鈉熱阱sodium hot trap 　　將回路中循環(huán)的鈉在高溫下與能同雜質(zhì)(通常是氧化鈉)發(fā)生反應(yīng)的固態(tài)物質(zhì)接觸，從而去除雜質(zhì)的設(shè)備。 　　4.58一回路primary circuit 　　用于循環(huán)反應(yīng)堆冷卻劑的系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的總稱。 　　4.59二次冷卻劑 secondary coolant 　　用于載出一次冷卻劑熱量的冷卻劑。 　　4.60二回路secondary coolant circuit 　　用于循環(huán)二次冷卻劑的系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的總稱。 　　5調(diào)試與運行 　　5.1調(diào)試commissioning 　　已安裝的反應(yīng)堆部件和系統(tǒng)投入試運行并進(jìn)行性能驗證，以確認(rèn)是否滿足設(shè)計要求、達(dá)到性能標(biāo)準(zhǔn)的試驗過程。 　　5.2冷態(tài)試驗cold functional test 　　管道、設(shè)備安裝結(jié)束后在規(guī)定溫度下進(jìn)行的試驗，如反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)水壓試驗。 　　5.3熱態(tài)試驗hot functional test 　　使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)升溫升壓到額定參數(shù)所進(jìn)行的性能試驗。 　　5.4反應(yīng)堆啟動試驗start up test of reactor 　　自堆芯開始裝料起，到反應(yīng)堆達(dá)到額定運行功率為止這個期間所進(jìn)行的試驗，包括裝料、臨界前試驗、初次臨界試驗、零功率試驗、低功率物理試驗、功率提升試驗等。 　　5.5臨界前試驗precritical test 　　反應(yīng)堆裝料后臨界前進(jìn)行的試驗，例如反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏試驗、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量測定、反應(yīng)堆冷卻劑泵惰轉(zhuǎn)流量試驗、控制棒驅(qū)動機構(gòu)試驗、控制棒落棒時間測量、控制棒位置指示系統(tǒng)試驗、安全保護(hù)系統(tǒng)動作試驗、流量測定試驗及堆內(nèi)核測量儀表試驗等。 　　5.6初次臨界試驗initial critical test 　　反應(yīng)堆首次物理啟動達(dá)到臨界，實現(xiàn)自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)的試驗。 　　5.7零功率試驗zero power test 　　反應(yīng)堆達(dá)到臨界后在極低功率下進(jìn)行的試驗，以掌握其物理性能。 　　5.8低功率物理試驗low power physical test 　　在熱態(tài)稍高于零功率時進(jìn)行的堆物理特性試驗，例如控制棒價值和硼價值測定、模擬彈棒事故試驗、最小停堆深度驗證、慢化劑溫度系數(shù)測定、功率分布測定、放射性水平測定及壓力系數(shù)測定等。 　　5.9功率提升試驗power ascension test 　　在反應(yīng)堆低功率物理試驗后在不同功率水平下進(jìn)行的試驗。 　　5.10(安全殼)泄漏率(containment)leakage rate 　　在一定的試驗壓力和溫度條件下，24h內(nèi)由安全殼內(nèi)泄漏到安全殼外的氣體質(zhì)量占安全殼原先所含空氣質(zhì)量的百分?jǐn)?shù)。 　　5.11(安全殼)強度試驗(containment)endurance test 　　安全殼在1.15倍的設(shè)計壓力下進(jìn)行的驗收試驗和以后在設(shè)計壓力下進(jìn)行的定期試驗，以測定預(yù)應(yīng)力混凝土的結(jié)構(gòu)強度及其變化。 　　5.12(安全殼)整體泄漏率試驗(containment)integrated leakage rate test 　　在安全殼設(shè)計壓力下保持24h,測定安全殼內(nèi)氣體泄漏率的試驗. 　　5.13(安全殼）局部泄漏率試驗(containment)local leakage rate test 　　對安全殼的氣密閘門、設(shè)備閘門、各類貫穿件和安全殼隔離裝置在安全殼設(shè)計壓力下分別進(jìn)行的泄漏試驗。 　　5.14(核電廠)運行operation (of NPP) 　　為了使已建核電廠能安全、可靠發(fā)電而進(jìn)行的所有活動，包括各種模式下的運行、維修、換料、在役檢查及有關(guān)的其他活動。 　　5.15正常運行normal operation 　　反應(yīng)堆在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行，包括停堆狀態(tài)、功率運行、停堆過程、啟動、維護(hù)、試驗和換料。 　　5.16裝料fuelloading 　　將核燃料裝入反應(yīng)堆的操作過程。 　　5.17反應(yīng)堆啟動reactor start up 　　將反應(yīng)堆由次臨界狀態(tài)轉(zhuǎn)入到臨界狀態(tài)并提升到所需功率的操作。 　　