【正文】 堆冷卻劑喪失事故后迅速向堆芯注射硼水，為堆芯提供應急和持續(xù)冷卻的系統(tǒng) 高壓安全注射系統(tǒng) ﹝壓水堆﹞ high head safety injection system 失水事故后，反應堆冷卻劑系統(tǒng)處于高壓時投入使用的安全注射系統(tǒng)。 堆芯噴淋系統(tǒng) ﹝沸水堆﹞ core spray system 一種應急冷卻系統(tǒng)，用于在反應堆正常冷卻失效（例如冷卻劑喪失事故）后，向堆芯噴水以確保排除余熱。 壓力抑制系統(tǒng) pressure suppression system 在反應堆發(fā)生向安全殼內(nèi)釋放蒸汽和（或）水的事故時為抑制安全殼內(nèi)壓力的升高而設置的系統(tǒng)，通常采用蒸汽冷凝的方法。 安全殼隔離 ﹝壓水堆﹞ containment isolation 在失水事故時，用于切斷安全殼與外界的一切聯(lián)系通道（應急冷卻系統(tǒng)通道除外），并將放射物質封閉在安全殼內(nèi)的安全功能。 設備閘門 equipment hatch 貫穿安全殼的單道空氣密封門，是安裝、換料或維修時大件設備進出安全殼的通道 。 停堆冷卻系統(tǒng) shutdown cooling system 將反應堆從熱停堆狀態(tài)冷卻到 冷停堆狀態(tài)的過程中，導出反應堆冷卻劑系統(tǒng)余熱的所有系統(tǒng)的統(tǒng)稱。換料時用箱中的水充滿換料水池，換料后再打回箱中存放，同時可作為應急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的水源。 傾翻機 tilting machine 用于把燃料組件從水平位置轉至垂直位置或由垂直位置轉至水平位置的設備。 旋轉屏蔽塞旋塞 rotating shield plugrotating plug 鈉冷快堆堆容器頂部具有足夠屏蔽厚度，安裝有控制棒驅動機構及堆內(nèi)換料機且可實現(xiàn)動、靜密封的可旋轉屏蔽頂蓋。 一回路 primary circuit 用于循環(huán)反應堆冷卻劑的系統(tǒng)及其有關系統(tǒng)的總稱。 冷態(tài)試驗 cold functional test 管道、設備安裝結束后在規(guī)定溫度下進行的試驗，如反應堆冷卻劑系統(tǒng)水壓試驗。 初次臨界試驗 initial critical test 反應堆首次物理啟動達到臨界，實現(xiàn)自持鏈式核裂變反應的試驗。 （安全殼）泄漏率 (containment) leakage rate 在一定的試驗壓力和溫度條件下，24h內(nèi)由安全殼內(nèi)泄 漏到安全殼外的氣體質量占安全殼原先所含空氣質量的百分數(shù)。 （核電廠）運行 operation (of NPP) 為了使已建核電廠能安全、可靠發(fā)電而進行的所有活動，包括各種模式下的運行、維修、換料、在役檢查及有關的其他活動。 冷啟動 cold start up 反應堆從冷停堆狀態(tài)下開始的啟動。 三區(qū)循環(huán) threezone cycling 初始堆芯沿徑向分三區(qū)裝載不同富集度的燃料，每經(jīng)一個運行周期卸出三分之一乏燃料并裝入三分之一新燃料的燃料循環(huán)方式。 安全停堆 safe shutdown 反應堆處于足夠次臨界深度，并以可控速率排出堆芯余熱，安全殼的密封得到保證，從而使放射性產(chǎn)物的釋放保持在允許范圍內(nèi)，以及為維持這些條件所必需的系統(tǒng)正在其正常范圍內(nèi)工作的停堆狀態(tài)。 換料停堆 refueling shutdown 為了換料，反應堆冷卻劑系統(tǒng)處于卸壓狀態(tài)的冷停堆。 硼注入 [壓水堆 ] boron injection 為使反應性迅速減少以便進行緊急停堆而將硼溶液注入反應堆液態(tài)慢化劑或冷卻劑進入堆芯的過程。 退役 demissioning 反應堆或核電廠永久退出運行的過程。 安全限值 safety limit 過程變量的各種限值，核電廠在這些限值范圍內(nèi)運行已證明是安全的。此概念必須貫徹于安全有關的全部活動，包括與組織、設計或人員行為有關的方面，以保證這些活動均置于重疊措施的防御之下，即使有一種防御失效，亦將得到補償或糾正。 事故工況 accident condition 以偏離運行狀態(tài)的形式出現(xiàn)的事故，事故 工況下放射性物質的釋放可由恰當設計的設施限制在可接受限值以內(nèi)，嚴重事故不在其列。 廠外電源喪失事故 loss of offsite power 失去廠外電源的事故。 