GB∕T 4960.2-2023 核科学技术术语 第2部分：裂变反应堆（正式版）

核科学技术术语第2部分：裂变反应堆Glossaryfornuclearscienceandtechnology—Part2:Fissionreactor2023-11-27发布国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会GB/T4960.2—2023 I引言 2规范性引用文件 3反应堆堆型 4反应堆本体 35反应堆物理 86反应堆热工 7反应堆工艺系统和部件 7.1轻水堆及通用系统部件 7.2钠冷快堆 7.3重水堆 7.4高温气冷堆 8调试与运行 9核安全 参考文献 I本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。本文件是GB/T4960《核科学技术术语》的第2部分。GB/T4960已经发布了以下部分：——第1部分：核物理与核化学(GB/T4960.1—2010);——《核科学技术术语第2部分：裂变反应堆》(GB/T4960.2—2023);——第3部分：核燃料与核燃料循环(GB/T4960.3—2010);——放射性核素(GB/T4960.4—1996);——辐射防护与辐射源安全(GB/T4960.5—1996);——第6部分：核仪器仪表(GB/T4960.6—2008);——第7部分：核材料管制与核保障(GB/T4960.7—2010);——第8部分：放射性废物管理(GB/T4960.8—2008);——第9部分：磁约束核聚变(GB/T4960.9—2013)。本文件代替GB/T4960.2—1996《核科学技术术语裂变反应堆》,与GB/T4960.2—1996相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下：——增加了超高温气冷堆(见3.26)、小型模块化[反应]堆(见3.27)、石墨[慢化]堆(见3.28)、超临界水[冷]堆(见3.29)、钠冷快堆(见3.30)、熔盐堆(见3.31)、燃料棒(见4.10)、控制棒组件(见4.16)、[堆芯]围板(见4.30)、堆芯流量分配装置(见4.32)、大栅板联箱(见4.58)、小栅板联箱(见4.59)、等温温度系数(见5.22)、中子角密度(见5.48)、中子角注量率(见5.50)、特征线法(见5.51)、离散纵标法(见5.52)、球谐函数法(见5.53)、碰撞几率法(见5.54)、穿透几率法(见5.55)、节块法(见5.56)、粗网有限差分法(见5.57)、通量图(见5.58)、换料方案(见5.59)、化学补偿控制(见5.104)、平衡氙(见5.107)、最大氙(见5.108)、平衡钐(见5.109)、最大钐(见5.110)、轴向功率偏移(见5.111)、轴向功率偏差(见5.112)、硼微分价值(见5.113)、裂变产物(见5.115)、[裂变产物]产额(见5.116)、锕系元素(见5.117)、次锕系元素(见5.118)、超铀元素(见5.119)、瞬发中子寿命(见5.121)、基准实验(见5.124)、原子离位次通道因子(见6.29)、保护系统(见7.1.16)、堆芯熔融物滞留系统(见7.1.56)、堆芯捕集器(见7.1.57)、应急硼注入系统(见7.1.58)、堆腔注水冷却系统(见7.1.59)、非能动安全壳热量导出系统(见7.1.60)、反应堆硼和水补给系统压力容器高位排气系统(见7.1.63)、二次侧非能动余热排出系统(见7.1.64)、安全壳过滤排放吸收棒(见7.3.3)、慢化剂系统(见7.3.4)、氘化(见7.3.5)、除氘(见7.3.6)、反应堆集管(见7.3.7)、热传输支管(见7.3.8)、液体注射停堆系统(见7.3.9)、液体区域控制系统(见7.3.10)、环隙气体系统(见7.3.11)、重水蒸气回收系统(见7.3.12)、破损燃料定位系统(见7.3.13)、通风式低耐压型安全壳(见7.4.1)、燃料装卸系统(见7.4.2)、新燃料供应系统(见7.4.3)、乏燃料贮存系统(见7.4.4)、氦净化系统(见7.4.5)、氦辅助系统(见7.4.6)、一回路压力泄放系统(见7.4.7)、蒸汽发生器事故排放系统(见7.4.8)、热气导管(见7.4.9)、反应堆舱室(见7.4.10)、反应堆舱室冷却系统(见7.4.11)、主氦[循环]风机(见7.4.12)、负压通风系统(见7.4.13)、负荷跟踪(见8.38)、进水事故(高温气冷堆)(见9.28)、进气事故(高温气冷堆)(见9.29)、失压事故(高温气冷堆)(见9.30)、丧失强迫冷却事故(高温气冷堆)(见9.31)、钠火(见9.32)、钠水反应(见Ⅱ9.33)、安全重要物项(见9.38)等术语和定义；——删除了多群模型(见1996年版的3.80)、群分出截面(见1996年版的3.82)、线性外推距离(见1996年版的3.85)、外推边界(见1996年版的3.86)、烧毁热流密度(见1996年版的3.165)、三区循环(见1996年版的5.22)、预计运行事件(见1996年版的6.10)、设计基准事故(见1996年版的6.14)、喷放阶段(压水堆)(见1996年版的6.20)、注入阶段(压水堆)(见1996年版的6.21)、再灌水阶段(压水堆)(见1996年版的6.22)、喷淋阶段(压水堆)(见1996年版的6.23)、再淹没阶段(压水堆)(见1996年版的6.24)、再循环阶段(压水堆)(见1996年版的6.25)、多样性(见1996年版的6.40)、安全功能(见1996年版的6.41)、安全组合(见1996年版的6.42)、技术规格书(见1996年版的6.45)、不符合项(见1996年版的6.46)、监查(见1996年版的6.47)等术语和定义。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。本文件起草单位：核工业标准化研究所、清华大学、中国原子能科学研究院、中国核能电力股份有限公司、中核核电运行管理有限公司、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核电工程有限公司。本文件于1996年首次发布，本次为第一次修订。Ⅲ术语是一个领域的标准化基础。为了对核科学技术领域的大量术语进行规范和统一，提高交流的准确性和效率，我国制定和发布了GB/T4960《核科学技术术语》,该标准拟由9个部分构成。——第1部分：核物理与核化学。目的在于界定核物理与核化学方面的术语和定义。——第2部分：裂变反应堆。目的在于界定核裂变反应堆设计、调试运行及安全方面的术语和定义。——第3部分：核燃料与核燃料循环。目的在于界定铀矿业、铀转化、燃料元件设计制造等方面的术语和定义，——放射性核素。目的在于界定放射性核素及其在农业、工业、医学等方面应用时的术语和定义。——辐射防护与辐射源安全。目的在于界定辐射防护、辐射源安全等方面的术语和定义。——第6部分：核仪器仪表。目的在于界定各类应用于核工业的仪器仪表的术语和定义。——第7部分：核材料管制与核保障。目的在于界定核材料管制等方面的术语和定义。——第8部分：放射性废物管理。目的在于界定放射性废物处理、包装、运输、贮存等方面的术语和定义。——第9部分：磁约束核聚变。目的在于界定磁约束核聚变领域的术语和定义。本文件在裂变反应堆的设计、调试运行和核安全方面发挥了重要作用，但随着近年来我国核能领域技术进展不断出现，越来越多的新堆型得到应用并取得了良好的实践经验。为了将这些良好实践固化，特修订本文件，纳入了大量快堆、重水堆、高温气冷堆等非轻水堆堆型的术语。此外，为进一步夯实学科基础，还补充了少量较为基础的术语。本文件的修订，旨在推动裂变反应堆领域全方位进一步发展。1核科学技术术语第2部分：裂变反应堆1范围本文件界定了裂变反应堆堆型、反应堆本体、反应堆物理、反应堆热工、反应堆工艺系统和部件、调试与运行、核安全等领域的术语和定义。本文件适用于裂变反应堆领域标准、技术文件的编写和翻译以及国内国际技术交流等术语的规范表述。