| ·安全分析报告： | 潜艇核动力装置建造和运行许可证申请者向国家军用核安全部门提交的，按规定要求编
写的供核安全部门审查的报告。 |
| ·初步安全分析报告： | 潜艇核动力装置建造许可证申请者向国家军用核安全部门提交审查的报告。它包括潜艇
核动力装置初步设计的资料及安全评价。 |
| ·最终安全分析报告： | 潜艇核动力装置运行许可证申请者向国家军用核安全部门提交供审查的安全分析报告。
它包括潜艇核动力装置施工设计的资料及安全评价。 |
| ·设计依据： | 选定用于核动力装置全部或一部分的设计，并能表征其功能与特性的设计工况、设计参数
和设计条件。 |
| ·设计基准事故： | 核动力装置运行发生的极为严重的，设计上必须采取针对性措施的事故。 |
| ·正常运行： | 核动力装置在规定的运行限值和条件内的运行。包括起动过程、热备用、功率运行、冷停
堆、维修、试验和换料等。 |
| ·稳态运行： | 核动力装置运行参数控制在预定的很小的偏差和波动范围内的运行。 |
| ·设计工况： | 用作核动力装置全部或一部分(系统或设备)的设计依据所确定的运行工况或条件。 |
| ·运行工况： | 符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。 |
| ·事故工况： | 核动力装置中偶而发生的对运行工况的严重偏离(如大量燃料元件损坏，冷却剂丧失事故
等)。如果有关的专设安全设施不能按设计要求发挥作用，则将导致放射性物质释放量超过规
定限值的工况。 |
| ·应急工况： | 在电力系统中，当正常供电系统失效，由应急供电系统供电的运行工况。 |
| ·预计运行事件： | 在核动力装置运行寿期中，预计会发生一次或数次偏离正常运行的工况(运行过程)，鉴于
有适当的设计措施A，只可能造成停堆，不会对安全重要物项造成明显的损坏，也不会导致事故
工况。 |
| ·始发事件： | 导致预计运行事件和事故工况的可信设备故障和运行人员错误(核动力装置内部或外部)
及其可信组合形成的事故。 |
| ·冷却剂丧失事故： | 反应堆冷却剂流失速率超过补给系统能力的事故。 |
| ·辐射事故： | 由于辐射源失控引起的辐射增强或放射性物质泄漏，直接或间接地产生对人员生命、健康
的危害或设备损伤的事故。 |
| ·能动部件： | 其动作取决于外部输入，如依靠触发动作、机械运动或动力源而动作，会能动的影响系统
工作过程的部件。 |
| ·非能动部件： | 没有运动部件，例如仅随压力、温度变化或以流体的流动来完成其功能的部件，此外以不
可逆的动作或变化为基础，且具有很高可靠性的部件也属于非能动的部件。 |
| ·预计瞬态： | 指核动力装置正常运行和预计运行事件中发生的瞬态过程。 |
| ·超压保护系统： | 为反应堆冷却剂压力边界提供超压保护并确保其完整性不被破坏的系统。它包括稳压器
的安全阀、释放阀和反应堆保护系统等。 |
| ·反应堆舱系统： | 潜艇上用于封闭反应堆、反应堆冷却剂系统和其它与反应堆冷却剂接触的系统。是防止事
故时放射性物质向舱室环境或艇外释放的最后一道屏障。它包括反应堆舱结构、反应堆舱排热
系统和反应堆舱隔离系统。 |
| ·反应堆舱排热系统： | 反应堆正常运行时，用于维持反应堆舱正常温度，在发生反应堆冷却剂管道和其它高能管
道破裂时，迅速降低反应堆舱的压力和温度并使其维持在可接受的水平上的系统，一般包括反
应堆舱空调系统和反应堆舱喷淋系统。 |
| ·反应堆舱隔离系统： | 采用贯穿件和隔离阀的设置，为贯穿反应堆舱舱壁的管道在发生冷却剂丧失事故时提供
隔离措施的系统。 |