| ·核潜艇： | 以核能为推进动力源的潜艇。 |
| ·潜艇核动力装置： | 以核反应堆为动力源的潜艇动力装置。 |
| ·-体化核动力装置： | 将堆芯、蒸汽发生器等设备和部件进行适当组合，使系统得到简化，在反应堆容器内实行
组合的称为堆内一体化核动力装置；在反应堆容器外实行组合的称为堆外一体化核动力装置。 |
| ·分散布置核动力装置： | 反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主泵等各自独立、分散布置的核动力装置。 |
| ·压水(反应)堆： | 反应堆冷却剂水保持在不发生整体沸腾的压力之下的反应堆。 |
| ·隔舱： | 耐压船体内，相邻两个水密横舱壁与耐压船体之间围成的空间。 |
| ·反应堆舱： | 耐压船体内，安装反应堆及其附属设备和系统的隔舱。 |
| ·主机舱： | 耐压船体内，安装主机及其附属设备的隔舱。 |
| ·辅机舱： | 耐压船体内，主要集中安装辅机的隔舱。 |
| ·补水贮存箱： | 贮存-回路补水系统用水的水箱。 |
| ·一次屏蔽水箱： | 环绕反应堆，充满水构成一次屏蔽的水箱。 |
| ·一次屏蔽水波动箱： | 为使一次屏蔽水箱充满水而设置的水箱。 |
| ·废水箱： | 为收集、暂存-回路漏泄的放射性水而设置的水箱。 |
| ·一次仪表间： | 用于置放测量核动力装置热工参数的-次仪表的舱室。 |
| ·主推进电机： | 在直接传动的潜艇上既作发电机给蓄电池组充电，又能用作电动机带动推进器工作的电
机，在电传动的潜艇上用以带动推进器工作的主电机。 |
| ·辅推进电机： | 带动辅助推进器工作的电动机。 |
| ·应急推进电机： | 核动力装置故障时，用以带动推进器工作的电动机。 |
| ·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。 |
| ·斐克定律： | 描述中子流密度与中子通量密度负梯度成正比的定律。其比例常数是中子通量密度扩散
系数。这一定律是扩散理论的基础。 |
| ·扩散理论： | 根据在均匀介质中中子流密度与中子通量密度的梯度成正比的假定描述中子扩散过程的
近似理论。 |
| ·输运理论： | 根据玻耳兹曼线性输运方程处理介质内中子或γ 射线徙动问题的理论。 |
| ·多群理论： | 应用多群模型的中子输运理论。 |
| ·多群模型： | 将中子按能量分成有限数目群的-种模型。 |
| ·少群模型： | 将堆芯中子按能区分为少数几个中子能群的模型。 |
| ·栅元： | 反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。 |
| ·截面(σ)： | 入射粒子与靶粒之间发生某种特定相互作用几率的度量。它是指每一靶粒子发生某种指定过程的反应几率除以该入射粒子的注量所得的商。 |
| ·微观截面： | 每个靶核、靶原子或靶分子的截面。微观截面通常以“靶恩”为单位。 |
| ·宏观截面： | 对于某特定过程，某种给定物质的单位体积的截面。它是该过程的平均自由程的倒数。对
于一种核素，宏观截面是微观截面与单位体积靶核数的乘积；对于多种核素的混合物，宏观截
面是这些乘积之和。 |
| ·群截面： | 某个能群的中子加权平均截面。 |
| ·每次裂变的中子产额： | 给定核素每次裂变放出的初始裂变中子(包括缓发中子)的平均数。它是被吸收中子能量
的函数。 |
| ·有效增殖系数(Keff)： | 有限大介质的增殖系数 |
| ·几何曲率： | 一种取决于装置(例如堆芯)的形状和尺寸的参数，通常用Bg2表示。对于裸堆，如果在装置的
外堆边界上假定中子通量密度φ为零，则Bg2为方程 022 +B Φ=的第一本征值。 |
| ·材料曲率： | 一种度量介质中子倍增性质(此性质取决于介质的材料及其配置)的参数，通常用Bm2表示。
在年龄扩散理论中，Bm2是满足超越方程的B2的值。即
|
| ·次临界： | 链式核反应介质或系统在其有效倍增因子小于1时所处的状态。 |
| ·临界： | 能产生链式核反应的介质或系统在其有效增殖系数等于1时所处的状态。 |
| ·瞬发临界： | 仅瞬发中子就能使产生链式核反应的介质或系统达到的临界。 |
| ·缓发临界： | 需要缓发中子参与作用才能达到的临界。 |
| ·核临界安全： | 含易裂变材料的系统处于不能维持自持链式核反应的状态或保证这种状态的措施。 |
| ·瞬发中子： | 伴随着裂变产生而没有可测延迟的中子。 |
| ·瞬发中子份额： | 每次裂变产生的瞬发中子平均数与每次裂变产生的全部中子(瞬发中子加缓发中子)平均
数之比。 |
| ·缓发中子： | 裂变后经过β衰变而处于激发态的某几种裂变产物所发射的中子。其他原子核由于β衰
变而处于激发态发射的中子亦称缓发中子。 |
| ·缓发中子份额： | 每次裂变产生的缓发中子平均数与每次裂变产生的全部中子(瞬发中子加缓发中子)平均
数的比值。 |
| ·缓发中子有效份额： | 仅由缓发中子引起的裂变平均数与由缓发中子加瞬发中子引起的全部裂变平均数的比
值。
注：缓发中子有效份额-般大于缓发中子份额。 |
| ·热化： | 中子与其周围介质建立热平衡的过程。 |
| ·欠慢化： | 当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值小于使系统的某个给定参数(例如材料曲率、临界
质量等)达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。 |
| ·过慢化： | 倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值大于使系统的某给定参数(例如材料曲率、临界质量
等)达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。 |
| ·中子通量密度： | 单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 |
| ·通量展平： | 通过引进中子吸收剂或改变核燃料浓度等方法，使堆芯内中子通量密度达到近似平坦的
分布。 |
| ·通量峰因子： | 局部中子通量密度的最大值与堆芯内中子通量密度平均值的比值。 |
| ·(中子)反照率： | 穿过一表面进入某区域的中子仍穿过该表面返回的几率。 |
| ·不利因子： | 反应堆栅元内某种材料中的平均中子通量密度与燃料中的平均中子通量密度的比值。 |
| ·反应堆时间常数： | 反应堆内中子通量密度按指数规律改变e倍所需要的时间。 |
| ·反应性： | 表征链式核反应介质或系统偏离临界程度的一个参数，定量地表示为
|
| ·倒时方程： | 表示反应堆的反应性与反应堆时间常数关系的方程。 |
| ·剩余反应性： | 在任何时刻通过对控制元件和(或)其他用于控制反应性的毒物的调节所能获得的最大反
应性。 |
| ·后备反应性： | 冷态净堆的剩余反应性。 |
| ·克氙反应性： | 为使反应堆即使在停堆后氙中毒达到最大值时也能启动而提供的那部分剩余反应性。 |
