1主题内容与适用范围
本标准规定了裂变反应堆领域有关的术语及其定义。
本标准适用于裂变反应堆领域内编制标准，编写标准和技术文件，翻译文献及国内国际技术交流等。
2反应堆堆型
2.1(核)反应堆(nuclear) reactor
能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
注：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应租盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。本标准中，反应堆系指裂变反应堆。
2.2动力(反应)堆power reactor
用于发电、推进和供热等用途的反应堆。
2.3供热(反应)堆heating reactor
用于向居民和‘或)工业设施等供热的反应堆。
2.4研究(反应)堆research reactor
主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：
a.高通量反应堆；
b.脉冲反应堆；
c.材料试验反应堆；
d.零功率反应堆。
2.5生产(反应)堆production reactor
主要用于生产易裂变材料的反应堆。除另有说明外，通常指生产怀的反应堆。
2.6增殖(反应)堆breeder reactor
转换比大于1的反应堆。
2.7空间反应堆space reactor
将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。
2.8微型中子源反应堆miniature neutron source reactor
用高浓金属铀作燃料元件，金属铁作反射层.轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。
2.9零功率(反应)堆zero-power reactor； zero-energy reactor
临界装置critical assembly
设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。
2.10脉冲(反应)堆pulsed reactor
用于产生短持续时间强中子脉冲的反应堆。
2.11实验(反应)堆experimental reactor
主要为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆。
2.12示范(反应)堆demonstration reactor
为证明某种反应堆在技术上的可行性和研究其经济潜力而设计的反应堆。
2.13 原型(反应)堆prototype reactor
基本设计相同的系列中的第一个反应堆有时用于指主要特点与最终系列相同但规模较小的反应堆。
2.14商用(反应)堆commercial reactor
用于商业目的(如供电、供热、海水淡化等)的反应堆。一般说，商用堆是技术上比较成熟的反应堆。
2.15重水(反应)堆heavy-water reactor(HWR)
以重水(DSO)作慢化剂的反应堆。
2.16轻水(反应)堆light-water reactor (LWR)
以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。
2.17沸水(反应)堆boiling water reactor (BWR)
主要通过反应堆冷却剂(水)的汽化导出堆内释热的反应堆。
2.18压水(反应)堆pressurized water reactor (PWR)
反应堆冷却剂水保持在不发生整体沸腾的压力之下运行的反应堆。
2.19压力管式(反应)堆pressure tube reactor(PTR)
反应堆冷却剂在承受冷却剂压力的多个管道内流过的反应堆。
2.20游泳池(反应)堆swimming pool reactor
燃料元件浸在水池中而水既作慢化剂也作冷却剂和生物屏蔽用的反应堆。
2.21液态金属冷却(反应)堆liquid metal cooled reactor
以液态金属作反应堆冷却剂的反应堆。
2.22气冷(反应)堆gas-cooled reactor (GCR)
以气体作反应堆冷却剂的反应堆。
2.23高通量(反应)堆high-flux reactor
通常指热中子通量密度大于 1014cm-2·s-1的反应堆。
2.24一体化(反应)堆integral reactor
一次冷却剂回路和二次冷却剂回路之间的热交换器装在反应堆容器内的反应堆。
2.25高温气冷(反应)堆high-temperature gas-cooled reactor(HTGR)
采用包覆颗粒燃料，石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，惰性气体作为反应堆冷却剂，且出口温度高的反应堆。
3反应堆本体及物理、热工
3.1物项item
材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件的通称。
3.2反应堆容器reactor vessel
包容反应堆堆芯的主容器。
3.3反应堆压力容器reactor pressure vessel (RPV)
承受一定运行压力的反应堆容器。
3.4排管容器calandria
一种具有若干内部管道或通道的密闭的反应堆容器。这些管道或通道的设计应能使液态慢化剂与冷却剂隔开，为辐照装置提供空间或容纳压力管。
3.5(反应堆)堆芯(reactor) core
反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。
3.6转换区blanket
为转换目的而在堆芯周围或内部放置可转换材料的区域。
3.7再生区；增殖区breeding region
增殖堆中放置可转换材料的区域。
3.8熔化堆芯收集器melting core catcher
用于某些反应堆的一种专设安全装置。它安装于堆芯结构下部，专用于在堆芯发生熔化事故时收集流落的熔融燃料和材料。
3.9燃料元件fuel element
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。
3.10燃料组件fuel assembly
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。
3.11增殖元件breeder element
增殖堆中以可转换材料为主要成分的结构上独立的最小的构件。
3.12增殖组件breeder assembly
组装在一起并且在反应堆装料和卸料过程中不拆开的一组增殖元件。
3.13燃料相关组件fuel associated assembly
控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的统称。
3.14控制棒control rod
反应堆内用于控制反应性的可动部件，有时也叫控制棒组件。
3.15调节棒regulating rod
用于微调或精调反应性的可动部件。
3.16补偿棒shim rod
补偿反应性和中子通量密度分布的长期变化的可动部件。
3.17安全棒safety rod
为紧急停堆提供负反应性贮备的控制棒。
3.18阻力塞组件thimble plug assembly
在不播控制棒、可燃毒物和中子源的燃料组件内，为限制导向管旁流而设置的组件。
3.19可燃毒物组件burnable poison assembly
含有可燃毒物、具有补偿部分剩余反应性作用的固定式组件。
3.20中子源neutron source
能发射中子的装置或物质。
3.21启动中子源neutron source
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 。
3.22中子源组件neutron source assembly