5.18冷啟動cold start up 　　反應(yīng)堆從冷停堆狀態(tài)下開始的啟動。 　　5.19熱啟動hot start up 　　反應(yīng)堆從熱停堆狀態(tài)下開始的啟動。 　　5.20換料refueling 　　將乏燃料組件從堆芯取出，裝入新然料組件的操作過程。 　　5.21倒料shuffling 　　為在整個堆芯中得到更加均勻的燃耗分布或功率密度分布.對燃料組件重新進(jìn)行布置的操作過程。 　　5.22三區(qū)循環(huán)three-zone cycling 　　初始堆芯沿徑向分三區(qū)裝載不同富集度的燃料，每經(jīng)一個運行周期卸出三分之一乏燃料并裝入三分之一新燃料的燃料循環(huán)方式。 　　5.23卸料discharge 　　將乏燃料組件從反應(yīng)堆內(nèi)取出的操作過程。 　　5.24停堆shutdown 　　使反應(yīng)堆達(dá)到規(guī)定次臨界深度的過程，也指反應(yīng)堆處于規(guī)定次臨界深度的狀態(tài)。 　　5.25正常停堆normal shutdown 　　使用正常操作系統(tǒng)的停堆和冷卻。 　　5.26安全停堆safe shutdown 　　反應(yīng)堆處于足夠次臨界深度，并以可控速率排出堆芯余熱，安全殼的密封得到保證，從而使放射性產(chǎn)物的釋放保持在允許范圍內(nèi)。以及為維持這些條件所必需的系統(tǒng)正在其正常范圍內(nèi)工作的停堆狀態(tài)。 　　5.27冷停堆cold shutdown 　　反應(yīng)堆維持在遠(yuǎn)低于運行溫度之下的停堆狀態(tài). 　　5.28正常冷停堆normal cold shutdown 　　反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)，余熱排出系統(tǒng)投入，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力和平均溫度低于規(guī)定的冷停堆上限值。 　　5.29維修冷停堆maintenance cold shutdown 　　反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的平均溫度低于允許進(jìn)行主要維護(hù)和檢修所要求的溫度。 　　5.30換料停堆refueling shutdown 　　為了換料，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)處于卸壓狀態(tài)的冷停堆。 　　5.31緊急停堆emergency shutdown；scram 　　為減輕或防止危險狀態(tài)而進(jìn)行突然停堆的動作。 　　5.32熱停堆hot shutdown 　　反應(yīng)堆維持在運行壓力和溫度下的次臨界狀態(tài)。 　　5.33熱備用hot standby 　　反應(yīng)堆維持在運行壓力和溫度的極低功率下的臨界狀態(tài)。 　　5.34硼注入〔壓水堆〕boron injection 　　為使反應(yīng)性迅速減少以便進(jìn)行緊急停堆而將硼溶液注入反應(yīng)堆液態(tài)慢化劑或冷卻劑進(jìn)入堆芯的過程。 　　5.35稀釋〔壓水堆〕dilution 　　反應(yīng)堆運行過程中，通過補給水降低反應(yīng)堆冷卻劑的硼濃度以增加反應(yīng)性的一種控制方式。 　　5.36上充〔壓水堆〕charging 　　用上充泵將容積控制箱的水按照運行要求注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的過程。 　　5.37下泄〔壓水堆〕letdown 　　從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄出一定量的水流入化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的過程。 　　5.38停役outage 　　反應(yīng)堆或核電廠根據(jù)計劃停止運行，進(jìn)行換料、檢修、試驗或改進(jìn)等工作的停堆狀態(tài)。 　　5.39退役decommissioning 　　反應(yīng)堆或核電廠永久退出運行的過程。 　　6核安全 　　6.1(核)安全nuclear safety 　　完成正確的運行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果從而實現(xiàn)保護(hù)廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。 　　6.2安全文化safety culture 　　安全文化是存在于單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核設(shè)施安全問題由于它的重要性要得到應(yīng)有的重視。 　　6.3安全許可證〔執(zhí)照〕safety licence 　　由國家核安全部門頒發(fā)的，申請單位據(jù)以確定核電廠廠址、進(jìn)行核設(shè)施的建造、調(diào)試、運行和退役等特定活動的授權(quán)證書. 　　6.4安全限值safety limit 　　過程變量的各種限值，核電廠在這些限值范圍內(nèi)運行已證明是安全的. 　　6.5安全系統(tǒng)整定值safety system setpoint 　　為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預(yù)計運行事件和事故工況時啟動有關(guān)自動保護(hù)裝置的觸發(fā)點。 　　