| ·反应性功率系数： | 在给定状态下，反应堆功率变化1％所引起的反应性变化。 |
| ·反应性温度系数： | 在给定状态下，反应堆温度变化一度，所引起的反应性变化。 |
| ·多普勒系数： | 由多普勒展宽所引起的那-部分反应性温度系数。 |
| ·反应性压力系数： | 在给定状态下，反应堆单位压力变化所引起的反应性变化。 |
| ·反应性空泡系数： | 在给定状态下，反应堆单位空泡份额变化所引起的反应性变化。 |
| ·反应性反馈： | 由反应性引起的反应堆某些参数(如功率、温度、压力或空泡份额)的变化对反应性的影
响。 |
| ·控制棒价值： | 在给定条件下，将一根完全提出的控制棒全部插入临界的反应堆中所引起的反应性变化。 |
| ·积分价值： | 从堆芯内某规定位置抽出控制棒所引起的反应性变化。 |
| ·水铀比： | 堆芯内慢化剂水与核燃料的体积比。 |
| ·转换比： | 通过转换所产生的易裂变核数与消失的易裂变核数之比。可以指瞬时的，也可以指一段时
间的。 |
| ·钐中毒： | 反应堆中由于稳定的裂变毒物
149sm俘获中子而引起反应性减少的现象。 |
| ·氙中毒： | 反应堆中由裂变毒物
135Xe俘获中子而引起反应性减少的现象。 |
| ·氙平衡： | 反应堆内裂变毒物#Xe的生成量与由吸收中子和放射性衰变造成的消失量相等时所处
的状态。 |
| ·反射层： | 将从堆芯或倍增系统逃脱的中子部分地散射回堆芯或倍增系统的物体。 |
| ·反射层节省： | 裸反应堆堆芯外加上某种反射层后，在不改变反应性的条件下所能得到的该堆芯给定方
向上尺寸的减少量。 |
| ·停堆深度： | 反应堆处于停堆状态下的次临界度。 |
| ·换料停堆硼浓度： | 在换料过程中，当所有控制棒组件全部提出堆芯时，使反应堆具有给定停堆深度所需的硼
浓度。 |
| ·燃耗： | 反应堆运行期间原子的感生核变换。该术语可用于燃料或其他材料。 |
| ·燃耗份额： | 某核素初始量中被燃耗的份额，通常用百分数表示。 |
| ·燃料总装量： | 反应堆内装入的核燃料的总量。 |
| ·净堆： | 没有感生放射性和裂变产物的反应堆。 |
| ·有效满功率天： | 反应堆累积发热量折合满功率运行的天数。 |
| ·卡棒准则： | 当控制棒组件中价值最高的一组全部卡在堆芯外时，依靠其他控制棒组件全插入堆芯仍
能维持反应堆处于次临界状态的准则。 |
| ·反应堆噪声： | 反应堆中，由核过程的随机性或由机械、流体动力过程的无规律涨落引起的中子通量密度
涨落和由此产生的功率波动。 |
| ·(反应堆)热功率： | 反应堆输出的可利用热能所对应的功率。 |
| ·剩余功率： | 停堆后反应堆内相应于剩余释热的功率。 |
| ·衰变功率： | 停堆后反应堆内相应于衰变热的功率。 |
| ·比功率： | 堆芯内单位质量核燃料所产生的热功率。 |
| ·燃料额定比功率： | 在额定功率下单位体积(或单位质量)燃料所产生的热功率。 |
| ·功率密度： | 单位体积堆芯所产生的热功率。 |
| ·额定功率密度： | 在额定功率下单位体积堆芯所产生的热功率。 |
| ·面功率密度： | 单位面积燃料元件表面所放出的热功率。 |
| ·线功率密度： | 单位长度燃料元件内产生的热功率。 |
| ·余热： | 停堆后反应堆残存的总热量，包括剩余释热和显热。 |
| ·剩余释热： | 停堆后反应堆内由残余放射性和残余裂变所产生的热量。 |
| ·衰变热： | 放射性核素衰变时所产生的热量。 |
| ·额定流量： | 在反应堆设计中，额定工况下反应堆冷却剂的流量。 |
| ·热工设计流量： | 在堆芯设计中，为确定其热工水力性能所使用的可预期的冷却剂流量的最小值。 |
| ·机械设计流量： | 在堆内部件和燃料组件的机械设计中，所使用的可预期的冷却剂流量的最大值。 |
| ·旁通流量： | 在额定流量中，未用于冷却燃料元件而旁流的部分。 |
| ·径向峰因子： | 反应堆堆芯内燃料元件的最大功率与平均功率的比值。 |
| ·轴向峰因子： | 轴向局部最大功率密度与平均功率密度之比。 |
| ·冷却剂通道： | 冷却剂流过堆芯的通道，通常指燃料通道。 |
| ·开式通道： | 堆芯中能与相邻通道流体产生质量、动量和热量迁移的通道。 |
| ·闭式通道： | 堆芯中流体在通道之间没有质量、热量和动量迁移的通道。 |
| ·平均通道： | 堆芯热工水力设计中选取的一条参考冷却剂通道，其释热量和流量均取堆芯内全部通道
的平均值，几何尺寸取标称值。 |
| ·子通道分析： | 在反应堆热工水力计算中，假想地将堆芯或燃料组件冷却剂通道划分成若干子通道，对每
条子通道分别列出质量、动量和能量平衡方程式，并在某种程度上考虑各子通道间相互作用的
一种分析方法。 |
| ·热通道： | 堆芯中考虑了各种不利因子后，热流密度和(或)焓升最大的一条限制堆功率输出的冷却
剂通道。 |
| ·热通道因子： | 考虑了核的和工程上的不利影响的热通道轴向平均热流密度，与堆芯平均热流密度的比
值。 |
| ·核热通道因子： | 热通道的轴向平均热流密度与堆芯平均热流密度之比。 |
| ·工程热通道因子： | 由于燃料元件、燃料芯块直径、密度和富集度等的制造偏差、下空腔流量再分配、流量交混
和旁流等带来的对热通道热流密度的不利影响的系数。 |
| ·工程焓升热通道因子： | 由于燃料元件、燃料芯块直径、密度和富集度等的制造偏差、下空腔流量再分配、流量交混
和旁流等带来的对热通道焓升的不利影响的系数。 |
| ·热点： | 堆芯中热流密度最大的点。 |
| ·热点因子： | 考虑了核的和工程上的不利影响的热点热流密度与堆芯平均热流密度之比。 |
| ·核热点因子： | 热点的热流密度与堆芯平均热流密度之比。 |
| ·工程热点因子： | 由于燃料元件、燃料芯块直径、密度和富集度等的制造偏差，对热点热流密度的不利影响
的系数。 |
| ·欠热沸腾： | 冷却剂在接近加热面处已达到饱和温度而在冷却剂通道截面上的大部分仍低于饱和温度
的沸腾。此时仅在加热表面附近产生蒸汽泡。 |
| ·整体沸腾： | 冷却剂通道截面上的平均温度在饱和温度附近的沸腾。 |
| ·泡核沸腾： | 流体在湿润的加热表面上生成蒸汽泡的沸腾。 |
| ·偏离泡核沸腾： | 在泡核沸腾转变为膜态沸腾过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的汽膜减少了从
表面到液体的传热，致使在热流密度——温差曲线上出现一个极值时的沸腾。 |
| ·沸腾过渡： | 从泡核沸腾状态转变到膜态沸腾状态的过程。 |
| ·膜态沸腾： | 冷却剂处于或低于饱和温度时，加热表面上形成蒸汽薄膜的沸腾。 |
| ·空泡份额： | 在两相流通道中的某一截面处汽体占混合物的体积份额。 |
| ·滑速比： | 在两相流通道中，某一截面上汽相速度与液相速度之比。 |
| ·功率流量比： | 堆芯中输出热功率与冷却剂流量之比。 |
| ·偏离泡核沸腾热流密度： | 由泡核沸腾转变为膜态沸腾时，加热表面与冷却液体之间的局部热流密度。该值对应于热