雙端斷裂事故 double end guillotine break 反應堆冷卻劑管道沿圓周斷開并完全錯位導致反應堆冷卻劑大量流失的一種假想事故。 噴淋階段〔壓水堆〕 spray phase 換料水箱的水噴入安全殼空間的運行階段。 臨界事故 critical accident 含易裂變材料的系統(tǒng)由于某種原因引起的非預計臨界或超臨界事故。 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噴的事故。 包殼塌陷 cladding collapse 在外壓作用下，包殼向被包容物（如燃料芯塊）凹陷。 安全功能 safety function 安全系統(tǒng)或其他安全重要物項的規(guī)定用途，例如停堆或余熱排出。由單一隨機事件引起的所有繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。 監(jiān)查 audit 通過對客觀證據(jù)的調查、檢查和評價，為確定所制定的程序、細則、技術規(guī)格書、規(guī)程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實遵守以及實施效果如何而進 行的審核并提出書面報告的工作。 技術規(guī)格書 〔技術條件〕 specification 一種書面規(guī)定，說明產(chǎn)品、服務、材料或工藝必須滿足的要求，并指出確定這些規(guī)定的要求是否得到滿足的程序。 安全組（合） safety group 用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動作的設備組合，其使命是防止該事件的后果超過設計基準規(guī)定的限值。例如設計缺陷、制造缺陷、使用和維修差錯 、自然事件、人因事件、信號飽和或源自其他操作、電廠內(nèi)部故障或環(huán)境條件變化的意外級聯(lián)效應 多重性 [多重度，冗余度 ] redundancy 通過設置數(shù)量多于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同的），以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的一種設計原則。 熱生長 thermal growth 燃料棒因經(jīng)受反復的溫度變化（例如當反應堆功率升降時）而產(chǎn)生長度增加的現(xiàn)象。 （控制棒）彈棒事故 (control rod) ejection accident 控制棒驅動機構耐壓殼損壞時，在堆內(nèi)壓力作用下，控制棒迅速射出的事故。 負荷喪失事故 loss of electrical load accident 因電網(wǎng)故障或汽輪機脫扣造成電廠負荷全部或大部分喪失的事。 注入階段〔壓水堆〕 injection phase 失水事故后，〔壓水堆〕應急堆芯冷卻系統(tǒng)從投入運行到再循環(huán)開始的這一階段。 流量喪失事故失流事故 loss of flow accident 〔 LOFA〕 反應堆冷卻劑系統(tǒng)因主泵失去電源、斷軸或卡軸等電氣或機械故障而使反應堆冷卻劑流量減少或中斷的事故。 事故處理 accident management 為使核設施恢復到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動，行動階段的順序如下：（ 1） 事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核設施設計基準的階段；（ 2） 發(fā)生嚴重事故，但堆芯尚未損壞的階段；（ 3） 堆芯損壞后的階段。 假設始發(fā)事件 postulated initiating events 經(jīng)鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應的事件。 運行限值和條件 operating limits and conditions 經(jīng)國家核安全部門認可的，為核電廠的安全運行列舉參數(shù)限值、設備的功能和性能及人員執(zhí)行任務的水平等一整套規(guī)定。 安全文化 safety culture 安全文化是存在于單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核設施安全問題由于它 的重要性要得到應有的重視。 下泄〔壓水堆〕 letdown 從反應堆冷卻劑系統(tǒng)卸出一定量的水流入化學和容積控制系統(tǒng)的過程。 