2规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。3反应堆堆型[核裂变]反应堆[nuclearfission]reactor能维持可控链式核裂变反应的装置。动力[反应]堆powerreactor用于发电、推进和供热等用途的反应堆。用于向居民和(或)工业设施等供热的反应堆。研究[反应]堆researchreactor主要用于基础研究或应用研究的反应堆。生产[反应]堆productionreactor主要用于生产易裂变材料的反应堆。转换比大于1的反应堆。将核能转换成电能或热能作为航天器动力的核反应堆。一种用作中子源的袖珍式反应堆，用于中子活化分析、少量研究用短寿命示踪同位素的制备等。2零功率[反应]堆zeropowerreactor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。脉冲[反应]堆pulsedreactor用于产生短持续时间强中子脉冲的反应堆。实验[反应]堆experimentalreactor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。示范[反应]堆demonstrationreactor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。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。商用[反应]堆commercialreactor用于商业目的(如供电、供热等)的反应堆。重水[反应]堆heavy-waterreactor;HWR以重水(D,O)作慢化剂的反应堆。轻水[反应]堆light-waterreactor;LWR以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。沸水[反应]堆boilingwaterreactor;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。压水[反应]堆pressurizedwaterreactor;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。压力管式[反应]堆pressuretubereactor;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。池式[反应]堆swimmingpoolreactor堆芯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。液态金属冷却[反应]堆liquidmetalcooledreactor以液态金属作冷却剂的反应堆。3气冷[反应]堆gas-cooledreactor;GCR以气体作冷却剂的反应堆。高通量[反应]堆high-fluxreactor热中子注量率大于1.0×10¹⁴cm-2·s-l的反应堆。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。高温气冷[反应]堆high-temperaturegas-cooledreactor;HTGR;HTR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(如氦气)作为反应堆冷却剂，且出口温度高(达到700℃)的反应堆。超高温气冷堆veryhigh-temperaturegas-cooledreactor;VHTR出口温度在950℃以上的气冷堆。每台机组功率不超过300MWe,系统和组件在工厂组装、以机组形式运输到安装地点的裂变反应堆。石墨[慢化]堆graphitereactor用石墨作为慢化剂的反应堆。冷却剂参数超过热力学临界值(22.1MPa,647K)的轻水反应堆。钠冷快堆sodium-cooledfastreactor;SFR以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆。熔盐堆moltensaltreactor用熔融态的混合盐作主冷却剂的反应堆。4反应堆本体构筑物、系统或部件的通称。反应堆容器reactorvessel包容反应堆堆芯的容器。4反应堆压力容器reactorpressurevessel;RPV承受一定运行压力的反应堆容器。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。反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。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。再生区breedingregion增殖区增殖堆中放置可转换材料的区域。熔化堆芯捕集器meltingcorecatcher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的装置。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。包含易裂变核素的材料的细长圆柱体，通常封装在套管中。4.11燃料组件fuelassembly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。燃料棒束(重水堆)fuelbundle(heavy-waterreactor)一定数量的燃料元件组装在一起形成的棒束型燃料组件。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。增殖组件breederassembly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。5控制棒controlrod用于控制反应性的可动部件。控制棒组件controlrodassembly;rodclustercontrolassembly通过吸收中子来控制反应性的可部分或全部插入反应堆的棒束或组件。调节棒(重水堆)adjusterrod调节插入堆芯深度、以快速补偿运行时各种因素引起的反应性波动的控制棒(组)。补偿反应性和中子注量率分布的长期变化的控制棒(组)。停堆棒(重水堆)shutoffrod为紧急停堆提供负反应性储备的控制棒(组)。在不插控制棒、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。可燃毒物组件burnablepoisonassembly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。能发射中子的装置或物质。启动中子源startupneutronsource反应堆由次临界向临界接近的过程中，为了增加中子注量率使之易于测量的中子源。中子源组件neutronsourceassembly在反应堆堆芯中用于直接或经辐照后发射中子的组件。热生长thermalgrowth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。包壳鼓胀claddingballooning事故时，燃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6鼓包的现象。包壳坍塌claddingcollapse在外压作用下，包壳向被包容物(如燃料芯块)凹陷。在反应堆容器内，除燃料组件、燃料相关组件、增殖组件和堆芯测量仪表以外的所有其他构件的围绕燃料组件构成的堆芯，以减少冷却剂从燃料组件外旁路流走的板件。堆芯栅板coregrid注：常分为堆芯上栅板和堆芯下栅板。堆芯流量分配装置coreflowdistributiondevice下部堆内构件中用于分配冷却剂进入堆芯各个燃料组件流量的装置。