核安全導則HAD001/01-2025核動力廠和研究堆核安全監(jiān)管術語、縮略語國家核安全局2025年11月25日批準發(fā)布國家核安全局核動力廠和研究堆核安全監(jiān)管術語、縮略語本導則自2025年11月25日起實施使用說明IA 1 8 14 20 31 32 45 52 59 60K 67 72 76 78 81 82 86 90 95T 105 110V 111W 112 115Y 120Z 130 141 155A1A注：來源于《中華人民共和國核安全法》安全參數(shù)顯示系統(tǒng)safetyparameterdisplaysystem（S將表征核設施安全狀況的重要參數(shù)集中顯示用來確保實現(xiàn)所需安全功能的軟硬件設施或為了使反應堆冷卻劑系統(tǒng)各設備接管和反應A2用于證明設施的安全性能滿足國家核安全法故工況下的放射性后果，保證安全而必須達到設計、建造、運行所遵循的核安全標準和規(guī)A3（進口設備）安全檢驗（importedequipment）safetyinspection安全殼貫穿件containmentpenetration安全殼局部泄漏率試驗containmentlocalleakagerate4安全殼內的放射性核素未被收集和處理而直接釋放安全殼強度試驗containmentend安全殼氫復合系統(tǒng)containmenthydrogenrecombinati安全殼疏水系統(tǒng)containment安全殼泄漏率containmentl安全殼整體泄漏率試驗containmentintegratedleakagerat在試驗壓力下保持一定時間，測定安全殼內氣A5注：來源于HAF102-2016《核動力廠設計安全規(guī)定》A6安全限值與運行限值之間的差值，有時也用兩安全重要變量variableimportanttos核動力廠營運單位組織機構內，執(zhí)行能影響注：來源于HAF102-2016《核動力廠設計安全規(guī)定》7B8B（燃料）包殼（fuel）cladding采用假設使評估結果等同或超過所有可能結果中最嚴重9包括控制區(qū)、保護區(qū)、要害區(qū)（或內區(qū)）等需要保護和控制出（放射性）本底（radioactive）background本底地震backgroundearthq本底調查backgroundinvestigaB10眾劑量所需的環(huán)境參數(shù)、社會狀況所進行的評價從縮比實驗臺架得到的結果或一個計算子塊的建模特征應用B11注：來源于HAD102/10-2021《核動力廠儀表和控制系統(tǒng)設計》12反應堆柵元內某種材料中的平均中子通量密度與燃料中的不確定性分析uncertaintyanaly對解決某一問題所涉及量和得到結果的不確定性和誤差范圍評不泄漏幾率Λnonleakageprobability不作改進的接收receiptwithoutimprovem13部件響應時間componentresp從一個部件接到要求處于輸出狀態(tài)的信號到該部件達到規(guī)定的輸出C14C的每一個運動中的核材料數(shù)量b）根據規(guī)定程序，在必要時可確定每個風險或活度濃度水平，低于該水平將繼續(xù)實施參演人員players操作干預水平operationalinterventi一組可測量的、環(huán)境或食物樣品中放射性核素水平或γ輻15室中擔任操作或者指導他人操作核設施控制系統(tǒng)工作槽式排放口dischargepointofremovalsystem層次分析法analyticalhierarchi16場地相關反應譜site-specific用于求解所感興趣的物理量（通常是質量、能量和具有確定的邊界、在營運單位有效控制下的核設施平，早期的信息和評價表明場外尚不必采取17能產生鏈式核裂變反應的介質或系統(tǒng)，在其有效增殖因子keff>1時所處的超臨界水（冷）堆supercriticalwa超越國界的大量釋放significanttransbounda18建立在規(guī)定的時間內為保證滿足安全功能而要求運行的系統(tǒng)（柴油發(fā)電機組的）持續(xù)功率continuousrating（ofdiesel-generatorunit）（放射性廢物）處理（radioactivewaste）treatment注：來源于《放射性廢物安全管理條例》（放射性廢物）處置（radioactivewaste）disposal19注：來源于GB14500-2002《放射性廢物管理規(guī)定》D20D從而不足以保護人員和環(huán)境而導致的放射性代表性樣品representativesamp所采的樣品能充分反映監(jiān)測計劃關注的采樣地點環(huán)境介質的總按規(guī)定的時序施加負荷（kW與kVA）的大小和持續(xù)時間，包括各個單道電氣導體密封singleelectriccondu在安全殼構筑物內外兩側間、沿電氣導體軸線的單在安全殼構筑物內外兩側間、沿光纖軸線的單D21為保持或評價應急響應人員執(zhí)行某一特定應要求系統(tǒng)或設備組合在其任何部位發(fā)生可信的單一隨機故障時仍導出干預水平derivedinterven特定放射性核素在空氣中的活性濃度導出限值的計算D22低毒性α粒子發(fā)射體lowtoxicityalphaemitters低功率物理試驗lowpowerphysi低彌散放射性物質lowdispersibleradioactivemat低壓安全注入系統(tǒng)lowheadsafetyinjectionD23地面運動強度groundmotionin地面沉積的放射性核素產生的γ輻射。地震地質災害earthquakeinducedgeologicalD24地震動參數(shù)groundmotionp表征地震引起的地面運動的物理參數(shù)，包括峰值、反應地震動反應譜特征周期groundmotioncharacteristicperiodofresponsespectrum地震反應譜earthquakerespo地震經驗譜earthquakeexperieD25碘甲狀腺阻滯iodinethyroid并在其間通過單道開孔（或雙道開孔）為電氣導體（或光纖）提供通D26定期安全評價periodicsafetyassessme定期維護periodicmaintena（安全分析）凍結（safetyanalysis）frozen在整個安全分析過程中保持分析工具的條件和相關臺架（且處于配置管理之下），從而保證最終結果的可追溯性和一致性。