在反应堆堆芯中用于直接或经辐照后发射中子的组件
3.23堆内构件reactor internals
在反应堆容器内，除燃料组件、燃料相关组件及增殖组件以外的所有其他构件的统称。
3.24堆芯栅板core grid
位于堆芯端部，使燃料组件和堆内中子探测器定位的栅板。常分为堆芯上栅板和堆芯下栅板。
3.25反应堆栅格reactor lattice
在非均匀堆中，按照某种有规则的图形布置的燃料和其他材料的阵列。
3.26栅元cell
反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。
3.27(堆芯)吊篮(core) barrel
反应堆内盛放堆芯的带法兰的圆筒。
3.28中子屏蔽体neutron shield pads
为减少从堆芯到反应堆容器内壁局部区域的快中子和Y射线辐射而设置的屏蔽体口。
3.29 控制棒驱动机构 control rod drive mechanism (CRDM)
升降或保持控制棒在一定位置用以实现反应堆启动、反应堆功率调节或停堆的装置。
3.30控制棒导向管control rod guide tube
组装在燃料组件中为控制棒运动提供导向和缓冲的管件。
3.31(控制棒驱动机构)耐压壳pressure housing
控制棒驱动机构中承受反应堆冷却剂压力的密封容器。它由密封壳和驱动轴行程套管两部分组。成
3.32中子吸收体〔剂〕neutron absorber
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。
3.33可然毒物burnable poison
放入反应堆内通过其逐渐嫩耗来补偿反应性长期缓慢变化的中子吸收体。
3.34可溶毒物soluble poison
可溶于反应堆冷却剂中的中子吸收剂
3.35慢化剂moderator
通过散射使中子能量降低而无明显俘获的材料
3.36辐照孔道iradiation channel
利用反应堆进行辐照的孔道。
3.37辐照装置irradiation rig
利用反应堆进行辐照试验或生产的装置。在进行辐照时该装置装有被辐照材料及测量(或控制)辐照条件的仪器设备。
3.38反射层reflector
将从堆芯逃脱的中子部分地散射回堆芯的物体。
3.39辐照监督管irradiation surveilance capsule
设置在反应堆容器内，装有与被监督容器材质相同的材料，用以监测辐照对反应堆容器材质影响的承压密封管
3.40跑兔rabbit；shuttle
内装辐照样品的小容器。该容器由气压或液压驱动通过管道由实验室快速送至核反应堆使样品接受辐照，辐照后又迅速返回实验室。
3.41一次屏蔽体primary shield
围绕堆芯所设置的屏蔽体，其主要作用是把来自堆本体的辐射在停堆时减弱到检修人员能在其附近进行必要的维修，运行时减弱到与反应堆冷却剂出口母管辐射水平相当，以防止有关设备过度活化。
3.42二次屏蔽体secondary shield
把一回路有关设备的辐射水平和把贯穿一次屏蔽体后的辐射水平降低到允许水平的屏蔽体。
3.43热屏蔽体thermal shield
为减少致电离辐射在反应堆外区的发热和减少向外区的传热而设置的屏蔽体。
3.44干井dry-well
安全壳内供事故时从一回路逸出的蒸汽膨胀用的空间。
3.45湿井wet-well
安全壳内贮存冷水和冰，用以冷凝从排放系统逸出的蒸汽的空间。
3.46黑体〔反应堆技术〕black
能够全部吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。
3.47灰体〔反应堆技术〕grey
能够部分吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。
3.48转换conversion
可转换材料向易裂变材料的核变换。
3.49转换比conversion ratio
通过转换所产生的易裂变核数与消失的易裂变核数之比。
3.50最初转换比initial conversion ratio
反应堆燃料元件还没有明显燃耗时的瞬时转换比
3.51增殖breeding
转换比大于1时的转换。
3.52增殖比breeding ratio
大于1的转换比。
3.53链式核裂变反应chain fission reaction
裂变产生中子，中子又引起裂变，如此反复，使核裂变持续进行的核反应
3.54增殖系数（K)multiplication factor；multiplication constant
在某一时间间隔内所产生的中子总数(不包括由某些其活度与裂变率无关的中子源所产生的中子)与在同一时间间隔内由吸收和泄漏所损失的中子总数的比值，通常用K表示。
3.62临界criticality
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。
3.63缓发临界delayed critical
需要缓发中子参与作用才能达到的临界。
3.64瞬发临界prompt critical
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。
3.65临界尺寸critical size
具有给定几何布置与材料组成的堆芯或装置能够达到临界所需的最小尺寸。
3.66临界体积critical volume
与临界尺寸相应的体积。
3.67临界质量critical mass
具有给定几何布置与材料组成的介质或系统能够达到临界所需的易裂变材料的最小质量。
3.68最小临界体积minimum critical volume
一个倍增系统，当其组配(材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小体积。
3.69最小临界质量minimum critical mass
一个倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的给定易裂变材料的最小质量。
3.70最小无限平板临界厚度minimum critical infinite slab dimension
一个无限板状倍增系统，当其组配(材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小厚度。
3.71最小无限颐柱临界直径minimum critical infinite cylinder diameter
一个无限圆柱状倍增系统，当其组配(材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小直径。
3.72次临界subcriticality
能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数Keff<1时所处的状态。
3.73超临界supercriticality
能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数Kw>1时所处的状态。
3.74中子通量密度；中子注量率neutron flux density
单位时间内进入以空间某点为中心的适当小球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商。
3.75中子数密度neutron(number)density
单位体积内的自由中子数。
3.76中子流密度neutron current density
是一个矢量，它在任何给定表面上的垂直分量等于单位时间内沿该规定方向通过该表面的单位面积的净中子数。
3.77中子寿命neutron lifetime
在给定介质内中子从产生到由于吸收或泄漏而消失所经历时间的平均值。
3.78中子能群neutron energy group