熱停堆 hot shutdown 反應堆維持在運行壓力和溫度下的次臨界狀態(tài)。 正常冷停堆 normal cold shutdown 反應堆處于次臨界狀態(tài)，余熱排出系統(tǒng)投入，反應堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力和平均溫度低于規(guī)定的冷停堆上限值。 停堆 shutdown 使反應堆達到規(guī)定次臨界深度的過程，也指反應堆處于規(guī)定次臨界深度的狀態(tài)。 換料 refueling 將乏燃料組件從堆芯取出，裝入新燃料組件的操作過程。 裝料 fuel loading 將核燃料裝入反應堆的操作過程。 （安全殼）整體泄漏率試驗 (containment) integrated leakage rate test 在安全殼設計壓力下保持 24h，測定安全殼內(nèi)氣體泄漏率的試驗。 低功率物理試驗 low power physical test 在熱態(tài)稍高于零功率時進行的物理特性試驗，例如控制棒價值和硼價值測定、模擬彈棒事故試驗、最小停堆深度驗證、慢化劑溫度系數(shù)測定、功率分布測定、放射性水平測定及壓力系數(shù)測定等。 反應堆啟動試驗 start up test of reactor 自堆芯開始裝料起，到反應堆達到額定運行功率為止這個期間所進行的試驗，包括裝料、臨界前試驗、初次臨界試驗、零功率試驗、低功率物理試驗、功率提升試驗等。 二回路 secondary coolant circuit 用于循環(huán)二次冷卻劑的系統(tǒng)及其有關系統(tǒng)的總稱。 鈉冷阱 sodium cold trap 將回路中循環(huán)的鈉局部冷卻到能使雜質（通常是氧化鈉）沉淀的溫度，從而去除雜質的設備。 燃料運輸小車 fuel transfer carriage 在安全殼和燃料廠房之間運輸燃料組件的專用工具。 燃料運輸通道 fuel transfer tube 反應堆廠房與燃料廠房之間用于運輸燃料組件及其相關組件的通道。 （反應堆）換料腔換料水池 refueling cavityrefueling pool 在換料時充以含硼水，用以存放堆內(nèi)構件并進行換料操作的水池。 輔助給水系統(tǒng) 應急給水系統(tǒng) auxiliary feed water system emergency feed water system 在蒸汽發(fā)生器主給水系統(tǒng)失效時，立即向蒸汽發(fā)生器供水的系統(tǒng)。 安全殼貫穿件 containment peration assembly 貫穿安全殼并保護安全殼屏障的完整性和密封性的裝置。 再循環(huán)地坑 ﹝壓水堆﹞ recirculation sump 失水事故后，收集安全殼內(nèi)的反應堆冷卻劑和化學噴淋液作為安全殼噴淋或應急堆芯冷卻長期 再循環(huán)水源的地坑。安全殼是包容放射性物質的最后一道屏障，它還可以防止外部飛射物、爆炸等對反應堆的影響。 安全注射箱 ﹝壓水堆﹞ accumulator 應急堆芯冷卻系統(tǒng)中用氮氣加壓含硼水的水箱。 專設安全設施 engineered safety feature 為限制或緩解事故后果而專門設置的 安全系統(tǒng)，包括安全殼隔離系統(tǒng)、應急堆芯冷卻系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)和安全殼氫控制系統(tǒng)等。 能動部件 active ponent 依靠觸發(fā)、機械運動或動力源等外部輸入而執(zhí)行功能，因而能以主動態(tài)影響系統(tǒng)工作過程的部件。 保護系統(tǒng) protection system 產(chǎn)生與保護任務有關的信號以防止反應堆狀態(tài)超過規(guī)定的安全限值，或緩解超過安全限值后果的系統(tǒng)，它包括從敏感元件到安全驅動器輸入端（還可到安全系統(tǒng)支持設施輸 入端）的所有設備和線路。 核設備疏水和排氣系統(tǒng)﹝輕水堆﹞ nuclear ponent drain and vent system 收集系統(tǒng)和設備引漏的疏水和排氣時排出的不接觸安全殼自由空間氣體的反應堆冷卻劑的系統(tǒng)。 化學和容積控制系統(tǒng)﹝壓水堆﹞ chemical and volume control system 用于控制反應堆冷卻劑中硼濃度和水質，維持反應堆冷卻劑的容積以及連續(xù)凈化反應堆冷卻劑的系統(tǒng)。 蒸汽發(fā)生器 steam generator 將反應堆冷卻劑熱量傳給二回路給