反应堆栅格reactorlattice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。栅元cell反应堆各栅格中具有相同几何形状的单元。[堆芯]吊篮[core]barrel反应堆内盛放堆芯的带法兰的圆筒。为减少从堆芯到反应堆容器内壁局部区域的快中子和γ射线辐射而设置的屏蔽体。控制棒驱动机构controlroddrivemechanism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。组装在燃料组件中为控制棒运动提供导向和缓冲的管件。[控制棒驱动机构]耐压壳pressurehousing控制棒驱动机构中承受反应堆冷却剂压力的密封容器。注：由密封壳和驱动轴行程套管两部分组成。7中子吸收体neutronabsorber中子吸收剂与中子反应且不另外产生中子的材料或物项。吸收球系统absorberspheresystem球床式高温气冷堆上配置的由大量含硼小球构成的、需要时落入反射层孔道中引入负反应性的系放入反应堆内通过其逐渐燃耗来补偿反应性长期缓慢变化的中子吸收材料。可溶毒物solublepoison可溶于反应堆冷却剂中的中子吸收材料。通过散射使中子能量降低而无明显俘获的材料。利用反应堆中子、光子等进行辐照的孔道。利用反应堆进行辐照试验或生产的装置。注：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。反射层reflector将从堆芯逃脱的中子部分地散射回堆芯的物体。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。跑兔rabbit;shuttle内装辐照样品，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的小容器。一次屏蔽[体]primaryshield围绕堆芯所设置，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的屏蔽体。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。8热屏蔽[体]thermalshield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。安全壳内供事故时从一回路逸出的蒸汽膨胀用的空间。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。黑[吸收]体black[absorber]能够全部吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。灰[吸收]体grey[absorber]能够部分吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。机械吸收棒(重水堆)mechanicalcontrolabsorber(heavy-waterreactor);MCA重水堆中用于辅助进行反应性控制的控制棒，通常位于堆外。大栅板联箱plenum将一回路的冷却剂钠分配至各堆芯和其他用钠部件的组件支承固定装置。小栅板联箱collector内部插设管脚节流装置，能有效控制堆芯压降并合理分配冷却剂流量功能的堆芯组件支承固定装置。5反应堆物理[核]转换conversion可转换材料向易裂变材料的核变换。转换比conversionratio通过转换所产生的易裂变核数与消失的易裂变核数之比。最初转换比initialconversionratio反应堆燃料元件还没有明显燃耗时的瞬时转换比。增殖breeding转换比大于1时的转换。9GB/T4960.2—2023增殖比breedingratio大于1的转换比。链式裂变反应chainfissionreaction裂变产生中子，中子又引起裂变，如此延续，使核裂变持续进行的核反应。增殖因子multiplicationfactor增殖系数k在某一时间间隔内所产生的中子总数(不包括由某些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。有效增殖因子effectivemultiplicationfactor有效增殖系数ke有限大介质的增殖因子(系数)。无限介质增殖系数k无限大介质的增殖因子(系数)。反应性reactivityp表征链式核裂变反应介质或系统偏离临界程度的一个参数，见公式(1)。 (1)式中：ket——有效增殖因子。5.11剩余反应性excessreactivity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。5.12后备反应性built-inreactivity冷态干净堆芯的剩余反应性。反应性反馈reactivityfeedback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。从堆芯内某规定位置抽出控制棒所引起的反应性变化。[控制棒]微分反应性differentialreactivity控制棒移动单位长度所引起的反应性变化。反应性亏损reactivitydefect反应堆的状态发生一给定变化所引起的反应性减少。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。反应性功率系数powercoefficientofreactivity反应堆热功率发生单位变化所引起的反应性变化。反应性温度系数temperaturecoefficientofreactivity反应堆内温度发生单位变化所引起的反应性变化。燃料温度系数fueltemperaturecoefficient仅由燃料温度发生单位变化所引起的反应性变化。慢化剂温度系数moderatortemperaturecoefficient仅由慢化剂的温度发生单位变化所引起的反应性变化。等温温度系数isothermaltemperaturecoefficient当燃料和慢化剂温度相同时，它们的温度发生单位变化所引起的反应性变化。[来源：NB/T20240—2013,2.6,有修改]慢化剂密度发生单位变化所引起的反应性变化。反应性压力系数pressurecoefficientofreactivity反应堆内压力发生单位变化所引起的反应性变化。反应堆内某给定部位的空泡份额变化1%所引起的反应性变化。多普勒功率系数Dopplerpowerfactor反应堆热功率发生单位变化时由于燃料多普勒效应所引起的反应性变化。快中子增殖因子fastfissionfactor在热裂变占优势的无限介质中，由各种能量的中子引起裂变所产生的平均中子数与仅由热裂变产生的平均中子数的比值，通常用ε表示。f在无限介质中，可裂变核素或给定的核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数的比值。不泄漏几率nonleakageprobabilityA反应堆内的中子不逸出堆外的几率。注：该定义中的中子指全部中子或任一给定能群的中子。逃脱共振俘获几率resonanceescapeprobabilityp在无限介质内，中子在慢化过程中能通过整个共振能区或其中某给定能区而不被俘获的几率。四因子公式four-factorformula的乘积计算热中子反应堆无限介质增殖因子k的公式，见公式(2)。η——每次吸收的中子产额；e—-快中子增殖因子；p——逃脱共振俘获几率；f——热中子利用因子。能产生链式核反应的介质或系统在其有效增殖因子等于1时所处的状态。缓发临界delayedcriticality需要缓发中子参与作用才能达到的临界。瞬发临界promptcriticality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。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。与临界尺寸相应的体积。