任意选定的能量间隔内的中子组成的群。对每个能群的物理参量可赋予各种有效值来表示该群中子的特征。
3.79单群理论one-group theory
假定所有中子都属于同一能群的中子输运理论。
3.80多群模型multigroup model
将中子按能量分成有限数目群的一种模型。
3.81多群理论multigroup theory
应用多群模型的中子输运理论。
3.82群分出截面group removal cross section
某一中子能群由于各种相互作用过程使中子由该能群中移出的加权平均截面。
3.83群截面group cross section
某个能群的中子加权平均截面。
3.84外推距离extrapolation distance
在单群中子输运理论中，当假定介质边界外的渐近中子通量密度可用与边界内相同的函数表示时，此通量密度在介质边界外达到零的一点到介质边界的距离。
3.85线性外推距离linear extrapolation distance
在单群中子输运理论中，渐近中子通量密度在边界上的切线延伸到介质外达到零的一点到介质边界的距离。
3.86外推边界extrapolated boundary
在装置以外与装置的距离等于外推距离的各点所形成的假想表面。
3.87中子扩散neutron diffusion
在某介质内，中子通过相继散射趋向由高密度区迁移至低密度区的现象。
3.88扩散理论diffusion theory
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。
3.89扩散方程diffusion equation
根据扩散理论描述单能中子扩散过程的偏微分方程。
3.90扩散面积diffusion area
在无限均匀介质中热中子从出现点到消失点之间位移均方值的六分之一。
3.91扩散长度diffusion length
扩散面积的平方根值。
3.92徙动面积migration area
中子由裂变能到热能的慢化面积与热中子扩散面积之和。
3.93徙动长度migration length
徙动面积的平方根值。
3.94斐克定律〔反应堆物理〕Ficks law
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。
3.95慢化moderation
在无明显俘获的情况下，由散射引起中子能量降低的过程。
3.96慢化比moderating ratio
慢化剂的慢化能力与其热中子宏观吸收截面之比。
3.97欠慢化undermoderated
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。
3.98过慢化overmoderated
当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值大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。
3.99对数能降lethargy
基准能量与中子能量之比的自然对数。
3.100平均对数能降average logarithmic energy decrement
当中子和某个动能与中子动能相比可以忽略不计的原子核发生弹性碰撞时，每次碰撞使中子能量的自然对数减少的平均值。
3.101费密年龄理论Fermi age theory
其基本假定是中子慢化过程连续和中子空间输运过程可用扩散理论处理的中子慢化理论。
3.106不利因子disadvantage factor
反应堆姗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。
3.107通量峰因子flux peaking factor
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。
3.108通量阱flux trap
在欠慢化的堆芯中由慢化剂材料所构成的区域 它能使局部的热中子通量密度升高。
3.109通量展平flux flattening
通过引进中子吸收剂或改变核姚料浓度等方法 使堆芯内中子通量密度达到近似平坦的分布。
3.110展平区半径flattened radius
圆柱形堆芯内中子通量密度展平区域的半径。
3.111源区段source range
计数管区段counter range
为了便于测量中子通量密度，需要在堆芯内附加中子源的反应堆的功率范围。
3.112中间区段intermediate range；
时1司常数区段time constant range
介于源区段与功率区段之间且与它们部分重叠的反应堆功率范围。在此范围内，控制反应堆主要按反应堆周期而不是功率口。
3.113功率区段power range
反应堆的控制主要依据温度或中子通量密度测量而不是根据周期测量时的反应堆功率范围。
3.114运行区段operating range
反应堆在稳态条件下运行的反应堆功率范围。
3.115反应堆时间常数reactor time constant
反应堆周期reactor period
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。
3.116倒时方程inhour equation
表示反应堆的反应性与反应堆时间常数关系的方程
3.117控制棒价值control rod worth
在给定条件下，将一个完全提出的控制棒全部播入临界的反应堆中所引起的反应性变化。
3.118落棒时间drop time
控制棒从其最高位置靠重力降落到堆芯底部所需的时间，它包括快速落棒时间和缓冲落棒时间。
3.119快速落棒时间scram time
控制棒从其最高位置靠重力降落到控制棒导向管水力缓冲口所需的时间。
3.120缓冲落棒时间dashpot drop time
控制棒从导向管水力缓冲口降落到堆芯中规定的最低位置所需的时间。
3.121临界棒位critical position of control rod
反应堆处于临界状态时控制棒在堆芯内的位置
3.122停堆深度shutdown margin
反应堆处于次临界状态偏离临界的程度。通常用负反应性量来表示。
3.123停堆硼浓度shutdown boron concentration
在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时.使反应堆具有给定的停堆深度所需的硼浓度。
3.124临界硼浓度critical boron concentration
在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时，可使反应堆处于临界状态的硼浓度 。
3.125硼当量boron equivalent
反应堆某种材料(特别是燃料)内给定杂质对中子的吸收等价于硼吸收时的假想硼含量。
3.126补偿shimming
对反应性和中子通量密度分布长期变化的抵偿。
3.127化学补偿控制chemical shimming control
在反应堆冷却剂中或液体慢化剂中加入吸收中子的化学物质(如硼酸)以进行反应性控制的一种方法。
3.129剩余反应性 excess reactivity
在任何时刻通过对控制棒和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。
3.130后备反应性built-in reactivity
冷态干净堆芯的剩余反应性。
3.131反应性反馈reactivity feedback
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。
3.132积分反应性integral reactivity
从堆芯内某规定位置抽出控制棒所引起的反应性变化。
3.133微分反应性differential reactivity
控制棒移动单位长度所引起的反应性变化。
