| ·安全系统： | 在任何工况下均能保证反应堆安全停堆并从堆芯移出热量和(或)限制预
计运行事件及事故工况后果的系统。它由保护系统、安全动作系统和安全系统辅助设施组成。 |
| ·安全限值： | 过程变量的各种限值的统称。潜艇核动力装置在这些限值范围内运行已证
明是安全的。 |
| ·安全组合： | 在某一特定的假设始发事件发生后，为使其后果不超过设计基准中规定的
限值而要求完成应有动作的那种设备的组合。 |
| ·退役： | 潜艇核动力装置最终退出运行和随后使其处于规定状态所进行的工作。 |
| ·运行工况： | 符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。 |
| ·运行限值和条件： | 为保证核动力装置安全运行，经有关管理部门批准，用以确定参数
限值、设备功能和性能及运行人员水平等方面的整套规定。 |
| ·正常运行： | 核动力装置在规定的运行限值和条件范围内的运行，包括停运状态、启动、
功率运行、停堆、维护、试验和换料等。 |
| ·预计运行事件： | 在核动力装置运行寿期中，预计会出现一次或数次偏离正常运行的所
有运行过程。由于设计时已采取了适当的防范措施，这类事件不会使与安全有关的物项发生明
显损害，也不会导致事故工况。 |
| ·事故工况： | 核动力装置运行中极少出现的对运行工况的严重偏离。若有关的专设安
全设施不能按设计要求发挥作用，则放射性物质的释放可能会达到不可接受的程度。 |
| ·物项： | 舱室、系统、部件、零件或材料的通称。 |
| ·假设始发事件： | 所有能危及安全的可信事件的统称。 |
| ·单一故障： | 使某个部件不能执行其预定安全功能的单一随机故障。由某个单一随机
事件引起的所有继发性故障，均视为该故障的组成部分。 |
| ·能动部件： | 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而动作，因而能主动地影响系统
的工作过程的部件。 |
| ·非能动部件： | 此类部件内无运动部分，在执行其功能中仅承受压力、温度或流体流量
的变化。此外，以不可逆的动作或变化为基础，其功能又极可靠的某些部件也可以归入本类。 |
| ·余热： | 停堆后反应堆内残存的总热量，包括剩余释热和显热。 |
| ·最终热阱： | 在运行工况或事故工况期间，可以排入余热的大气和(或)水体。 |
| ·质量保证大纲： | 为保持质量所规定的和完成的工作综合在一起构成质量保证大纲。
这些工作包括两种基本类型：管理性和技术性的。质量保证大纲必须形成文件。 |