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。达到临界的含给定易裂变材料的区的最小体积。达到临界的给定易裂变材料的最小质量。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。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。能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖因子ke<1时所处的状态。能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖因子kc>1时所处的状态。中子通量密度在给定的中子能量范围内中子辐照强度的度量。是中子密度和速度的乘积。中子注量率的时间积分。单位体积内的自由中子数。中子流密度neutroncurrentdensity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。GB/T4960.2—2023注：它是一个矢量。5.48中子角密度neutronangulardensityN(r,Ω,E,t)在t时刻，空间点r附近单位体积内，立体角Ω附近单位立体角内，能量在E附近单位能量间隔内的平均中子数目，表示为N(r,Ω,E,t)。5.49中子密度neutrondensityn(r,E,t)在t时刻，空间点r附近单位体积内，能量在E附近单位能量间隔内的平均中子数目，见公式(3)。式中：n(r,E,t)——中子密度；N(r,Ω,E,t)——中子角密度；Ω——立体角。中子角注量率angularneutronflux指定角度方向上、单位时间内、穿过单位面积体元上的特定能量上的中子数量，见公式(4)。式中：φ(r,E,t)—-中子角注量率；U——中子速度；n(r,E,t)——中子密度。特征线法methodofcharacteristics;MOC一种仅沿特征线进行中子输运精细求解的确定论方法。注：基本思路是，中子能量上采用多群形式，角度方向上采用多个离散角度方向，空间上划分为同物质构成的众多区(称为“平源区”),且由众多密集的、不同角度方向的、平行于离散中子运动方向的线(称为“特征线”)覆盖，中子输运求解仅沿特征线进行求解，各平源区的中子角注量率由本区域内各方向、各段特征线上的角通量按特征线长度进行加权积分而获得。离散纵标法discreteordinatemethod一种仅在离散角度方向上通过求解相关方向中子角注量率求解中子输运方程的确定论求解方法。注：核心思路是，仅在离散的角度方向上求解相关方向的中子角注量率，中子标注量率由离散方向上的角注量率的加权和而得到。在能量上通常采用多群形式，在空间上通常有限差分形式。球谐函数法spherical-harmonics(PN)method一种在角度上采用球谐函数展开求解中子输运方程的确定论求解方法。注：其核心思路是，把中子角注量率、截面(特别是散射截面)在角度上采用球谐函数展开，从而直接求中子角注量率的各阶角度展开矩。碰撞几率法collisionprobabilitymethod一种利用多个子区之间的首次碰撞几率求解中子积分输运方程的确定论求解方法。注：其核心思路是，将燃料组件分成若干子区，利用多个子区之间的首次碰撞几率方法，求解与栅元中子能谱相关的积分输运方程的方法。穿透几率法transmissionprobabilitymethod一种利用首次穿透和泄漏几率求解中子积分输运方程的确定论求解方法。注：其核心思路是，将燃料组件分成若干子区，通过各子区之间界面流连续的耦合条件，利用首次穿透和泄漏几率一种将空间分布求解转换为分布函数组合系数求解的中子输运或中子扩散方程的高效求解方法。注：其核心思路是把求解空间划分成称为节块的较粗正交区域，每个节块上的中子注量率或中子角注量率分布采用某种预先定义的分布函数的组合来表示，空间分布的求解转换为分布函数组合系数的求解，并常用横向积分技术把多维问题分解成耦合的多个一维问题来加速求解过程。粗网有限差分法coarsemeshfinitediffer一种在原求解域上构建一个更粗网格的有限差分形式，用于加速特征线法、节块法计算过程的计算注：其核心思路是，在原求解域上构建一个更粗网格的有限差分形式，并增加一些调整项式，有限差分形式与原计算格式在中子流等关键量上等价，从而用更少计算代价使有限差分方程收敛，从而加速原计算格式的收敛。通量图fluxmapping在反应堆运行时，利用有限点的反应堆中子通量密度(中子注量率)分布的测量值来重构整个反应堆详细的中子注量率分布、功率分布的方法和过程。换料方案fuelloadingpattern针对定期换料的反应堆。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。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。假定所有中子都属于同一能群的中子输运、扩散理论。应用多群模型的中子输运、扩散理论。某个能群的中子加权平均截面。单群中子输运理论确定出的，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。中子扩散neutrondiffusion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。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。扩散方程diffusionequation根据扩散理论描述中子扩散过程的偏微分方程。扩散面积diffusionarea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。扩散面积的平方根值。中子由裂变能到热能的慢化面积与热中子扩散面积之和。徙动面积的平方根值。斐克定律(反应堆物理)Fick'slaw(reactorphysics)描述中子流密度与中子通量密度负梯度成正比的定律。注：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。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。慢化剂的慢化能力与其热中子宏观吸收截面之比。当倍增系统的慢化剂对燃料的摩尔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。5.77过慢化overmoderation当倍增系统的慢化剂对燃料的摩尔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。5.78对数能降lethargy基准能量与中子能量之比的自然对数。5.79平均对数能降averagelogarithmicenergydecrement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。5.80费米年龄理论Fermiagetheory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。费米年龄Fermiager(E)在费米年龄理论适用的范围内，对于能量为E。的单能中子源，费米年龄c(E)见公式(5)。式中：E——中子能量；D——中子通量密度扩散系数；ξ——平均对数能降；2s——宏观弹性散射截面。注：费米年龄的物理意义是，对于各向同性的单能(E。)点中子源，中子由能量为E。的点至慢化到能量为E的点之间位移均方值的六分之一。5.82费米年龄方程Fermiageequation费米年龄理论中联系中子慢化密度与中子位置的方程。在没有吸收的情况下，该方程见公式(6)。 式中：q——中子慢化密度；r——年龄。5.83几何曲率geometricbucklingB?一种取决于装置(例如堆芯)的形状与尺寸的参数。