3.134反应性亏损deficit reactivity
反应堆的状态发生一给定变化所引起的反应性减少。
3.135反应性系数reactivity coefficient
反应堆内某给定参数发生单位变化所引起的反应性的变化。
3.136反应性功率系数power coefficient of reactivity
反应堆热功率发生单位变化所引起的反应性变化。
3.137反应性温度系数temperature coefficient of reactivity
反应堆内温度变化1℃所引起的反应性变化。
3.138燃料温度系数fuel temperature coefficient
燃料温度变化1℃所引起的反应性变化。
3.139慢化剂温度系数moderator temperature coefficient
慢化剂的温度变化1℃所引起的反应性变化。
3.140反应性压力系数pressure coefficient of reactivity
反应堆内压力发生单位变化所引起的反应性变化。
3.141反应性空泡系数void coefficient of reactivity
反应堆内某给定部位的空泡份额变化100所引起的反应性变化。
3.142(反应堆)热功率thermal power(of a reactor)
反应堆输出的可利用热能所对应的功率。
3.143负荷因子load factor
在给定时间间隔内，电站实际提供的能量与最大功率定值和该时间间隔的乘积的比值。
3.144功率密度power density
单位体积堆芯所产生的热功率
3.145额定功率密度rated power density
在额定功率下单位体积堆芯所产生的热功率。
3.146功率线密度linear power density
单位长度燃料元件产生的热功率。
3.147燃料比功率fuel specific power
堆芯内单位质量核燃料所产生的热功率。
3.148反应堆功率剧增power excursion；reactor excursion
反应堆功率超过正常运行水平的迅速增加。这种增加可能是为实验目的故意造成的，也可能是意外的。
3.149径向峰因子radial peaking factor
反应堆堆芯内燃料棒或棒束的最大功率与平均功率的比值。
3.150轴向峰因子axial peaking factor
轴向局部最大功率密度与平均功率密度之比。这里所指的功率密度可以取为一根燃料的通道内的或对反应堆径向作了平均的面功率密度或功率密度。
3.151轴向偏移因子axial offset factor
反应堆堆芯上部功率与下部功率之差除以上部功率与下部功率之和所得的商。
3.152反应堆噪声reactor noise
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则涨落引起的中子通量密度涨落和由此产生的功率波动。
3.153剩余释热after-heat
停堆后反应堆内由残余放射性和残余裂变所产生的热量。
3.154剩余功率after-power
停堆后反应堆内相应于剩余释热的功率。
3.155余热residual heat
放射性衰变和停堆后裂变所产生的热量以及积存在燃料、结构材料和传热介质中的热量之总和。
3.156屏蔽发热 shield heating
中子或γ射线与屏蔽材料的原子核发生碰撞时损失的能量被屏蔽材料吸收而发热的现象。
3.157衰变热decay heat
放射性核素衰变时所产生的热量。
3.158衰变功率decay power
停堆后反应堆内相应于衰变热的功率。
3.159欠热沸腾subcooled boiling
冷却剂在接近加热表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。此时蒸汽泡仅在加热表面附近产生。
3.160整体沸腾bulk boiling
冷却剂通道截面上的平均温度达到饱和温度时的沸腾。
3.161泡核沸腾nucleate boiling
流体在湿润的加热表面上生成蒸汽泡的沸腾。
3.162膜态沸腾film boiling
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。
3.163偏离泡核沸腾departure from nucleate boiling(DNB)
在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，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，致使在热流密度一温差曲线上出现一个极值时的沸腾。
3.164 DNB比DNB ratio
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。
3.165烧毁热流密度burnout heat flux
燃料元件发生烧毁时的局部热流密度。
3.166干涸dryout
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。
3.167临界热流密度critical heat flux
偏离泡核沸腾热流密度和干涸热流密度的统称。
3.168燃料通道fuel channel
包含燃料组件或燃料元件并让冷却剂循环流过的穿过反应堆的通道。
3.169子通道分析subchannel analysis
在反应堆热工水力计算中，假想地将燃料通道划分成若干通道。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。
3.170热通道hot channel
堆芯中考虑了核的和工程的各种不利因素后热流密度和(或)比烙升最大的一条可能限制堆功率输出的燃料通道。
3.171热通道因子hot channel factor
考虑核的和工程的各种不利因素后.热通道中饭应堆冷却剂的比恰升或轴向平均热流密度与相应的堆芯平均比烩升或平均热流密度的比值
3.172工程热通道因子engineering hot channel factor
燃料元件、燃料芯块直径、密度和富集度等的制造偏差、下腔室流量再分配、流量交混和旁流等对热通道热流密度或比恰升的影响因子。
3.173核热通道因子nuclear hot channel factor
只考虑核的不利因素后，热通道的比焙升或轴向平均热流密度与堆芯平均比熔升或平均热流密度的比值。
3.174热点hot spot
堆芯中考虑了核的和工程的各种不利因素后，热流密度或温度最高或DRIB比最小的、限制堆功率输出的燃料元件上的一点。
3.175热点因子hot spot factor
考虑了核的和工程的各种不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流密度的比值。
3.176核热点因子nuclear hot spot factor
只考虑堆芯中子通量密度分布不均匀等核不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流密度的比值。
3.177工程热点因子engineering hot point factor
只考虑燃料元件和燃料芯块尺寸、密度和富集度的制造偏差等工程不利因素后，热点的热流密度与堆芯平均热流密度的比值。
3.178棘轮效应ratcheting
由于反应堆功率升降的反复，包壳的变形因燃料芯体反复膨胀而逐渐增大的现象。
3.179初始堆芯initial core
由首次装入反应堆中的核燃料组成的堆芯。
3.180平衡堆芯equilibrium core
在然料循环中加入燃料和卸出燃料的组成分别保持不变时的堆芯。
3.181燃耗burnup
反应堆运行期间，由核变换引起的核素浓度的减少。
3.182比燃耗specific burnup
单位质量燃料释放的总能量，其单位通常为MW·d/t。