流密度一温差曲线上极值点的热流密度。 |
| ·干涸： | 整个冷却剂通道内缺乏液体，因而加热表面附近也缺乏液体时的沸腾。 |
| ·沸腾危机： | 在欠热区或低含汽区的偏离泡核沸腾和在高含汽区的干涸的统称。 |
| ·燃料元件烧毁： | 由于冷却剂不能带出燃料元件所产生的全部热量而引起的燃料元件局部严重损坏。 |
| ·偏离泡核沸腾比： | 燃料元件包壳上给定点的偏离泡核沸腾热流密度与实际热流密度之比。 |
| ·屏蔽体： | 为降低进入某-区域的辐射强度所用的物体。 |
| ·屏蔽： | 各种屏蔽体的设置和作用。 |
| ·屏蔽结构： | 由屏蔽核辐射的各种材料所组成用以形成屏蔽核辐射的结构。 |
| ·一次屏蔽： | 围绕核反应堆的屏蔽体。 |
| ·二次屏蔽： | 设置在一次屏蔽和一回路系统设备周围的屏蔽体。 |
| ·生物屏蔽： | 为将全部电离辐射降低到生物容许水平所设置的屏蔽体。 |
| ·屏蔽塞： | 用于减少辐射由屏蔽体上的孔洞逸出的可移去的构件。 |
| ·(反应堆)支撑裙： | 圆筒形的反应堆压力容器支座，亦是一次屏蔽的组成部分。 |
| ·屏蔽走廊： | 反应堆舱内装有屏蔽体的通道。 |
| ·屏蔽观察窗： | 能透过可见光的那部分生物屏蔽。 |
| ·屏蔽容器： | 用于贮存或运输放射性物质的屏蔽罐。 |
| ·放射性： | 某些核素自发地放出粒子或7射线，或在轨道电子俘获后放出x射线，或发生自发裂变
的性质。 |
| ·(放射性)活度： | 一定量的放射性核素在一个很短的时间间隔内发生的核衰变数除以该时间间隔。 |
| ·放射性浓度： | 某种物质单位体积的放射性活度。 |
| ·活化： | 由辐照产生放射性的过程。 |
| ·比活度： | 某种物质单位质量的放射性活度。 |
| ·放射性污染： | 存在于某物质中或物质表面上的不希望有的放射性物质的量超过其天然存在量，并导致
技术上的麻烦或辐射危害的过程或现象。 |
| ·表面可去污性： | 某种材料表面可被去污的性能。 |
| ·(受)照射： | 暴露于电离辐射之下。 |
| ·内照射： | 进入体内的放射性核素作为辐射源对人体的照射。 |
| ·外照射： | 体外辐射源对人体的照射。 |
| ·正常照射： | 人员在正常运行情况下受到的照射。 |
| ·异常照射： | 当辐射源失去控制时，艇员和公众中的成员所接受的可能超过为他们所规定的正常情况
下的剂量当量限值的照射，异常照射可以分为事故照射和应急照射。 |
| ·应急照射： | 异常照射的一种，指在发生事故之时或之后，为了营救遇险人员、防止事态扩大或其他紧
急情况而自愿接受的过量照射。 |
| ·急性照射： | 短时期内受到的大剂量的照射。 |
| ·事故照射： | 异常照射的一种。指在事故情况下受到的非自愿的、意外的照射。 |
| ·职业性照射： | 由于本职工作属于辐射工作而受到的照射。 |
| ·事先计划的特殊照射： | 引起年剂量超过为辐射工作人员规定的年剂量当量限值的照射。正常运行期间的某种情
况下，当不可能使用不包含这种照射的替代措施时，方可作为一种例外而得到允许。 |
| ·辐射防护： | 研究保护人类及其生活环境免受或少受辐射损害的应用性学科。这里所说的辐射，在广义
上说，既包括电离辐射也包括非电离辐射，后者如微波、激光及紫外线等；在狭义上说，则仅包
括电离辐射，此时亦称放射防护。 |
| ·电离辐射： | 能够通过初级过程或次级过程引起电离的带电粒子或不带电粒子组成的，或由它们两者
混合组成的辐射。 |
| ·辐射源： | 能发射电离辐射的装置或物质。 |
| ·辐射水平： | 辐射场中某一点的注量率。在辐射防护工作中也常指比释动能率、照射量率、吸收剂量率
或剂量当量率等。 |
| ·损害： | 由辐射引起的所有有害影响，包括对健康的影响。 |
| ·辐射损伤： | (1)材料的物理或化学性质因受电离辐射的照射而引起的有害变化。
(2)机体受辐射照射而产生的各种类型和不同程度的损伤。 |
| ·辐射事故： | 辐射源失控引起的异常事件，它能够直接或间接地产生对生命、健康的危害或财产的损
失。 |
| ·泄漏辐射： | 除了有用的辐射束外，从辐射源发射出的任何其他辐射。 |
| ·泄漏： | (3)中子通过反应堆某个区域的边界外逸引起的净损失。
(2)辐射贯穿屏蔽体后的逃脱，特别是从空洞、孔道和缝隙的逃脱。 |
| ·贯穿辐射： | 在物质中穿透本领强的辐射。一般指γ辐射、X辐射和中子辐射等。 |
| ·辐射监测： | 为了评价和控制辐射或放射性物质的照射，对辐射或放射性物质所作的测量以及对测量
结果的分析和解释。 |
| ·参考辐射： | 为刻度辐射测量装置的能量响应而选用的.一系列具有不同能量、不同发射率和其他特征
的辐射。在辐射效应的研究中，能确定相对生物效应系数时，亦能作为比较的标准而使用的某
些规定的辐射。 |
| ·参考人： | 在辐射防护中，为了在共同的生物学基础上计算放射性核素的年摄入量限值或计算外照
射剂量分布而规定的一种假想的、具有比较典型的解剖学和生理学特征的成年人模型。 |
| ·参考水平： | 在辐射防护中，为决定采取某种行动而规定的剂量水平。需要采取的行动可以从仅仅把数
据记录下来，或者进一步调查原因与后果，一直到采取干预行动。相应的参考水平分别称为记
录水平，调查水平和干预水平。 |
| ·辐射工作人员： | 所从事的在职工作属于辐射工作的人员。 |
| ·次级限值： | 辐射防护标准的基本限值之一。在全身接受外照射的情况下，外照射的次级限值是浅层剂
量当量指数限值和深部剂量当量指数限值。内照射的次级限值是年摄入量限值。 |
| ·剂量： | 有效剂量当量、集体剂量当量或待积剂量当量的泛称。 |
| ·剂量当量(H： | 一利量度潜在生物效应的量，组织中某点处的剂量当量(H)是D、Q和N的乘积。
|
| ·集体剂量当量： | 受给定辐射源照射的群体的各人群组平均每人在全身或任一特定器官或组织所受的剂量
当量与各组成员数的乘积的总和。 |
| ·剂量当量限值： | 辐射防护标准基本限值之一，是为职业性工作人员和公众中的成员规定的不得超过的剂
量当量值。其目的在于防止非随机效应的发生，并将随机效应发生率限制在可接受的水平。 |
| ·吸收剂量(D)： | 
|
| ·个人剂量限值： | 个人在一年期间受到的外照射所产生的有效剂量当量与这一年内摄入的放射性核素所产
生的待积有效剂量当量两者之和的限值。 |
| ·比释动能(K)： | 
|
| ·比释动能因子： | 比释动能除以粒子注量而得的商。 |
| ·关键人群组： | 在某一给定实践所涉及的各受照人群组中，预期将受到最大辐射照射的人群组，简称关键
组。关键人群组所受到的辐射照射是量度公众成员由于该实践所受剂量的上限。 |
| ·常规监测： | 进行监测的时间与当时正进行的特定操作步骤无关的监测。它通常是按预先规定的间隔
时间进行的。 |
| ·辐射剂量监测： | 对放射性场所和工作人员进行的一系列剂量监督测量和结果评价。 |
| ·场所监测： | 为提供与工作人员的工作环境及其所从事的操作有关的辐射水平的数据而进行的监测。 |