对于裸堆，如果在装置的外推边界上假定中子注量率为零，则B?为公式(7)的第一本征值。V²φ+B²g=0B²--反应堆曲率。B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。在年龄-扩散理论中，B?是满足公式(8)的B²的值。ke-B²r=1+L²B² (8)式中：k。——无限介质增殖因子；B²—-反应堆曲率；r——年龄；L——扩散长度。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。功率峰因子fluxpeakingfactor局部功率的最大值与堆芯内功率平均值的比值。功率分布展平powerdistributionflattening通过引进中子吸收剂或改变核燃料浓度等方法，使堆芯内功率达到近似平坦的分布。源量程sourcerange在装料、启动、停堆等极低功率阶段的反应堆的功率范围。介于源量程与功率量程之间且与它们部分重叠的反应堆功率范围。功率量程powerrange反应堆的控制主要依据温度或功率测量的反应堆功率范围。反应堆周期reactorperiod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。表示反应堆的反应性与反应堆周期关系的方程。在给定条件下，将一个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。控制棒从其最高位置靠重力降落到堆芯底部所需的时间。注：包括快速落棒时间和缓冲落棒时间。快速落棒时间scramtime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。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。临界棒位criticalpositionofcontrolrod反应堆处于临界状态时控制棒在堆芯内的位置。停堆深度shutdowndepth反应堆处于次临界状态偏离临界的程度。注：通常用负反应性量来表示。停堆裕度shutdownmargin当反应堆所有控制棒都插入堆芯时(假设价值最大的一束控制棒卡在堆外),反应堆所达到的负反应性。停堆硼浓度shutdownboronconcentration在使用可溶硼控制的反应堆中，控制棒按停堆要求配置，使反应堆具有给定的停堆深度所需的硼浓度。临界硼浓度criticalboronconcentration在使用可溶硼控制的反应堆中，可使反应堆处于临界状态的硼浓度。硼当量boronequivalent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。补偿shimming对反应性和中子通量密度分布长期变化的抵偿。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。同一元素不同同位素构成的原子分数。反应堆运行在某功率水平，氙浓度达到平衡值或稳定值的状态。最大氙maximumxenon反应堆启堆后，氙浓度达到最大值时的状态。平衡钐equilibriumsamarium反应堆运行在某功率水平，钐浓度达到平衡值或稳定值的状态。最大钐maximumsamarium反应堆启堆后，钐浓度达到最大值时的状态。轴向功率偏移axialoffset堆芯上半部分功率与下半部分功率之差与堆芯实际功率的比。轴向功率偏差axialfluxdifference堆芯上半部分相对功率与下半部分相对功率之差。冷却剂中单位硼浓度变化所引起的堆芯反应性变化量。缓发中子份额delayedneutronfraction缓发中子在全部裂变中子中所占的份额。裂变产物fissionproduct由核裂变反应产生的较轻质量数的新核素。[裂变产物]产额yield每种裂变产物在以2归一的总裂变产物原子数构成中的分数。锕系元素actinide周期系ⅢB族中原子序数为89～103的15种化学元素的统称。次锕系元素minoractinide乏燃料中除铀和钚之外的锕系元素。原子序数超过铀的元素的总称。比功率密度specifiepowerdensity反应堆中每单位质量的重金属裂变所释放的功率。瞬发中子寿命promptneutronremovallifetime堆芯中瞬发中子从产生到被吸收为止的平均时间。缓发中子先驱核半衰期precursornuclearhalf-life堆芯中缓发中子从产生到被吸收为止的平均时间。机械补偿控制mechanicalcompensationcontrol在反应堆中移动控制棒以进行反应性控制的方法。基准实验benchmarkexperiment一组明确定义的、其结果经判断足够准确、用作计算参考值的物理实验。原子离位次数displacementsperatom;dpa辐照过程中每个原子从点阵晶格位置移位的平均次数。6反应堆热工[反应堆]热功率[reactor]thermalpower反应堆输出的可利用热能所对应的功率。负荷因子loadfactor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。功率密度powerdensity单位体积堆芯所产生的热功率。额定功率密度ratedpowerdensity在额定功率下单位体积堆芯所产生的热功率。线功率密度linearpowerdensity单位长度燃料元件产生的热功率。堆芯内单位质量核燃料所产生的热功率。反应堆功率剧增reactorpowerexcursion反应堆功率上升速率超过正常运行水平的增加。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。轴向峰因子axialpeakingfactor反应堆堆芯轴向高度平均功率与全堆芯平均功率之比。反应堆噪声reactornoise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注量率涨落和由此产生的功率波动。剩余功率after-power停堆后反应堆内相应于剩余释热的功率。余热residualheat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。屏蔽发热shieldheating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。衰变热decayheat放射性核素衰变时所产生的热量。衰变功率decaypower停堆后反应堆内相应于衰变热的功率。欠热沸腾subcooledboiling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。注：此时蒸汽泡仅在加热表面附近产生。整体沸腾bulkboiling冷却剂通道截面上的平均温度达到饱和温度时的沸腾。泡核沸腾nucleateboiling流体在湿润的加热表面上生成蒸汽泡的沸腾。膜态沸腾filmboiling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。偏离泡核沸腾departurefromnucleateboiling;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-温差曲线上出现一个极值时的沸腾。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。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。临界热流密度criticalheatflux偏离泡核沸腾热流密度和干涸热流密度的统称。燃料通道fuelchannel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堆芯的通道。