3.183计划卸料比熬耗scheduled discharae specific hurnuo
根据换料方案预先确定的燃料卸料比燃耗。
3.184最佳比燃耗optimum specific burnup
从燃料循环的经济性观点出发，燃料成本最低的卸料比燃耗。
3.185燃耗份额burnup fraction
某核素初始量中被燃耗的份额，通常用百分数表示
3.186裂变毒物fission poison
本身为裂变产物的核毒物。
3.187氙平衡xenon equilibrium
反应堆内裂变毒物，35Xe的生成量与由吸收中子和放射性衰变造成的消失量完全相等时所处的状态。
3.188氙瞬变过程xenon transient
由反应堆局部功率或总功率变化引起的偏离氮平衡的过程。
3.189氙中毒xenon poisoning
氙效应xenon effect
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。
3.190氙不稳定性xenon instability
随热中子通量密度变化的氙中毒使大型热中子堆局部的功率水平发生振荡。
3.191衫中毒 samarium poisoning
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。
3.192乏燃料spent fuel
辐照达到计划卸料比燃耗后从堆内卸出，且不再在该堆中使用的核燃料。
4反应堆工艺系统
4.1反应堆冷却剂reactor coolant
一次冷却剂primary coolant
用于导出反应堆堆芯热量并循环使用的载热剂。对非直接循环反应堆，亦称一次冷却剂。
4.2反应堆冷却剂系统reactor coolant system
用于导出反应堆堆芯产生的热量和稳定反应堆运行压力的系统。
4.3 反应堆冷却剂环路reactor coolant loop
并联设置的循环反应堆冷却剂的回路。
4.4(反应堆冷却剂系统)压力边界(reactor coolant system) pressure boundary
在运行温度和压力下包容反应堆冷却剂同时用于包容放射性物质的边界。
4.5安全端safe end
为了使反应堆冷却剂系统各设备接管和反应堆冷却剂管道之间实现可靠的异种金属连接而在设备接管端部预先焊上的一段接管。
4.6反应堆冷却剂泵reactor coolant pump
用以强制循环反应堆冷却剂的泵。
4.7蒸汽发生器steam generator
将反应堆冷却剂热量传给二回路给水并产生蒸汽的设备
4.8稳压器 pressurizer
对于以液体作为反应堆冷却剂的反应堆用于提供气相空间从而调节和稳定反应堆冷却剂系统压力的装置
4.9稳压器卸压箱〔压水堆〕pressurizer relief tank
接受稳压器的卸压阀和安全阀排出的蒸汽和(或)水、余热排出系统的安全阀及化学和容积控制系统的安全阀等的排出物并对其进行冷却的容器。
4.10排放系统〔沸水堆〕blowdown system
沸水堆的一个系统，用于将反应堆容器内的蒸汽排放到干井和(或)湿井以卸除反应堆容器内的压力。
4.11化学和容积控制系统〔压水堆〕chemical and volume control system
用于控制反应堆冷却剂中硼浓度和水质，维持反应堆冷却剂的容积以及连续净化反应堆冷却剂的系统。
4.12容积控制箱〔压水堆〕volume control tank
化学和容积控制系统中，用以控制和调节反应堆冷却剂水容积变化，并对反应堆冷却剂除气、加氢的装置。容积控制箱收集反应堆冷却剂的下泄水，并为上充泵提供一个汲水容器和水头。
4.13 (反应堆)冷却剂除气系统〔压水堆〕(reactor) coolant degasing system
化学和容积控制系统组成部分之一，它通过容积控制箱释出冷却剂中的裂变气体产物和氧气，经氮净化排到气体废物处理系统。
4.14核设备疏水和排气系统〔轻水堆〕nuclear component drain and vent system
收集系统和设备引漏的疏水和排气时排出的不接触安全壳自由空间气体的反应堆冷却剂的系统。
4.15安全系统safety system
安全上重要的系统，用于在任何工况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况后果。
安全系统包括保护系统、安全执行系统和安全系统辅助设施。安全系统的部件可以专用于执行安全功能，亦可在核电厂或反应堆某些运行状态下执行安全功能，而在另一些运行状态下执行非安全功能 。
4.16保护系统protection system
产生与保护任务有关的信号以防止反应堆状态超过规定的安全限值，或缓解超过安全限值后果的系统，它包括从敏感元件到安全驱动器输人端(还可到安全系统支持设施输入端)的所有设备和线路 。
4.17安全执行系统；安全驱动系统safety actuation system
安全系统的一部分，由保护系统触发用以完成要求的安全动作所必需的设备组合。
4.18安全系统支持设施；安全系统辅助设施safety system support features
为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。
4.19安全动作safety action
安全执行系统的一次性动作，例如控制棒反插、关闭安全壳隔离阀、安全注射泵投入运行等。
4.20能动部件active component
依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而执行功能，因而能以主动态影响系统工作过程的部件。
4.21非能动部件passive component
毋需依赖外部输入而执行功能的部件.非能动部件内一般没有活动的组成部分，其功能的执行系在感受到某种参数，如压力、温度、流量的变化后完成。然而，基于不可逆动作或变化、又十分可靠的部件，可划为这个类别。
4.22专设安全设施engineered safety feature
为限制或缓解事故后果而专门设置的安全系统，包括安全壳隔离系统、应急堆芯冷却系统、安全壳喷淋系统和安全壳氢控制系统等。
4.23应急堆芯冷却系统emergency core cooling system
正常堆芯冷却失效(例如冷却剂丧失事故)后，为确保余热能从堆芯排除而设置的系统。
4.24安全注射系统〔压水堆〕safety injection system
反应堆冷却剂丧失事故后迅速向堆芯注射硼水，为堆芯提供应急和持续冷却的系统。
4.25高压安全注射系统〔压水堆〕high head safety injection system
失水事故后，反应堆冷却剂系统处于高压时投人使用的安全注射系统。
4.26低压安全注射系统〔压水堆〕low head safety injection system
失水事故后反应堆冷却剂系统压力降到某一定值后投入使用的安全注射系统。
4.27安全注射箱〔压水堆〕accumulator
应急堆芯冷却系统中用氮气加压含硼水的水箱。失水事故时当反应堆冷却剂系统压力低于该箱压力时，自动向堆内迅速注入含硼水。
4.28堆芯喷淋系统〔沸水堆〕core spray system
一种应急冷却系统，用于在反应堆正常冷却失效(例如冷却剂丧失事故)后，向堆芯喷水以确保排除余热。
4.29(反应堆)安全壳(reactor)containment
包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。安全壳是包容放射性物质的最后一道屏障，它还可以防止外部飞射物，爆炸等对反应堆的影响。
4.30安全壳喷淋系统〔压水堆〕containment spray system
在事故情况下为降低安全壳构筑物内的温度和压力以及安全壳内气体中裂变产物的浓度而设置的系统。
4.31压力抑制系统pressure suppression system