| ·燃料元件破损监测系统： | 连续监测反应堆燃料元件包壳产生导致释出裂变产物的缺陷或破损的系统。 |
| ·空气放射性监测系统： | 连续监测环境空气中气体和微尘放射性活度的系统。 |
| ·合理可行尽量低： | 在辐射防护中，根据对技术、经济和社会等因素的综合考虑将辐射照射减至可合理达到的
最低水平。 |
| ·浓集因子： | 某一种放射性核素在生物体内和其所在环境介质(如海水)中的浓度比。 |
| ·稀释因子： | 稀释前后溶液中被稀释介质的浓度比。 |
| ·浓缩因子： | 浓缩后和浓缩前溶液浓度之比。 |
| ·反应堆压力容器： | 包容堆芯及堆内构件等的压力容器。 |
| ·(反应堆压力容器)顶盖： | 反应堆压力容器的一个部件，由带法兰的球冠形壳体(球形盖)或平板(平盖)组成。 |
| ·堆芯测量管座： | 位于反应堆压力容器上与堆芯测量仪表系统导管连接的接管。 |
| ·(反应堆压力容器)“O”形环： | 用于顶盖法兰和容器法兰密封的空心金属圆环。 |
| ·(反应堆)容器： | 反应堆压力容器的主体部分，一般由容器法兰、接管环段、堆芯环段、过渡段及底封头等组
成。 |
| ·接管环段： | 反应堆压力容器进出口接管所在的简体环段。 |
| ·堆芯环段： | 与容器内放置的燃料组件长度相对应的容器筒体环段。 |
| ·辐照监督管： | 设置在反应堆压力容器内以监测辐照对反应堆压力容器材质影响的承压密封管。 |
| ·孔塞： | 为避免反应堆装换料时水及其它杂质进入反应堆容器法兰的双头螺柱孔内引起腐蚀和污
染而设置的密封塞头。 |
| ·(反应堆压力容器)双头螺柱： | 连接反应堆压力容器顶盖和容器的紧固件。 |
| ·(反应堆)压力容器支承： | 将反应堆压力容器和相关部件的载荷传递到船体耐压壳的构件。 |
| ·安全端： | 为了使反应堆冷却剂系统各主设备接管和主管道之间实现可靠的异种金属连接，而在主
设备接管端部预先加焊的一段与主管道材料性能等效的部分。 |
| ·堆内构件： | 反应堆压力容器内除燃料组件和燃料相关组件以外的所有构件。 |
| ·堆芯上部支承构件： | 位于堆芯上部，用于压紧和精确定位燃料组件，为控制棒组件提供导向，为堆芯测量装置
提供支承和导向的刚性构件。 |
| ·控制棒导向组件： | 在堆芯上部支承构件中，为保证控制棒组件可靠导向、精确对中的刚性构件。 |
| ·堆内测量支承构件： | 为堆内测量装置起导向、支承、定位作用的刚性构件。 |
| ·吊篮： | 反应堆压力容器内盛装堆芯的带法兰的圆筒。 |
| ·堆芯上板导向栓： | 用来导向和防止堆芯上部支承构件横向转动的构件。 |
| ·堆芯下支承板： | 设置在堆芯下部，支撑和精确定位燃料组件的开孔圆板。 |
| ·热屏蔽： | 为减少从堆芯泄漏到反应堆容器内壁的中子和γ射线辐射而设置的屏蔽体。 |
| ·压紧弹簧： | 压紧堆内构件并补偿运行时反应堆压力容器受内压变形及热膨胀影响的弹性受力件。 |
| ·围板组件： | 由多块平板拼接而成的与装配好的堆芯外部轮廓形状相同的、能围住堆芯的直角多边形
简体。 |
| ·成型板： | 在围板和吊篮之间使围板组件成型，起横向支撑、固定连接作用的板形构件。 |
| ·(堆芯)二次支承构件： | 堆内一种安全措施，当吊篮断裂时，能吸收堆芯坠落冲击能和限制下坠行程的构件。 |
| ·径向支承构件： | 使堆内构件在直径方向上定位的支承构件。 |
| ·控制棒驱动线： | 反应堆中进行轴向运动的控制棒组件和为其提供驱动、引导及缓冲的所有部件。 |
| ·堆芯： | 反应堆内能进行链式核反应的区域。 |
| ·控制棒驱动机构： | 驱动控制棒的机构。 |
| ·驱动机构耐压壳： | 控制棒驱动机构中承受反应堆冷却剂压力的密封容器。 |
| ·快插时间： | 控制棒从最高位置降落到控制棒水力缓冲器入口所需的时间。 |
| ·落棒时间： | 控制棒组件从最高位置降落到底部所需的时间。 |
| ·静止吸合电流： | 控制棒驱动机构在静止状态下，使机构分裂转子滚柱与丝杠啮合的最小电流。 |
| ·静止释放电流： | 控制棒驱动机构在静止状态下，使机构分裂转子滚柱与丝杠脱离啮合的最大电流。 |
| ·旋转吸合电流： | 控制棒驱动机构在旋转状态下，使机构分裂转子滚柱与丝杠啮合的最小电流。 |
| ·旋转释放电流： | 控制棒驱动机构在旋转状态下，使机构分裂转子滚柱与丝杠脱离啮合的最大电流。 |
| ·易裂变核素： | 能与慢中子相互作用而进行裂变的核素。
注：该术语不能用于其慢中子裂变截面小得可以忽略的核素，如
238U。 |
| ·可裂变核素： | 能进行裂变(无论由何种过程引起)的核素。 |
| ·(核)燃料： | 含有易裂变核素的材料，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现。 |
| ·富集度： | 在同一元素的同位素混合物中，某指定同位素的丰度大于其天然值时的丰度。 |
| ·富集铀： | 同位素
235U的丰度大于其天然丰度的铀。 |
| ·富集燃料： | 富集了铀的易裂变同位素的核燃料，或在铀中加入了化学性质不同的易裂变核素的核燃
料。 |
| ·稳定化燃料： | 在反应堆中使用时，密实效应和肿胀效应小的核燃料。 |
| ·乏燃料： | 辐照后从堆内卸出且不再在该堆中使用的核燃料。 |
| ·燃料元件： | 反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件，它的具体形状有棒状、板状和
球状等。 |
| ·燃料棒： | 棒状的燃料元件。 |
| ·预加压燃料棒： | 为防止包壳在外压作用下坍塌到燃料芯块上而预先用气体加压的燃料棒。 |
| ·衬锆燃料(棒)： | 具有衬锆包壳的燃料棒。 |
| ·燃料柱： | 燃料芯块排列在一起所形成的长圆柱。 |
| ·活性长度： | 燃料棒、燃料组件或堆芯中含易裂变材料的那一部分的长度。 |
| ·燃料组件： | 组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件。 |
| ·假组件： | 用于代替或代表燃料组件而没有核燃料的组件。 |
| ·(燃料组件)骨架： | 由燃料组件上管座、控制棒导向管、定位格架和下管座构成的组件。 |
| ·可拆式燃料组件： | 具有可拆式上管座和(或)下管座的燃料组件。 |
| ·控制棒导向管： | 组装在燃料组件中，为控制棒运动提供导向和缓冲的管件。 |
| ·缓冲段： | 控制棒导向管缩颈区及其以下的能对控制棒组件起水力缓冲作用的管段。 |
| ·测量导管： | 燃料组件中用来放置中子通量密度测量装置等的导管。 |
| ·定位格架： | 燃料组件中保持燃料棒之间一定间距并为燃料棒提供横向支撑(有时也提供轴向支撑)的
构件。 |
| ·双金属定位格架： | 其条带和弹簧夹是由两种不同金属材料制成的定位格架。 |
| ·格架栅元： | 定位格架中，对应-个燃料棒位置的单元。 |
| ·条带： | 定位格架中固定弹簧夹的金属片。其上面冲制有刚性凸起，有的还带有交混翼。 |
