| ·冲击： | 水中近距离(安全半径规定的)非接触爆炸引起的瞬态运动。 |
| ·高能流体系统： | 在正常运行时，最高运行温度高于93℃或最高运行压力超过1.90MPa的流体系统。 |
| ·燃料系统： | 燃料组件和燃料相关组件的通称。 |
| ·燃料系统不损坏： | 燃料棒不损坏，燃料系统的尺寸保持在运行容差之内，以及其功能没有降低到安全分析中
假定的功能之下。 |
| ·燃料棒破损： | 燃料棒发生泄漏，第一道裂变产物屏障(包壳)已遭破坏。 |
| ·可冷却性： | 燃料组件保持其棒束几何形状，并有足够的冷却通道使余热排出。 |
| ·控制棒驱动系统： | 包括控制棒驱动机构、驱动电源、控制棒控制系统及支撑的系统。 |
| ·反应堆舱喷淋系统： | 发生冷却剂丧失事故时，能以向反应堆舱喷淋冷水的方式迅速降低其压力和温度，并能清
除空气中的裂变产物的系统。 |
| ·裂变产物控制系统： | 反应堆正常运行和发生冷却剂丧失事故时为能够减小和控制反应堆舱空气中裂变产物浓
度，从而减小反应堆舱含裂变产物的放射性气体向相邻其它舱室的释放而设置的系统的总称。
它们是：反应堆舱负压系统、反应堆舱隔离系统、反应堆舱喷淋系统和反应堆舱应急排风系统
等。 |
| ·舱室环境保障系统： | 在反应堆正常运行和事故工况下，为保障艇员工作和居住所需要的环境条件而设置的系
统与设施的总称。它们是：舱室空调通风系统、舱室空气净化系统和反应堆舱屏蔽等。 |
| ·辅助系统： | 保证核动力装置正常运行、安全停堆、艇上人员安全和正常工作的系统。 |
| ·一回路辅助系统： | 保证核动力装置正常运行和安全停堆的系统。 |
| ·蒸汽动力转换系统： | 将蒸汽发生器产生的蒸汽的能量转变为机械能与电能的设备和管路系统的总称。 |
| ·调试： | 系泊及航行试验的总称。 |
| ·系泊试验： | 潜艇建造完成后，在船坞或码头系泊状态下进行的，旨在鉴定核动力装置性能和进行必要
的调整使其能安全可靠工作的试验。系泊试验在试航前完成。是进行航行试验的必要条件。 |
| ·航行试验： | 潜艇系泊试验完成后，在海上进行的，旨在鉴定核动力装置综合性能和安全可靠性，确认
其满足潜艇使命要求的性能试验。航行试验是潜艇服役前必须完成的检查和试验。 |
| ·可冷却的堆芯几何条件： | 燃料组件保持其棒束几何形状，并有足够的冷却剂通道排出余热。 |