在反应堆发生向安全壳内释放蒸汽和(或)水的事故时为抑制安全壳内压力的升高而设置的系统，通常采用蒸汽冷凝的方法。
4.32安全壳排水地坑〔压水堆〕containment drainage sump
收集和监测安全壳内各工艺系统正常泄漏的地坑。
4.33再循环地坑〔压水堆〕recirculation sump
失水事故后，收集安全壳内的反应堆冷却剂和化学喷淋液作为安全壳喷淋或应急堆芯冷却长、期再循环水源的地坑。
4.34安全壳疏水系统containment drain system
收集和排放安全壳内系统或设备的泄漏水和安全壳内气体中的凝结水的系统。
4.35安全壳隔离〔压水堆〕containment isolation
在失水事故时，用于切断安全壳与外界的一切联系通道(应急冷却系统通道除外)，并将放射性物质封闭在安全壳内的安全功能。
4.36安全壳隔离系统〔压水堆〕containment isolation system
将反应堆安全壳构筑物与外界的一切可能的联系通道关闭所需要的各种装置(如阀门和气密闸门)的统称。
4.37安全壳贯穿件containment penetration assembly
贯穿安全壳并保护安全壳屏障的完整性和密封性的装置。
4.38安全壳氢复合系统〔消氢系统〕containment hydrogen recombination system
降低安全壳内气体中氢浓度使之不超过形成爆炸混合物限制值的系统。
4.39设备闸门equipment hatch
贯穿安全壳的单道空气密封门，是安装、换料或维修时大件设备进出安全壳的通道。
4.40气密闸门air lock
贯穿安全壳的双道互相联锁的空气密封门，正常运行和事故工况期间都能保证安全壳的密封性。
4.41辅助给水系统auxiliary feed water system
应急给水系统emergency feed water system
在蒸汽发生器主给水系统失效时，立即向蒸汽发生器供水的系统。也可作为反应堆启动、停堆时在主给水未投入的情况下向蒸汽发生器供水。
4.42停堆冷却系统shutdown cooling system
将反应堆从热停堆状态冷却到冷停堆状态的过程中，导出反应堆冷却剂系统余热的所有系统的统称。
4.43余热排出系统〔压水堆〕residual heat removal system
在反应堆停堆并在反应堆冷却剂系统的温度和压力达到一定值后用于排出反应堆冷却剂系统中的余热，达到并长期保持反应堆在冷停堆状态的系统。
4.44(反应堆)换料腔refueling cavity；换料水池refueling pool
在换料时充以含硼水，用以存放堆内构件并进行换料操作的水池。
4.45换料水(贮存)箱refueling water [storage] tank
存放含硼水的水箱。换料时用箱中的水充满换料水池，换料后再打回箱中存放，同时可作为应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统的水源。
4.46燃料装卸和贮存系统fuel handling and storage system
核电厂中用于接纳新燃料、对新燃料进行使用前的检查和贮存、新燃料入堆、乏燃料出堆及然料组件在堆芯中位置倒换、乏燃料的贮存和检查、乏燃料装运出厂、已辐照燃料组件的检查和修理等项操作的一系列设备和装置。
4.47燃料运输通道fuel transfer tube
反应堆厂房与燃料厂房之间用于运输燃料组件及其相关组件的通道。
4.48装〔卸〕料机fuel-charging(discharging)machine；refueling machine；manipulator crane
用于反应堆装〔卸〕燃料组件的远距离操作机器。
4.49倾翻机tilting machine
用于把燃料组件从水平位置转至垂直位置或由垂直位置转至水平位置的设备。
4.50新燃料升降机new fuel elevator
用于把新嫩料组件从燃料厂房大厅地面标高处下降到燃料贮存水池池底的设备。
4.51燃料运输小车fuel transfer carriage
在安全壳和燃料厂房之间运输燃料组件的专用工具。
4.52(乏)燃料贮存水池(spent)fuel storage pool
燃料厂房内，用以存放和冷却乏燃料并起辐射屏蔽作用的水池。
4.53旋转屏蔽塞rotating shield plug
旋塞rotating plug
钠冷快堆堆容器顶部具有足够屏蔽厚度，安装有控制棒驱动机构及堆内换料机且可实现动、静密封的可旋转屏蔽顶盖。
4.54液态金属密封liquid metal seal
用低熔点金属或其合金作密封介质，实现旋塞动密封和静密封的一种浸渍密封方式。
4.55堆内换料机in-vessel refuelling machine
安装在旋塞上。用于在堆容器内对燃料组件及其它组件进行装、卸操作的远距离操作设备。
4.56钠冷阱sodium cold trap
将回路中循环的钠局部冷却到能使杂质(通常是氧化钠)沉淀的温度，从而去除杂质的设备。
4.57钠热阱sodium hot trap
将回路中循环的钠在高温下与能同杂质(通常是氧化钠)发生反应的固态物质接触，从而去除杂质的设备。
4.58一回路primary circuit
用于循环反应堆冷却剂的系统及其有关系统的总称。
4.59二次冷却剂 secondary coolant
用于载出一次冷却剂热量的冷却剂。
4.60二回路secondary coolant circuit
用于循环二次冷却剂的系统及其有关系统的总称。
5调试与运行
5.1调试commissioning
已安装的反应堆部件和系统投入试运行并进行性能验证，以确认是否满足设计要求、达到性能标准的试验过程。
5.2冷态试验cold functional test
管道、设备安装结束后在规定温度下进行的试验，如反应堆冷却剂系统水压试验。
5.3热态试验hot functional test
使反应堆冷却剂系统升温升压到额定参数所进行的性能试验。
5.4反应堆启动试验start up test of reactor
自堆芯开始装料起，到反应堆达到额定运行功率为止这个期间所进行的试验，包括装料、临界前试验、初次临界试验、零功率试验、低功率物理试验、功率提升试验等。
5.5临界前试验precritical test
反应堆装料后临界前进行的试验，例如反应堆冷却剂系统泄漏试验、反应堆冷却剂系统流量测定、反应堆冷却剂泵惰转流量试验、控制棒驱动机构试验、控制棒落棒时间测量、控制棒位置指示系统试验、安全保护系统动作试验、流量测定试验及堆内核测量仪表试验等。
5.6初次临界试验initial critical test
反应堆首次物理启动达到临界，实现自持链式核裂变反应的试验。
5.7零功率试验zero power test
反应堆达到临界后在极低功率下进行的试验，以掌握其物理性能。
5.8低功率物理试验low power physical test
在热态稍高于零功率时进行的堆物理特性试验，例如控制棒价值和硼价值测定、模拟弹棒事故试验、最小停堆深度验证、慢化剂温度系数测定、功率分布测定、放射性水平测定及压力系数测定等。
5.9功率提升试验power ascension test
在反应堆低功率物理试验后在不同功率水平下进行的试验。
5.10(安全壳)泄漏率(containment)leakage rate
在一定的试验压力和温度条件下，24h内由安全壳内泄漏到安全壳外的气体质量占安全壳原先所含空气质量的百分数。
5.11(安全壳)强度试验(containment)endurance test
安全壳在1.15倍的设计压力下进行的验收试验和以后在设计压力下进行的定期试验，以测定预应力混凝土的结构强度及其变化。
5.12(安全壳)整体泄漏率试验(containment)integrated leakage rate test
在安全壳设计压力下保持24h,测定安全壳内气体泄漏率的试验.