| ·弹簧夹： | 定位格架中用来夹持燃料棒的条状弹簧。 |
| ·刚性凸起： | 从定位格架条带上冲出的对燃料棒起刚性支承的凸起。 |
| ·交混翼： | 设置在定位格架上边缘的用于增强反应堆冷却剂交混的结构件。 |
| ·锫锡合金： | 锆的若干种合金中，中子吸收截面很小的一类含锡合金，包括Zr一1、Zr一2、Zr～3、Zr一
4。研制这类合金是为了改善抗腐蚀性和辐照稳定性，同时也是为了扩大其使用的温度范围，使
之能用作燃料包壳和反应堆的其他部件。 |
| ·包壳： | 包覆和封闭核燃料或其他材料的外套。用以保护核燃料或其他材料不受化学性质活泼的
环境的影响，并包容被包覆材料在辐照过程中产生的放射性产物，也可以提供结构支撑。 |
| ·自立型包壳： | 无需燃料支撑而能承受住冷却剂压力的包壳。 |
| ·燃料芯体： | 带包壳的燃料元件内含有易裂变材料的部分。 |
| ·(燃料)芯块： | 为构成燃料元件而堆叠在包壳内的燃料小块，通常为圆柱形。 |
| ·碟形芯块： | 端部带有碟形的燃料芯块，用以补偿燃料柱的轴向热膨胀。 |
| ·芯块-包壳相互作用： | 反应堆运行期间，燃料芯块和包壳之间发生的机械化学相互作用。 |
| ·芯块-包壳机械相互作用： | 反应堆运行期间，燃料芯块和包壳之间发生的机械相互作用。 |
| ·比燃耗： | 单位质量核燃料释放的总能量，其单位通常为兆瓦日每吨。 |
| ·燃料密实： | 反应堆高温运行所造成的陶瓷燃料密度增加(因而体积减小)的现象。 |
| ·太阳状破裂： | 含氢物质对锆锡合金包壳的侵蚀导致氢化锆局部离析的现象。 |
| ·辐照生长： | 锆材在中子辐照下，原子有从六角形晶胞的基面向柱面迁移的倾向，从而发生某一方向尺
寸增加的现象。 |
| ·肿胀： | 材料因受辐照而发生体积增大的现象。 |
| ·向内蠕变： | 在堆内使用过程中，燃料包壳管在外压作用下发生的使直径减小的蠕变。 |
| ·环脊： | 燃料中陡的温度梯度引起的陶瓷燃料芯块的变形。燃料芯块端部的膨胀变形可能在包壳
上引起竹节状隆起。 |
| ·棘轮效应： | 在反应堆功率升降过程中，包壳的变形因燃料芯体反复膨胀逐渐增大的现象。 |
| ·结垢： | 在燃料元件表面或传热表面上形成固体沉积物的现象。 |
| ·织构： | 材料经冷加工，晶粒产生优先取向的现象。 |
| ·吸氢： | 锆合金包壳吸收氢元素的现象。 |
| ·氢化： | 锆合金包壳与氢发生化合的现象。 |
| ·氢化物取向因子： | 对某一确定的检查面积，氢化物取向在某一角度范围内的条数与氢化物的总条数之比。 |
| ·裂变气体气腔： | 燃料棒中用来贮存燃料辐照过程中释放出来的裂变气体的空腔，其尺寸应使包壳内压力
不致过高。 |
| ·啜吸检漏试验： | 检查辐照过的燃料组件是否存在包壳泄漏的试验。通常分为干法和湿法。 |
| ·燃料相关组件： | 直接与燃料组件相关联的控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的总称。 |
| ·控制元件： | 反应堆内影响反应性的可动部件，用于反应堆控制。棒状的控制元件称控制棒。 |
| ·棒束控制组件： | 包含有-束细棒形控制元件的组件。 |
| ·联动控制棒组： | 位于同-高度上的、一起动作的几组控制棒。 |
| ·中子吸收体： | 显著地或主要地与中子反应，结果使中子不再呈现为自由粒子，且不另外产生中子的材料
或物体。 |
| ·临时吸收体： | 换料时，为保证足够的次临界度而临时加入堆芯的中子吸收体。 |
| ·星形架： | 压水堆棒束控制组件上部的蜘蛛状连接柄。 |
| ·中子源： | 能发射中子的装置或物质。 |
| ·启动中子源： | 反应堆由次临界向临界接近的过程中，为了增加中子通量密度使之易于测量而置于堆内
的中子源。 |
| ·一次(中子)源： | 能在反应堆初始启动时使用的中子源。 |
| ·二次(中子)源： | 在反应堆中经过短期辐照后能释放中子，从而可在该反应堆使用的中子源。 |
| ·可燃毒物： | 放入反应堆内通过其逐渐燃耗来协助控制长期反应性变化的核毒物。 |
| ·可燃毒物组件： | 组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组可燃毒物棒。 |
| ·阻力塞组件： | 在不插控制棒、可燃毒物和中子源组件的导向管内为限制旁流而设置的组件。 |
| ·回路： | 从反应堆导出热量的反应堆冷却剂系统及其辅助系统的总称。 |
| ·反应堆冷却剂系统： | 导出反应堆产生的热量，并将其传给蒸汽发生器的二次侧工质的循环系统。 |
| ·净化系统： | 用以除去反应堆冷却剂中可溶性和不可溶性杂质的系统。 |
| ·压力安全系统： | 用以稳定和控制反应堆冷却剂系统压力的系统。 |
| ·取样系统： | 监测反应堆冷却剂品质、检验净化效果的系统。 |
| ·补水系统： | 向-回路补充水的系统。 |
| ·放射性废物处理系统： | 用以收集、贮存、排放-回路中放射性废物的系统。 |
| ·设备冷却水系统： | 向-回路需要冷却的各设备供给冷却水的系统。 |
| ·一次屏蔽水系统： | 使反应堆一次屏蔽水箱在反应堆运行时始终充满符合要求的水，并能除去一次屏蔽水辐
照分解所产生氢气的系统。 |
| ·停堆冷却系统： | 将反应堆从热停堆状态冷却到冷停堆状态过程中，从反应堆冷却剂系统导出余热的系统。 |
| ·应急冷却系统： | 应急停堆时，导出堆芯余热的系统。 |
| ·余热排出系统： | 正常或应急停堆时，能够最终导出堆芯余热的系统。 |
| ·安全注射系统： | 一回路管道或设备发生破损事故后迅速向堆芯注水，为堆芯提供应急和持续冷却的系统。 |
| ·化学物添加系统： | 为保证反应堆冷却剂品质，向冷却剂中添加化学物品的系统。 |
| ·化学停堆系统： | 向反应堆堆芯注入强中子吸收剂，以化学物品实施停堆的系统。 |
| ·去污系统： | 去除设备、阀门、管道和附件等与反应堆冷却剂接触的表面上放射性沉积物的系统。 |
| ·换料充排水和冷却系统： | 更换燃料过程中，对换料屏蔽水箱充水、排水，并使水通过堆芯循环带出余热的系统。 |
| ·蒸汽发生器： | 将一回路冷却剂的热量传给二回路的给水并使其产生蒸汽的设备。 |
| ·(蒸汽发生器)干保养： | 蒸汽发生器停用时，将二次侧水排干，干燥后通入氮气，防止氧气进入，以避免或减少腐蚀
的方法。 |
| ·(蒸汽发生器)湿保养： | 蒸汽发生器停用时，在二次侧水中加入适量的化学物品除去水中氧，以避免或减少腐蚀的
方法。 |
| ·反应堆冷却剂泵： | 反应堆冷却剂系统中，强制反应堆冷却剂循环的泵。 |
| ·净正吸入压头： | 离心泵吸入口处所要求的一定的压力，以保证泵运行时流体不汽化，并有一定的裕量压
头。 |
| ·惯性流量： | 在反应堆冷却剂泵电机断电后，靠其机组转动部分和反应堆冷却剂惯性能量来维持的流
量。 |
| ·稳压器： | 控制和稳定反应堆冷却剂系统压力的设备。 |
| ·波动管： | 稳压器与反应堆冷却剂系统热段连接的管道。 |