6.6運行限值和條件operating limits and conditions 　　經(jīng)國家核安全部門認(rèn)可的，為核電廠的安全運行列舉參數(shù)限值、設(shè)備的功能和性能及人員執(zhí)行任務(wù)的水平等一整套規(guī)定。 　　6.7縱深防御defence in depth 　　縱深防御概念是安全原理的重要組成部分。此概念必須貫徹于安全有關(guān)的全部活動.包括與組織、設(shè)計或人員行為有關(guān)的方面，以保證這些活動均置于重盛措施的防御之下，即使有一種防御失效，亦將得到補償或糾正。 　　6.8核事故nuclear accident 　　由于鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)的失控、放射性物質(zhì)失控外逸所造成的任何意外事故的統(tǒng)稱。 　　6.9假設(shè)始發(fā)事件postulated initiating events 　　經(jīng)鑒明可能導(dǎo)致預(yù)計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應(yīng)的事件。 　　6.10預(yù)計運行事件anticipated operational occurrences 　　在核設(shè)施運行壽期內(nèi)預(yù)計可能出現(xiàn)一次或數(shù)次偏離正常運行的各種運行過程；由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，這類事件不致于引起安全重要物項的嚴(yán)重破壞，也不致導(dǎo)致事故工況。 　　6.11事故工況accident condition 　　以偏離運行狀態(tài)的形式出現(xiàn)的事故，事故工況下放射性物質(zhì)的釋放可由恰當(dāng)設(shè)計的設(shè)施限制在可接受限值以內(nèi)，嚴(yán)重事故不在其列。 　　6.12嚴(yán)重事故severe accident 　　嚴(yán)重性超過事故工況的狀態(tài)，包括造成堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的狀態(tài)。、 　　6.13事故處理accident management 　　為使核設(shè)施恢復(fù)到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動。行動階段的順序如下： 　　(1)事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核設(shè)施設(shè)計基準(zhǔn)的階段； 　　(2)發(fā)生嚴(yán)重事故，但堆芯尚未損壞的階段； 　　(3)堆芯損壞后的階段。 　　6.14設(shè)計基準(zhǔn)事故design basis accident 　　按確定的設(shè)計準(zhǔn)則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況。 　　6.15廠外電源喪失事故loss of off-site powor 　　失去廠外電源的事故。 　　6.16全廠斷電事故station blackout accident 　　失去廠內(nèi)外全部交流電源的事故 　　6.17流量喪失事故loss of flow accident（LOFA)；失流事故 　　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)因主泵失去電源、斷軸或卡軸等電氣或機械故障而使反應(yīng)堆冷卻劑流量減少或中斷的事故。 　　6.18冷卻劑喪失事故loss-of-coolant accident（LOCA)；失水事故 　　反應(yīng)堆冷卻劑流失速率超過正常補給系統(tǒng)補給能力的事故，對輕水堆，亦稱失水事故。 　　6.19雙端斷裂事故double end guillotine break 　　反應(yīng)堆冷卻劑管道沿圓周斷開并完全錯位導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑大量流失的一種假想事故。 　　6.20噴放階段〔壓水堆〕blowdown phase 　　從失水事故發(fā)生，水、汽及其混合物通過破口向外噴射，到反應(yīng)堆與安全殼壓力平衡時為止的這一階段。 　　6.21注入階段〔壓水堆〕injection phase 　　失水事故后，〔壓水堆〕應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)從投入運行到再循環(huán)開始的這一階段。 　　6.22再灌水階段〔壓水堆〕refilling phase 　　從噴放結(jié)束到應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)將水注滿反應(yīng)堆壓力容器下腔室直到堆芯入口為止的這一階段。 　　6.23噴淋階段〔壓水堆〕spray phase 　　換料水箱的水噴入安全殼空間的運行階段。 　　6.24再淹沒階段〔壓水堆〕reflooding phase 　　失水事故后，從水開始進(jìn)入堆芯一直到堆芯全部淹沒為止。 　　6.25再循環(huán)階段〔壓水堆〕recirculation phase 　　對安全殼噴淋系統(tǒng)而言，是指從安全殼再循環(huán)地坑吸水，再噴入安全殼空間的運行階段；對應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)而言，是指系統(tǒng)從再循環(huán)地坑吸水并重新注入反應(yīng)堆的運行階段。 　　