5.13(安全壳）局部泄漏率试验(containment)local leakage rate test
对安全壳的气密闸门、设备闸门、各类贯穿件和安全壳隔离装置在安全壳设计压力下分别进行的泄漏试验。
5.14(核电厂)运行operation (of NPP)
为了使已建核电厂能安全、可靠发电而进行的所有活动，包括各种模式下的运行、维修、换料、在役检查及有关的其他活动。
5.15正常运行normal operation
反应堆在规定的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、维护、试验和换料。
5.16装料fuelloading
将核燃料装入反应堆的操作过程。
5.17反应堆启动reactor start up
将反应堆由次临界状态转入到临界状态并提升到所需功率的操作。
5.18冷启动cold start up
反应堆从冷停堆状态下开始的启动。
5.19热启动hot start up
反应堆从热停堆状态下开始的启动。
5.20换料refueling
将乏燃料组件从堆芯取出，装入新然料组件的操作过程。
5.21倒料shuffling
为在整个堆芯中得到更加均匀的燃耗分布或功率密度分布.对燃料组件重新进行布置的操作过程。
5.22三区循环three-zone cycling
初始堆芯沿径向分三区装载不同富集度的燃料，每经一个运行周期卸出三分之一乏燃料并装入三分之一新燃料的燃料循环方式。
5.23卸料discharge
将乏燃料组件从反应堆内取出的操作过程。
5.24停堆shutdown
使反应堆达到规定次临界深度的过程，也指反应堆处于规定次临界深度的状态。
5.25正常停堆normal shutdown
使用正常操作系统的停堆和冷却。
5.26安全停堆safe shutdown
反应堆处于足够次临界深度，并以可控速率排出堆芯余热，安全壳的密封得到保证，从而使放射性产物的释放保持在允许范围内。以及为维持这些条件所必需的系统正在其正常范围内工作的停堆状态。
5.27冷停堆cold shutdown
反应堆维持在远低于运行温度之下的停堆状态.
5.28正常冷停堆normal cold shutdown
反应堆处于次临界状态，余热排出系统投入，反应堆冷却剂系统的压力和平均温度低于规定的冷停堆上限值。
5.29维修冷停堆maintenance cold shutdown
反应堆处于次临界状态，反应堆冷却剂系统的平均温度低于允许进行主要维护和检修所要求的温度。
5.30换料停堆refueling shutdown
为了换料，反应堆冷却剂系统处于卸压状态的冷停堆。
5.31紧急停堆emergency shutdown；scram
为减轻或防止危险状态而进行突然停堆的动作。
5.32热停堆hot shutdown
反应堆维持在运行压力和温度下的次临界状态。
5.33热备用hot standby
反应堆维持在运行压力和温度的极低功率下的临界状态。
5.34硼注入〔压水堆〕boron injection
为使反应性迅速减少以便进行紧急停堆而将硼溶液注入反应堆液态慢化剂或冷却剂进入堆芯的过程。
5.35稀释〔压水堆〕dilution
反应堆运行过程中，通过补给水降低反应堆冷却剂的硼浓度以增加反应性的一种控制方式。
5.36上充〔压水堆〕charging
用上充泵将容积控制箱的水按照运行要求注入反应堆冷却剂系统的过程。
5.37下泄〔压水堆〕letdown
从反应堆冷却剂系统泄出一定量的水流入化学和容积控制系统的过程。
5.38停役outage
反应堆或核电厂根据计划停止运行，进行换料、检修、试验或改进等工作的停堆状态。
5.39退役decommissioning
反应堆或核电厂永久退出运行的过程。
6核安全
6.1(核)安全nuclear safety
完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
6.2安全文化safety culture
安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核设施安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。
6.3安全许可证〔执照〕safety licence
由国家核安全部门颁发的，申请单位据以确定核电厂厂址、进行核设施的建造、调试、运行和退役等特定活动的授权证书.
6.4安全限值safety limit
过程变量的各种限值，核电厂在这些限值范围内运行已证明是安全的.