| ·正波动： | 由于反应堆和一回路内反应堆冷却剂的膨胀，冷却剂通过波动管流向稳压器的过程。 |
| ·负波动： | 由于反应堆和一回路内反应堆冷却剂的收缩，稳压器内的水通过波动管流向一回路和堆
芯的过程。 |
| ·反应堆冷却剂管道： | 构成反应堆环路，循环反应堆冷却剂的管道(包括直管段和弯头)。 |
| ·热段： | 从反应堆压力容器出口到蒸汽发生器入口的管段。 |
| ·过渡段： | 从蒸汽发生器出口到反应堆冷却剂泵入口的管段。 |
| ·冷段： | 从反应堆冷却剂泵出口到反应堆压力容器入口的管段。 |
| ·反应堆环路： | 与反应堆相连接的管路系统，在反应堆运行时供反应堆冷却剂循环用。通常由反应堆、蒸
汽发生器、反应堆冷堆剂泵和反应堆冷却剂管道等组成。 |
| ·压力边界： | 在运行温度和压力条件下容纳反应堆冷却剂的边界，它同时用于封闭放射性物质，使其非
控释放限制在容许值内。 |
| ·阻尼器： | 对缓慢的运动阻力很小，对突然运动起刚性支承作用的器件。 |
| ·飞射物： | 具有动能而且已离开其设计位置的物体。 |
| ·安全注射箱： | 安全注射系统中用气体加压的水箱。当一回路发生失水事故时，该箱自动向反应堆内迅速
注水以淹没堆芯。 |
| ·再生式热交换器： | 用低温冷却剂冷却高温冷却剂，并回收部分热量的热交换器。 |
| ·非再生式热交换器： | 用设备冷却水冷却冷却剂的热交换器。 |
| ·应急冷却器： | 应急停堆时，导出反应堆内余热的热交换器。 |
| ·专设安全设施： | 专为限制反应堆事故后果而设置的安全系统。 |
| ·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工作过程的部
件。如泵、风机、继电器和晶体管等。 |
| ·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，其功能又极其可靠的某些部件也可以归入本类。如热交换器、管道、
容器、电缆和构筑物。 |
| ·反应堆冷却剂： | 用于导出堆芯热量并将其传给二回路的介质。 |
| ·除盐水： | 采用物理、化学方法降低或除去水中绝大部分盐类，而取得纯度较高的水。 |
| ·放射性废物： | 在核动力装置运行、换料和检修过程中产生的带有放射性的废料。 |
| ·核级树脂： | 用以处理放射性介质的树脂。 |
| ·废物桶： | 盛装放射性固体废物，并满足外运要求的容器。 |
| ·安全注射泵： | 一回路发生失水事故时，能向反应堆内注水的泵。 |
| ·净化离子交换器： | 净化系统中，通过核级树脂去除反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的设备。 |
| ·二回路： | 吸收反应堆冷却剂的热量产生蒸汽，经汽轮机做功后又凝结成水的循环回路及其辅助系
统的总称。 |
| ·主蒸汽系统： | 将蒸汽发生器产生的蒸汽送往主汽轮机作功，并向辅蒸汽系统供汽的系统。 |
| ·辅蒸汽系统： | 将蒸汽送往各蒸汽辅机、热交换器以及供其它用途的系统。 |
| ·乏汽系统： | 汇集二回路各背压式辅机的排汽，送往各利用排汽余热的设备或直接排向主冷凝器的系
统。 |
| ·蒸汽排放系统： | 新蒸汽不经过用汽设备，经减温减压后直接排入主冷凝器的系统。 |
| ·汽封抽气系统： | 防止汽轮机转子与汽缸间漏汽或空气渗入，并用于抽除各主要蒸汽阀门漏汽的系统。 |
| ·蒸汽吹除系统： | 借蒸汽自身的压力吹除蒸汽管道、附件和汽轮机汽缸内凝结水的系统。 |
| ·凝水-给水系统： | 将主、辅冷凝器的凝水抽出，经除氧后由给水泵送入蒸汽发生器的系统。 |
| ·主蒸馏水系统： | 为动力装置制备合格的补充水，并能完成各贮水舱与有关系统间水转运的系统。 |
| ·疏水系统： | 将二回路诸热交换器中的凝结水泄放至冷凝器，并能阻止蒸汽随着泄放的系统。 |
| ·药剂水系统： | 向凝水中注入药剂溶液，以防止蒸汽发生器腐蚀和结垢的系统。 |
| ·主滑油系统： | 将滑油输送到主、辅机轴承、减速齿轮箱等进行润滑和冷却的系统。 |
| ·辅滑油系统： | 完成滑油装载、转注、加热及净化分离的系统。 |
| ·主循环水冷却系统： | 向主冷凝器供给冷却用海水的系统。 |
| ·辅循环水冷却系统： | 向辅冷凝器供给冷却用海水的系统。 |
| ·海水冷却剂系统： | 向除主、辅冷凝器外的其它热交换器等供给冷却用海水的系统。 |
| ·海水喷淋系统： | 在出现蒸汽大量外漏事故时喷淋海水，以保护操作人员进行必要操作或安全撤离的系统。 |
| ·主汽轮机干燥系统： | 产生热空气以干燥汽轮机通流部分和冷凝器的系统。 |
| ·减温减压排放箱： | 通过节流膨胀并藉喷水使蒸汽减温减压的装置。 |
| ·安全排放： | 当二回路蒸汽压力高于规定值时所发生的蒸汽排放。 |
| ·功率差机动排放： | 当二回路负荷急剧下降，与堆功率的差大于规定值时所发生的蒸汽排放。 |
| ·鼓泡除氧水箱： | 利用辅机排汽加热凝水，以排除溶解于凝水部分气体的装置。 |
| ·反应堆控制： | 为了达到所要求的运行状态而进行的反应性调节。 |
| ·反应堆控制系统： | 实现反应堆控制所用的-些设备、部件和器件的集合。 |
| ·应急控制点： | 在控制室不能执行其安全功能时，为使反应堆安全停堆，并将其保持在安全状态而设置的
反应堆控制点。 |
| ·反应堆模拟机： | 利用数学模型相似性，对反应堆动态过程、行为、品质进行研究或培训运行人员的装置。 |
| ·反应堆传递函数： | 表达某给定反应堆参数(例如功率)对反应性变化响应的传递函数。 |
| ·自调节： | 通过负反应性系数而不是外调节系统的作用，使反应堆在一定条件下实现功率调节和
(或)维持恒定功率运行的-种固有倾向。 |
| ·功率区段： | 靠测量温度或中子注量率来控制反应堆的功率范围。 |
| ·中间区段： | 介于源区段与功率区段之间的反应堆功率范围。 |
| ·原区段： | 为便于反应堆启动和测量中子注量率，需要利用附加中子源的反应堆功率范围。 |
| ·核测量系统： | 监测反应堆中子注量率及其变化率，并能向反应堆控制系统和保护系统提供信号的系统。 |
| ·计数管： | 充有适当气体的管状脉冲电离探测器。管中所加电场足以引起气体放大，并把在探测器灵
敏体积内由电离辐射产生的离子和电子的电荷收集在电极上。 |
| ·正比计数管： | 工作在正比区的计数管。 |
| ·电离室： | 灵敏体积内含适当气体的电离探测器。探测器电极间加有电场，此电场不足以引起气体放
大，但能把与电离辐射在灵敏体积内产生的电子、离子有关的电荷收集在电极上。 |
| ·电流电离室： | 以平均电离电流形式提供信息的电离室。 |
| ·补偿电离室： | 可消除伴生辐射影响的差分电离室。 |
| ·裂变电离室： | 包含涂有裂变物质的灵敏层、用来探测中子的电离室。电离主要是由中子和裂变物质进行
核反应产生的裂变碎片引起的。 |
| ·脉冲电离室： | 用作脉冲探测器的电离室。 |
| ·堆芯中子探测器： | 了测量堆芯或反应堆压力容器内某一规定点或范围的中子注量率或中子注量而设计的