子通道分析subchannelanalysis在反应堆热工水力计算中，假想地将燃料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hotchannel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)比焓升最大的一条可能限制堆功率输出的燃料通道。热通道因子hotchannelfactor考虑核的和工程的各种不利因素后，热通道中反应堆冷却剂的比焓升或轴向平均热流密度与相应的堆芯平均比焓升或平均热流密度的比值。工程热通道因子engineeringhotchannelfactor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焓升的影响因子。堆芯内最大燃料棒积分功率与平均燃料棒功率的比值。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偏离泡核沸腾比最小的、限制堆功率输出的燃料元件上的一点。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。热流热通道因子heatfluxhotchannelfactor燃料棒表面最大局部热流密度与平均燃料棒热流密度的比值。注：包括燃料芯块与燃料棒制造公差。工程热点因子engineeringhotpointfactor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。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。初始堆芯initialcore由首次装入反应堆中的核燃料组成的堆芯。平衡堆芯equilibriumcore在燃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。比燃耗反应堆运行期间，由核变换引起的核素浓度的减少；或者单位质量核燃料释放的总能量。根据换料方案预先确定的燃料卸料比燃耗。最佳比燃耗optimumspecificburnup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。燃耗份额burnupfraction某核素初始量中被燃耗的份额，通常用百分数表示。通过伽马射线激发产生的中子。通道功率峰因子(重水堆)channelpowerpeakingfactor重水堆燃料通道功率最大值与燃料通道功率平均值的比值。间歇式干涸起始点(重水堆)onsetofintermittentdryout重水堆燃料元件包壳表面开始发生间歇式烧干的状态点。7反应堆工艺系统和部件7.1轻水堆及通用系统部件反应堆冷却剂reactorcoolant一回路冷却剂primarycoolant用于导出反应堆堆芯热量并循环使用的载热剂。注：对非直接循环反应堆，也称一次冷却剂。反应堆冷却剂系统reactorcoolantsystem使反应堆冷却剂在规定的温度、压力下循环，并导出反应堆堆芯热量的系统。反应堆冷却剂环路reactorcoolantloop并联设置的循环反应堆冷却剂的环路。[反应堆冷却剂系统]压力边界[reactorcoolantsystem]pressureboundary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。安全端safeend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。反应堆冷却剂泵reactorcoolantpump用以强制循环反应堆冷却剂的泵。蒸汽发生器steamgenerator采用间接循环的反应堆动力装置，把反应堆冷却剂从堆芯获得的热能传给后续回路工质，使其变为蒸汽的热交换设备。用于稳定和调节反应堆冷却剂系统工作压力的设备。稳压器卸压箱pressurizerrelieftank接收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。排放系统(沸水堆)blowdownsystem(boilingwaterreactor)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化学和容积控制系统chemicalandvolumecontrolsystem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。容积控制箱volumecontroltank化学和容积控制系统中，用于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。冷却剂除气系统coolantdegasingsystem化学和容积控制系统中，通过容积控制箱释出冷却剂中的裂变气体产物和氧气，经氮气置换排到气体废物处理系统的子系统。核设备疏水和排气系统nuclearcomponentd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。安全上重要的系统，用于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设计基准事故的后果。监测反应堆的运行，并根据探测到的异常工况信号，自动触发动作以防止发生不安全或潜在的不安全工况的系统。安全执行系统safetyactuationsystem安全驱动系统安全系统的一部分，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。安全系统支持设施safetysystemsupportfeatures安全系统辅助设施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。能动部件activecomponent依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。非能动部件passivecomponent不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。应急堆芯冷却系统emergencycorecoolingsystem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。安全注射系统safetyinjectionsystem安全注入系统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。高压安全注射系统highheadsafetyinjectionsystem高压安全注入系统失水事故后，反应堆冷却剂系统处于高压时投入使用的安全注射系统。低[中]压安全注入系统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。安全注射箱accumulator安全注入箱应急堆芯冷却系统中用氮气加压含硼水的水箱。堆芯喷淋系统(沸水堆)corespraysystem(boilingwaterreactor)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。[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。安全壳喷淋系统containmentspraysystem在事故工况下为降低安全壳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。压力抑制系统pressuresuppressionsystem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升高而设置的系统。安全壳排水地坑containmentdrainagesump收集和监测安全壳内各工艺系统泄漏的地坑。