6.5安全系统整定值safety system setpoint
为防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件和事故工况时启动有关自动保护装置的触发点。
6.6运行限值和条件operating limits and conditions
经国家核安全部门认可的，为核电厂的安全运行列举参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。
6.7纵深防御defence in depth
纵深防御概念是安全原理的重要组成部分。此概念必须贯彻于安全有关的全部活动.包括与组织、设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于重盛措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得到补偿或纠正。
6.8核事故nuclear accident
由于链式核反应的失控、放射性物质失控外逸所造成的任何意外事故的统称。
6.9假设始发事件postulated initiating events
经鉴明可能导致预计运行事件或事故工况及其后续故障效应的事件。
6.10预计运行事件anticipated operational occurrences
在核设施运行寿期内预计可能出现一次或数次偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不致于引起安全重要物项的严重破坏，也不致导致事故工况。
6.11事故工况accident condition
以偏离运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受限值以内，严重事故不在其列。
6.12严重事故severe accident
严重性超过事故工况的状态，包括造成堆芯严重损坏的状态。、
6.13事故处理accident management
为使核设施恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动。行动阶段的顺序如下：
(1)事故序列在发展中，但尚未超出核设施设计基准的阶段；
(2)发生严重事故，但堆芯尚未损坏的阶段；
(3)堆芯损坏后的阶段。
6.14设计基准事故design basis accident
按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
6.15厂外电源丧失事故loss of off-site powor
失去厂外电源的事故。
6.16全厂断电事故station blackout accident
失去厂内外全部交流电源的事故
6.17流量丧失事故loss of flow accident（LOFA)；失流事故
反应堆冷却剂系统因主泵失去电源、断轴或卡轴等电气或机械故障而使反应堆冷却剂流量减少或中断的事故。
6.18冷却剂丧失事故loss-of-coolant accident（LOCA)；失水事故
反应堆冷却剂流失速率超过正常补给系统补给能力的事故，对轻水堆，亦称失水事故。
6.19双端断裂事故double end guillotine break
反应堆冷却剂管道沿圆周断开并完全错位导致反应堆冷却剂大量流失的一种假想事故。
6.20喷放阶段〔压水堆〕blowdown phase
从失水事故发生，水、汽及其混合物通过破口向外喷射，到反应堆与安全壳压力平衡时为止的这一阶段。
6.21注入阶段〔压水堆〕injection phase
失水事故后，〔压水堆〕应急堆芯冷却系统从投入运行到再循环开始的这一阶段。
6.22再灌水阶段〔压水堆〕refilling phase
从喷放结束到应急堆芯冷却系统将水注满反应堆压力容器下腔室直到堆芯入口为止的这一阶段。
6.23喷淋阶段〔压水堆〕spray phase
换料水箱的水喷入安全壳空间的运行阶段。
6.24再淹没阶段〔压水堆〕reflooding phase
失水事故后，从水开始进入堆芯一直到堆芯全部淹没为止。
6.25再循环阶段〔压水堆〕recirculation phase
对安全壳喷淋系统而言，是指从安全壳再循环地坑吸水，再喷入安全壳空间的运行阶段；对应急堆芯冷却系统而言，是指系统从再循环地坑吸水并重新注入反应堆的运行阶段。
6.26负荷丧失事故loss of electrical load accident
因电网故障或汽轮机脱扣造成电厂负荷全部或大部分丧失的事故。
6.27主给水丧失事故loss of main feed water accident
主给水泵故障或全厂断电引起二回路正常给水全部丧失的事故。
6.28燃料错位事故fuel misposition accident
燃料组件在堆芯内装错位置而可能影响反应堆安全的事故。
6.29临界事故critical accident
含易裂变材料的系统由于某种原因引起的非预计临界或超临界事故。
6.30(控制棒)卡棒事故(control rod)stuck rod accident
控制棒由于机械或电气故障而卡在堆顶或其他部位，不能正常动作的事故。
6.31(控制棒)弹棒事故(control rod)ejection accident
控制棒驱动机构耐压壳损坏时，在堆内压力作用下，控制棒迅速射出的事故。
6.32未能紧急停堆的预计瞬态anticipated transient without scram(ATWS)
发生预计运行事件引起的物理参数变化，虽然达到触发保护动作的闭值，但因某种原因而未能停堆的瞬态工况。
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喷的事故。
6.34蒸汽发生器传热管破裂事故steam generator tube rupture accident
由于蒸汽发生器内传热管破裂，使冷却剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二次侧的事故。
6.35热生长thermal growth
燃料棒因经受反复的温度变化(例如当反应堆功率升降时)而产生长度增加的现象。
6.36包壳鼓胀cladding ballooning
事故时，嫉料元件包壳内压力和包壳温度过高，使包壳所受应力超过它的弹性极限而引起包壳出现鼓包的现象。
6.37包壳坍塌cladding collapse
在外压作用下，包壳向被包容物(如燃料芯块)凹陷。
6.38共因故障common cause failure
由特定的单一事件或起因导致若干设备或部件功能失效的故障。例如设计缺陷、制造缺陷、使用和维修差错、自然事件、人因事件、信号饱和或源自其他操作、电厂内部故障或环境条件变化的意外级联效应。
6.39多重性〔多重度，冗余度〕redundancy
通过设置数量多于最低需要的单元或系统(相同的或不同的)，以达到任一单元或系统的失效不致于引起所需总体安全功能丧失的一种设计原则。
6.40多样性diversity
为减少共因故障采用不同属性的部件或系统完成某一确定功能的一种设计原则。
6.41安全功能safety function
安全系统或其他安全重要物项的规定用途，例如停堆或余热排出。每一假设始发事件都可能要求完成一个或多个安全功能。
6.42安全组(合)safety group
用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合，其使命是防止该事件的后果超过设计基准规定的限值。
6.43单一故障single failure
导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障。由单一随机事件引起的所有继发故障，均视作单一故障的组成部分。
6.44单一故障准则single failure criteria
要求系统或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设计准则。
6.45技术规格书〔技术条件〕specification
一种书面规定，说明产品、服务、材料或工艺必须满足的要求，并指出确定这些规定的要求是否得到满足的程序.
6.46不符合项non-conformance
性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。
6.47监查audit
通过对客观证据的调查、检查和评价，为确定所制定的程序、细则、技术规格书、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书面报告的工作。