固定或可移动的探测器。 |
| ·自给能中子探测器： | 不需要外加电源的中子探测器，这种探测器里的电流是由发射体在中子作用下发射β粒
子或电子产生的。 |
| ·探测器使用寿命： | 表征辐射探测器在规定的工作条件和环境条件下耐用性的一个指标。它通常用入射粒子
的注量、产生的脉冲计数等来表示，超过使用寿命后，探测器就不再能满足规定的性能指标。 |
| ·中子探测器燃耗寿命： | 具有一定能谱的中子注量的估计值，探测器经此值照射后，其敏感材料消耗到使其性能下
降到超过某一特定用途规定的容限。 |
| ·前置放大器： | 接在辐射探测器输出端和主放大器之间的电子放大器。 |
| ·电荷灵敏放大器： | 输出信号幅度正比于输入信号电荷量的电子放大器。 |
| ·对数直流放大器： | 输出量是输入量对数的直流放大器。 |
| ·定标器： | 包含一个或多个定标电路对电脉冲进行定时计数的仪表。 |
| ·计数率表： | 能连续指示平均计数率的仪表。 |
| ·线性率表： | 输出模拟量与输入计数率成正比的计数率表。 |
| ·对数率表： | 输出同输入计数率的对数成正比的计数率表。 |
| ·反应性仪： | 与探测器相连，用于指示核反应堆反应性的电子仪器。 |
| ·反应堆周期计： | 与探测器相连，用于指示反应堆周期的电子仪器。 |
| ·甄别器： | 当输入信号的某个规定特性(幅度、时间等)满足预定的条件时，能给出输出信号的部件。 |
| ·幅度甄别器： | 输入信号幅度超过预定阈值就给出输出信号的甄别器。 |
| ·甄别曲线： | 计数率随甄别阈变化的曲线。 |
| ·控制棒位置指示器： | 指示反应堆堆芯内控制棒位置的仪表。 |
| ·堆芯测温系统： | 利用堆芯测温敏感元件来测量堆芯冷却剂、燃料和反应堆结构温度的系统。 |
| ·堆芯温度测量敏感元件： | 用来提供堆芯或主包壳内某一预定测点温度信号的一种固定的或可移动的装置。例如铠
装热电偶和电阻温度计。 |
| ·蒸汽发生器泄漏监测系统： | 通过连续测量二次侧工质的某参量(如放射性活度)来监测蒸汽发生器发生泄漏事故的系
统。 |
| ·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、安全驱动系统和安全系统辅助设施组成。 |
| ·保护系统： | 产生与保护任务有关的必要信号(指那些手动或自动触发安全驱动器和安全系统辅助设
施所必需的输出信号)，防止反应堆状态超过规定的安全极限，或减轻超过安全极限后果的系
统。它包括从敏感元件到安全驱动器输入端(还可到安全系统辅助设输入端)的所有设备和
线路。 |
| ·安全驱动系统： | 安全系统的一部分，当受到保护系统信号触发时，为完成要求的某个安全动作所必需的设
备集合。 |
| ·安全系统辅助设施： | 为安全系统提供诸如冷却、润滑和动力等服务的设备。 |
| ·安全停堆系统： | 安全系统的一部分。它是安全停堆所必需的设备集合，包括信号监测与处理电路、旁通、联
锁和驱动装置等。 |
| ·安全降功率系统： | 安全系统的一部分。为了安全目的给出触发信号并按照一定程序有限制地降低反应堆功
率。 |
| ·安全监测装置： | 用于反应堆安全的监测装置。它一般包括敏感元件，信号甄别和处理部件，输出电路以及
联接电缆。 |
| ·安全逻辑装置： | 与一个或多个安全监测装置相连，用来完成预定逻辑功能的装置。 |
| ·安全功能： | 安全系统的或其他对安全重要的物项的规定用途，例如停堆或余热导出。每一个假设始发
事件都可能需要完成一个或多个安全功能。 |
| ·保护功能： | 监测核动力装置变量，当其达到设计依据规定的并且与核动力装置特定工况有关的数值
时，启动信号处理装置并且完成保护动作。 |
| ·安全动作： | 安全驱动系统产生的一个动作，例如，由安全驱动系统引起的控制棒反插、关闭反应堆舱
的隔离阀、安全注射泵的动作等。 |
| ·保护动作： | 引起某个特定的安全驱动器动作的保护系统动作。 |
| ·保护动作整定值： | 反应堆安全系统中监测变量的给定值。当监测变量达到此值时，系统触发安全驱动器动
作。 |
| ·安全级： | 核动力装置电气设备和系统的一个安全级别。这些电气设备和系统是完成反应堆紧急停
堆、反应堆舱隔离、堆芯冷却以及反应堆舱和反应堆排出热量所必需的或者是防止放射性物质
向环境过量排放所必需的。 |
| ·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是安全的。 |
| ·安全联锁： | 安全系统的一部分。仅当规定条件存在时，它才允许进行某些影响反应堆安全的动作。 |
| ·联锁限值： | 一种运行参数的限制值，达到该值时，某些动作自动闭锁。例如禁止控制棒的进一步抽出。 |
| ·安全驱动器： | 根据一个或多个安全逻辑装置的指令，直接控制执行机构动作的装置。 |
| ·安全系统自动试验： | 按全自动程序对全部或部分安全系统进行检查的一种试验。这种自动试验程序可以由运
行人员启动，也可以用一个时钟周期启动。 |
| ·单-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。 |
| ·单-故障准则： | 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能的准则。
由该单一故障引起的所有继发性故障均应视为单一故障不可分割的组成部分。 |
| ·安全故障： | 系统内-种增加安全动作概率的故障。 |
| ·非安全故障： | 系统内-种减少安全动作概率的故障。 |
| ·故障安全准则： | 系统中发生任何故障时仍能使该系统保持在安全状态的一种设计准则。 |
| ·共因故障： | 由单一特定事件或原因造成一定数量的设备或元件不能完成它们的功能的故障。 |
| ·故障容限： | 一个系统能正常工作时允许的硬件或软件失效的限度。 |
| ·多样性： | 采用不同的原理、方法或设备来完成某-所需功能。 |
| ·冗余： | 多个装置完成一个装置的给定功能，使任一个(或规定的最大数目)装置的故障不会引起
该功能失效。 |
| ·冗余设备： | 主要功能相同的两个或两个以上的设备，其中任一个都可以执行要求的功能而与其他设
备处于正常还是故障状态无关。 |
| ·实体分隔： | 靠下列方法实现的分隔：
a.利用几何(距离、方位)方法分隔；
b.靠适当的屏蔽分隔；
c.同时使用上述两种方法分隔。 |
| ·独立设备： | 同时具有下列两个特征的设备：
a.执行其功能的能力不受其他有关设备工作或故障的影响；
b.执行其功能的能力不受要求该功能的假定始发事件后果的影响。 |
| ·维修旁通： | 为了更换、维修、检验或校准设备，人为地取消系统中一个或几个设备功能的行为或设施。 |
| ·运行旁通： | 由于运行的需要，抑制系统中一部分特定功能的行为或设施。 |
| ·分辨时间： | 两个相继出现而仍能被分辨开的脉冲或电离事件之间的最小时间间隔。 |
| ·环境条件： | 设备或系统的外部物理条件，包括作为正常运行要求和假定始发事件后果所预期的环境