6.26負(fù)荷喪失事故loss of electrical load accident 　　因電網(wǎng)故障或汽輪機脫扣造成電廠負(fù)荷全部或大部分喪失的事故。 　　6.27主給水喪失事故loss of main feed water accident 　　主給水泵故障或全廠斷電引起二回路正常給水全部喪失的事故。 　　6.28燃料錯位事故fuel misposition accident 　　燃料組件在堆芯內(nèi)裝錯位置而可能影響反應(yīng)堆安全的事故。 　　6.29臨界事故critical accident 　　含易裂變材料的系統(tǒng)由于某種原因引起的非預(yù)計臨界或超臨界事故。 　　6.30(控制棒)卡棒事故(control rod)stuck rod accident 　　控制棒由于機械或電氣故障而卡在堆頂或其他部位，不能正常動作的事故。 　　6.31(控制棒)彈棒事故(control rod)ejection accident 　　控制棒驅(qū)動機構(gòu)耐壓殼損壞時，在堆內(nèi)壓力作用下，控制棒迅速射出的事故。 　　6.32未能緊急停堆的預(yù)計瞬態(tài)anticipated transient without scram(ATWS) 　　發(fā)生預(yù)計運行事件引起的物理參數(shù)變化，雖然達(dá)到觸發(fā)保護(hù)動作的閉值，但因某種原因而未能停堆的瞬態(tài)工況。 　　6.33主蒸汽管道破裂事故main steam line break accident 　　主蒸汽管道破裂造成大量蒸汽外噴的事故。 　　6.34蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故steam generator tube rupture accident 　　由于蒸汽發(fā)生器內(nèi)傳熱管破裂，使冷卻劑從蒸汽發(fā)生器一次側(cè)泄漏到二次側(cè)的事故。 　　6.35熱生長thermal growth 　　燃料棒因經(jīng)受反復(fù)的溫度變化(例如當(dāng)反應(yīng)堆功率升降時)而產(chǎn)生長度增加的現(xiàn)象。 　　6.36包殼鼓脹cladding ballooning 　　事故時，嫉料元件包殼內(nèi)壓力和包殼溫度過高，使包殼所受應(yīng)力超過它的彈性極限而引起包殼出現(xiàn)鼓包的現(xiàn)象。 　　6.37包殼坍塌cladding collapse 　　在外壓作用下，包殼向被包容物(如燃料芯塊)凹陷。 　　6.38共因故障common cause failure 　　由特定的單一事件或起因?qū)е氯舾稍O(shè)備或部件功能失效的故障。例如設(shè)計缺陷、制造缺陷、使用和維修差錯、自然事件、人因事件、信號飽和或源自其他操作、電廠內(nèi)部故障或環(huán)境條件變化的意外級聯(lián)效應(yīng)。 　　6.39多重性〔多重度，冗余度〕redundancy 　　通過設(shè)置數(shù)量多于最低需要的單元或系統(tǒng)(相同的或不同的)，以達(dá)到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的一種設(shè)計原則。 　　6.40多樣性diversity 　　為減少共因故障采用不同屬性的部件或系統(tǒng)完成某一確定功能的一種設(shè)計原則。 　　6.41安全功能safety function 　　安全系統(tǒng)或其他安全重要物項的規(guī)定用途，例如停堆或余熱排出。每一假設(shè)始發(fā)事件都可能要求完成一個或多個安全功能。 　　6.42安全組(合)safety group 　　用于完成某一特定假設(shè)始發(fā)事件下所必需的各種動作的設(shè)備組合，其使命是防止該事件的后果超過設(shè)計基準(zhǔn)規(guī)定的限值。 　　6.43單一故障single failure 　　導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的一種隨機故障。由單一隨機事件引起的所有繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。 　　6.44單一故障準(zhǔn)則single failure criteria 　　要求系統(tǒng)或設(shè)備組合在其任何部位發(fā)生可信的單一隨機故障時仍能執(zhí)行其正常功能的設(shè)計準(zhǔn)則。 　　6.45技術(shù)規(guī)格書〔技術(shù)條件〕specification 　　一種書面規(guī)定，說明產(chǎn)品、服務(wù)、材料或工藝必須滿足的要求，并指出確定這些規(guī)定的要求是否得到滿足的程序. 　　6.46不符合項non-conformance 　　性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質(zhì)量變得不可接受或不能確定。 　　6.47監(jiān)查audit 　　通過對客觀證據(jù)的調(diào)查、檢查和評價，為確定所制定的程序、細(xì)則、技術(shù)規(guī)格書、規(guī)程、標(biāo)準(zhǔn)、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實遵守以及實施效果如何而進(jìn)行的審核并提出書面報告的工作。