再循环地坑(压水堆)recirculationsump(pressurizedwaterreactor)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。安全壳疏水系统containmentdrainsystem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。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。安全壳隔离系统containmentisolationsystem将反应堆安全壳与外界的一切可能的联系通道关闭，以阻止或限制放射性物质向环境释放所需要的各种装置(如阀门和气密闸门)的统称。安全壳贯穿件containmentpenetrationassembly贯穿安全壳并保护安全壳屏障的完整性和密封性的装置。安全动作safetyaction安全执行系统的一次性动作。安全壳氢复合系统containmenthydrogenrecombinationsystem消氢系统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。专设安全设施engineeredsafetyfeature为限制或缓解事故后果而专门设置的安全系统。设备闸门equipmenthatch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。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。辅助给水系统auxiliaryfeedwatersystem应急给水系统emergencyfeedwatersystem在蒸汽发生器主给水系统失效时，向蒸汽发生器供水的系统。停堆冷却系统shutdowncoolingsystem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。余热排出系统residualheatremovalsystem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。[反应堆]换料腔refuelingcavity换料水池refuelingpool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。存放含硼水的水箱。注：换料时用箱中的水充满换料水池，换料后再打回箱中存放，也可作为应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统的燃料装卸和贮存系统fuelhandlingandstoragesystem核电厂中用于接收新燃料、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、燃料组件及相关组件倒换、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操作的一系列设备和装置。燃料运输通道fueltransfertube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。装[卸]料机fuel-charging[discharging]machine;refuelingmachine;manipulatorcrane用于反应堆装〔卸〕燃料组件的远距离操作机器。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。新燃料升降机newfuelelevator用于把新燃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。在安全壳和燃料厂房之间运输燃料组件的专用工具。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。用于循环反应堆冷却剂的系统及其有关系统的总称。二回路冷却剂secondarycoolant用于载出一次冷却剂热量的冷却剂。二回路secondarycoolant用于循环二次冷却剂的系统及其有关系统的总称。堆芯熔融物滞留系统moltencoredebrisin-vesselretention;IVR防止严重事故时跌落至压力容器底部的堆芯熔融物将其熔穿，采用注水淹没堆腔，冷却压力容器外表面，通常依靠自然循环实现压力容器长期冷却并滞留堆芯熔融物的系统。堆芯捕集器corecatcher位于堆腔底部及下方，由牺牲材料、耐高温保护材料、钢板等制成，用来收集、展开和冷却堆芯熔化事故中泄漏出的熔融物，防止安全壳因底板熔穿而失去完整性的专用装置。应急硼注入系统emergencyboroninjectionsystem在发生未停堆的预期瞬态或事故后其他补硼或补水途径不可用时，迅速向堆芯注入高浓度硼酸，保证堆芯保持次临界状态的系统。堆腔注水冷却系统cavityinjectionsystem用于在发生熔堆事故时，向反应堆压力容器外表面与保温层之间的流道注入冷却水，冷却压力容器外表面，保证反应堆压力容器完整性的系统。非能动安全壳热量导出系统passivecontainmentheatremovalsystem采用非能动设计理念，利用钢制安全壳或内置于安全壳内的换热器组，通过水蒸气的冷凝、对流、辐射换热及水的自然循环等，持续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外的系统。反应堆硼和水补给系统reactorboronandwatermakeup为化学和容积控制系统主要功能的实现起辅助作用的系统。蒸汽发生器排污系统steamgeneratorblowdownsystem收集和处理蒸汽发生器的排污水，以复用二回路水的系统。反应堆压力容器高位排气系统reactorpressurevesselheadhighpointventsystem将聚集在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体排出的系统。二次侧非能动余热排出系统advancedsecondarypassiveresidualheatremovalsystem通过在反应堆外部水箱设立热交换器，采用自然循环的方式，将反应堆堆芯热量通过二回路导出堆芯的系统。安全壳过滤排放系统containmentfiltrationandexhaustsystemsofnuclearpowerplants通过主动卸压使安全壳内的压力不超过其承载限值，通过安装在卸压管线上的过滤装置对排放气体的放射性物质进行过滤的系统。7.2钠冷快堆旋转屏蔽塞rotatingshieldplug安装在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。液态金属密封liquidmetalseal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。堆内换料机in-vesselrefuelingmachine安装在旋塞上，用于在堆容器内装、卸燃料组件及其他组件的操作设备。钠冷阱sodiumcoldtrap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。钠热阱sodiumhottrap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。与垂直方向成一定夹角，倾斜安装在堆容器堆顶盖的接管上的装卸料提升机，其通过组件吊桶的往复运动实现燃料组件在堆容器内径方向和高度方向上的转移。除去在运行过程中反应堆结构和一回路与钠接触表面落入钠中的金属、非金属杂质和腐蚀产物的工艺。7.3重水堆压力管pressuretubes重水堆堆芯里水平布置的装载燃料棒束和冷却剂的承压管道。为压力管穿过排管容器提供通道，隔离压力管与排管容器内慢化剂的部件。钴吸收棒cobaltabsorberrod重水堆用钴材调节棒，在重水堆运行期间提供反应性调节功能，并在出堆后用于制造医疗和工业用的辐照源。