温度、压力、辐射、湿度、化学烟雾等。 |
| ·不间断电源： | 该电源由整流器、逆变器，蓄电池组和不间断电源开关等组成，用以向安全重要仪表和控
制等负载连续供电。 |
| ·应急电源： | 在正常电源中断时，能够自动地在规定时间里向安全用电设备提供可靠电力的电源。 |
| ·电气通舱件： | 由绝缘导体、导体密封件和开孔密封件构成的组件，该组件为导体穿过舱壁提供通道，并
在隔舱两侧之间提供压力边界。 |
| ·运行： | 为了使已建核动力装置能安全地产生动力而进行的所有活动，包括维修、换料、在役检查
及有关的其他活动。 |
| ·运行工况： | 符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。 |
| ·正常运行： | 核动力装置在规定的正常运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆
过程、启动、维修、试验和换料等。 |
| ·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。 |
| ·预计运行事件： | 在核动力装置运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。由于设计
时已采取了适当的措施，这类事故不会使安全重要物项明显损坏，也不会导致事故工况。 |
| ·在役检查： | 在核动力装置运行寿期内对该装置的系统和部件所进行的定期检查。 |
| ·热备用： | 反应堆维持在接近运行温度的停堆状态。 |
| ·反应堆启动： | 通过一系列操作，使停闭状态下的反应堆临界并达到辅机功率。 |
| ·冷停堆： | 通过一系列操作，使反应堆处于足够次临界状态，反应堆冷却剂温度低于系统卸压的温度
或处于常温常压状态。 |
| ·热停堆： | 通过一系列操作，使反应堆处于足够次临界状态，稳压器保持汽腔，反应堆冷却剂有足够
高的温度。 |
| ·冷启动： | 反应堆从冷停堆状态开始的启动。 |
| ·热启动： | 反应堆从热停堆状态开始的启动。 |
| ·停堆： | 使反应堆达到足够次临界的过程，也指反应堆处于足够次临界下的状态。 |
| ·误停堆： | 由未能预见的事件引起的停堆。该事件与反应堆是否处于异常状态无关。 |
| ·停役： | 核动力装置停止运行，进行换料、检修、试验或改进等工作而不作备用的状态。 |
| ·卸料： | 将核燃料从反应堆内取出的过程。 |
| ·换料： | 更换堆内乏燃料的过程。 |
| ·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。 |
| ·核安全： | 为防止放射性物质的污染、电离辐射的照射、临界或超临界事件所造成的危害，对人及财
物采取的防护措施的总称。 |
| ·核安全功能： | 为确保下列各项所必需的任何功能：
a.反应堆冷却剂压力边界的完整性；
b.停闭反应堆并将其维持在安全停堆状态的能力；
c.防止能引起放射性物质释放的事故工况或减轻其后果的能力。 |
| ·安全等级： | 舱室、系统和部件按它们所执行的核安全功能划分的等级。 |
| ·注入阶段： | 失水事故后，安全注射系统从投入运行到再循环的阶段。 |
| ·再循环阶段： | 失水事故后，安全注射泵从反应堆舱的舱底吸水，注入反应堆冷却剂系统进行循环，冷却
燃料组件及堆芯的过程。 |
| ·假设始发事件： | 假定作为设计依据的一部分并能引起预计运行事故或事故工况的那些事件或它们的可信
组合。例如设备故障、操纵员差错及其后果。 |
| ·管道甩动： | 管道破裂后，在破裂载荷作用下该管道发生的失去控制的运动。 |
| ·双端断裂： | 管道沿圆周断开并完全错位的现象。 |
| ·失控： | 反应堆功率或反应性的增加不能由正常控制系统控制，但可能由紧急停堆系统使其安全
终止的情况。 |
| ·紧急停堆： | 为防止事故或减轻危险状态而进行突然停堆的动作。 |
| ·紧急停堆限值： | 一种运行参数的限制值，达到该值时触发紧急停堆。 |
| ·最大可信事故： | 在设计反应堆保护措施时需考虑的危害性最大的事故。 |
| ·设计基准事故： | 核动力装置的一种假想事故，从对艇员和环境的放射性后果的观点来看，这种事故可以认
为是具有足够代表性的。 |
| ·未能停堆的预计瞬态： | 核动力装置发生预计运行事件而引起的物理参数变化，达到触发保护动作的阈值而未能
停堆的瞬态。 |
| ·失流事故： | 在一回路中因反应堆冷却剂泵断电或故障造成流量减少或中断的事故。 |
| ·失负荷事故： | 主汽轮机脱扣造成负荷丧失的事故。 |
| ·弹棒： | 控制棒从堆芯内弹出的现象。 |
| ·卡棒事故： | 控制棒因变形或由腐蚀产物、杂质等阻塞而被卡在某个位置的事故。 |
| ·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。 |
| ·主蒸汽管道破裂事故： | 主蒸汽管道破裂造成大量蒸汽流失的事故。 |
| ·安全分析报告： | 热照(许可证)申请者或热照(许可证)持有者向国家军用核安全部门提交的按标准格式编
写的文件，内容包括核动力装置的总说明、设计、事故分析以及为尽量减少公众和艇员遭受风
险所采取的措施等。 |
| ·初步安全分析报告： | 用于申请建造许可证的安全分析报告。 |
| ·最终安全分析报告： | 作为首次装料运行前审批依据的安全分析报告。 |
| ·设计审查： | 对设计文件和设计活动所进行的关键性审查，以保证所输出的文件是正确的。 |
| ·物项： | 舱室、系统、部件、零件或材料等的通称。 |
| ·采购： | 买方或买方代表为得到物项或服务所进行的各种活动，它从提出规定的各种要求开始，到
买方验收该物项或服务为止。 |
| ·检查： | 通过检验、观察或测量等手段，确定材料、零件、部件、系统、舱室以及工艺和操作程序是否
符合预定质量要求的各种质量控制活动。 |
| ·检验： | 检查工作的一部分，包括对材料、部件、供应品或服务事项进行调查，只靠这种调查就能判
断它们是否符合规定的要求。 |
| ·监查： | 通过对客观证据的调查、检查和评价，为确定所制订的程序、指令或说明书、技术条件、规
程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用，是否得到切实遵守以及实施效
果如何而进行的审核并提出报告的工作。 |
| ·鉴定试验： | 为了鉴定对物项所要求的性能和保证技术说明书的要求所进行的试验。 |
| ·不符合项： | 性能、文件或程序方面的缺陷，使某一物项(事项)的质量变得不可接受或不能确定。 |
| ·接口： | 物项相互之间连接的配合协调-致性。 |
| ·可维修度： | 在规定条件下使用的产品在规定的时间内，按规定的程序和方法进行维修时，保持或恢复
到规定功能状态的概率。 |
| ·可维修性： | 在规定条件下使用的产品在规定的时间内，按规定的程序和方法进行维修时，保持或恢复
到能完成规定功能的能力。 |