慢化剂系统moderatorsystem重水堆中用于中子慢化，独立于主冷却剂系统的低温、低压、封闭的重水循环系统。用重水置换新树脂中的轻水，以避免重水堆工艺系统中重水降级的工艺。除氘dedeuteration用轻水置换废树脂中的重水，以回收废树脂中所含重水的工艺。反应堆集管reactorheaders重水堆中用于连接燃料通道热传输支管和蒸汽发生器、主冷却剂泵之间的母管。热传输支管feeders重水堆中用于连接燃料通道与反应堆集管之间的冷却剂支管。液体注射停堆系统liquidinjectionshutdownsystem向慢化剂中注入高浓度硝酸钆溶液，实现快速停堆以保护反应堆安全的系统。液体区域控制系统liquidzonecontrolsystem通过改变堆芯中液体区域控制单元内的轻水水位，调节反应堆区域功率和总体功率的系统。环隙气体系统annulusgassystem用于压力管、排管的隔热和密封性监测，提供惰性环境氛围以减缓腐蚀的二氧化碳加压循环系统。重水蒸气回收系统D₂Ovapourrecoverysystem用于回收厂房内的重水蒸气，防止空气污染，降低重水损失的系统。破损燃料定位系统failedfuellocationsystem对破损燃料所在的通道和燃料棒束的位置进行定位的系统。7.4高温气冷堆通风式低耐压型安全壳ventedlowpressurecontainment高温气冷堆使用的，由包容反应堆及有关系统的构筑物构成的一种安全壳。注：在核电站正常运行时采用负压通风，一回路破口事故时直接向环境爆破排放，破口事故结束后重新建立负压通风，以降低整个事故期间对环境的放射性排放。还防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。燃料装卸系统fuelhandlingsystem对于高温气冷堆，用于在线地从反应堆卸出燃料元件，把未达卸料燃耗的燃料元件重新装入反应堆，把达到卸料燃耗的燃料元件输送到乏燃料贮存系统，并把新燃料装入堆芯的系统。新燃料供应系统freshfuelsupplysystem对于高温气冷堆，给燃料装卸系统提供新燃料元件的专门系统。乏燃料贮存系统spentfuelstoragesystem对于高温气冷堆，从燃料装卸系统接收乏燃料，并贮存到中间储存库的专门系统。注：通常乏燃料中间贮存库采用干式贮存方案。氦净化系统heliumpurificationsystem用于去除冷却剂氦气中化学杂质的系统。注：该系统减少化学杂质对燃料和石墨结构的化学腐蚀，同时也能吸附一些惰性气体裂变产物。氦辅助系统heliumauxiliarysystem用于再生氦净化系统维持和调整反应堆冷却剂装量等功能的系统。一回路压力泄放系统primarycircuitsafetyreliefsystem与一回路相连，通过安全阀泄放来防止一回路超压的系统。注：通常会设置至少2个泄放支路。蒸汽发生器事故排放系统steamgeneratoremergencyreliefsystem高温气冷堆上连接到蒸汽发生器给水管道上的排放系统。注：在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，借助蒸汽发生器内本身的压力，把蒸汽发生器和相连管道中的汽和水尽可能排放到专门的储罐中，以减少进入一回路的水、汽的量，减轻事故后果。高温气冷堆上连接反应堆和蒸汽发生器(或中间热交换器等)的管道。注：通常由较短的同心双层管道构成，内管通过热氦气，外管通过冷氦气。反应堆舱室reactorcavity容纳反应堆，并起支承反应堆、辐射屏蔽、辅助建立负压通风能力等作用的封闭性混凝土结构。反应堆舱室冷却系统reactorcavitycoolingsystem;RCCS一套通常传热介质为水的，用于控制反应堆舱室的温度的冷却系统。注1:其水冷壁位于反应堆舱室内壁、反应堆活性区范围；反应堆正常运行带走反应堆压力容器辐射出的热量；反应堆停堆后继续接收并载出从反应堆活性区、通过反射层、堆芯、反应堆压力容器传出的热量，作为余热载出的路径之一。注2:通常采用自然循环的方式把热量通过空冷器带到大气。用于驱动冷却剂氦气在一回路进行循环，以导出堆芯热量到蒸汽发生器或中间热交换器的能动部件。负压通风系统subatmospherventilationsystem高温气冷堆针对核岛厂房的特定区域(如反应堆舱室、燃料装卸设备间等)设置的专门的通风系统。注：在正常运行或一回路失压事故后，该系统使相应区域达到要求的负压度，排出的气体根据需要进行过滤，以满足合理可行尽量低的原则。8调试与运行核动力厂已安装的设备和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求，是否满足性能标准的过程。注：调试包括不带核试验和带核试验。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。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。反应堆启动试验startuptestofreactor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。临界前试验precriticaltest反应堆装料后临界前进行的试验。注：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、控制棒驱动机初始临界试验initialcri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。零功率试验zeropowertest反应堆达到临界后在极低功率下进行的反应堆物理特性试验。放射性水平测定及压力系统测定等。有时也称低功率物理试验。功率提升试验powerescalationtest低功率物理试验后将反应堆提升到不同功率水平下进行的试验。[安全壳]泄漏率[containment]leakagerate在规定试验压力、温度及时间内，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。[安全壳]强度试验[containment]endurancetest在规定压力下检验安全壳结构强度的试验。[安全壳]整体泄漏率试验[containment]integratedleakageratetest在试验压力下保持一定时间，测定安全壳内气体泄漏率的试验。[安全壳]局部泄漏率试验[containment]localleakageratetest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。[核电厂]运行operation为了使核电厂能安全、可靠发电而进行的所有活动。正常运行normaloperation反应堆在规定的运行限值和条件范围内的运行。装料fuelloading将核燃料装入反应堆的操作过程。反应堆启动reactorstartup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。反应堆从冷停堆状态下开始的启动。反应堆从热停堆状态下开始的启动。将乏燃料组件从堆芯卸出，按布置方案装入新燃料组件和已辐照燃料组件的操作过程。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。卸料discharge将燃料组件从反应堆内取出的操作过程。使反应堆达到规定次临界深度的过程，或反应堆处于规定次临界深度的状态。正常停堆normalshutdown使用正常操作系统的停堆和冷却。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。冷停堆coldshutdown反应堆维持在远低于运行温度之下的停堆状态。正常冷停堆normalcoldshutdown反应堆处于次临界状态，余热排出系统投入，反应