27（設備）獨立性（equipment）independen堆內部件釋熱heatgenerationinreactorcomponenD28堆內單相流singlephaseflo堆內換料機（鈉冷快堆）in-vesselrefuellingmach安裝在旋塞上，用于在堆容器內裝、卸燃料組件及其他組堆芯熱工裕量reactorcorethermalmaD29多重誤動作multiplespuriou單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪有兩個及兩個以上反應堆，且各反應堆之間的距離小于5km的核動力廠場多隔間火災情景multi-compartmentfi30注：來源于HAF102-2016《核動力廠設計安全規(guī)定》E31E把一回路有關設備的輻射水平和把貫穿一次屏蔽體后的輻二回路系統(tǒng)（壓水堆）secondarycF32F乏燃料的衰變熱decayheatofthesp物質，并對處理過程中產生的放射性廢物進在燃料組件和相關部件自反應堆水池移出后到進行后處物處置前這段時間內，用作燃料組件及有關部件反應堆保護參數(shù)reactorprotectionparametF33反應堆艙室（高溫氣冷堆）reactorcavity反應堆功率劇增reactorpowerex反應堆集管（重水堆）reactorheade反應堆控制材料reactorcontrolmate用于制造具有顯著吸收中子特性以控制反應堆反應性的控反應堆冷卻劑系統(tǒng)reactorcoolantsys承受反應堆冷卻劑壓力的所有部件，包括壓力反應堆啟動試驗startuptestofreactor在非均勻堆中，按照某種有規(guī)則的圖形布置的燃料和F34反應堆穩(wěn)定性reactorstabil（反應堆）反應性（reactor）reactivity反應性反饋reactivityfeedb反應性功率系數(shù)powercoefficientofreactivity反應性空泡系數(shù)voidcoefficientofreactivity反應性控制reactivitycon反應性溫度系數(shù)temperaturecoefficientofreactivity反應性系數(shù)reactivitycoeffic反應堆內某給定參數(shù)發(fā)生單位變化所引起的反應性壓力系數(shù)pressurecoefficientofreactivity35（輻射）防護量（radiation）protectionquantities為確保完成某一給定的始發(fā)事件所要求的安為避免或減少公眾成員在持續(xù)照射或應急照防護與安全最優(yōu)化protectionandsaf36放射性（物質）殘留量radioactiveresidual放射性惰性氣體radioactivenoblega注：來源于《中華人民共和國核安全法》放射性廢物管理radioactivewastemanagemF37放射性廢物最小化radioactivewasteminimization放射性核素環(huán)境轉移transferofradionuclidesinenvironment放射性內容物radioactiveconten放射性皮膚損傷radiationskininj電離輻射（X射線、γ射線、α射線、β射線和高能電子束等）照射皮膚所引放射性平衡radioactiveequili放射性同位素radioactiveisoto放射性污染radioactivecontamina放射性物品radioactivemat放射性物質中放射性活度和比活度均高于國家規(guī)定的豁注：來源于《中華人民共和國原子能法》放射性物質radioactivesubsF38放射性物質盤存量radioactiveinvento放射學評估人員radiologicalasse保對應急工作人員的輻射防護和提出防護行動建議來幫助營運者飛射物二次效應missilesecon用實體屏障、限止器或空間布置防止飛射物對構筑物、系統(tǒng)和設備（部非放射后果non-radiologicalconsequ39非輻射環(huán)境影響non-radiationenvironmenti非計劃緊急停堆unplannedemergencyshu冷凝以及蓄壓勢能等非能動原理來達到核設施安全目的的一種安全理非能動安全系統(tǒng)passivesafetysyF40非能動部件passivecomponent非實物老化（過時）non-physicalageing（obsolescence）廢物預處理wastepretreatment廢物整備conditioningofthewasteF41（安全殼）分階段隔離（containment）phasedisolationR=H×S）；）；對與涉及設施和活動的正常運行和可能事故有關的輻射風險及風險系數(shù)γriskcoefficient風險預測模型riskprojectionF42全最優(yōu)化的參數(shù)，并用作最優(yōu)化中方案選擇范設計和運行的關注水平與它們對健康和安全的重視程度相一輻射防護評價radiationprotectionassessm輻射工作許可證radiationworkp輻射環(huán)境監(jiān)測radiationenvironmentalmonitorF43為了解環(huán)境中的放射性水平，通過測量環(huán)境中的輻射水平（輻射環(huán)境空氣自動監(jiān)測站automaticenvironmentalradiation動站”。輻射環(huán)境影響radiationenvironmentalimp輻射環(huán)境影響評價radiationenvironmentalimpactassessment為保護公眾和環(huán)境免受輻射危害而評價設施和輻射環(huán)境質量radiationenvironmentalqua輻射環(huán)境質量監(jiān)測radiationenvironmentalqualitymonitoring輻射權重因素radiationweightingfactor，WRF44接后果而可能發(fā)生的任何其他安全相關風險（包括）：服役壽命（使用壽命）servicelife輔助（應急）給水系統(tǒng)auxiliaryfeedwater在主控制室不可居留或者主控制室設備失效而導致主控負荷喪失事故lossofelectricalloadaccideG45GG46具有高傳能線密度的輻射，通常包括質子、中子和α粒子（或質量稍小或稍高通量（反應）堆high-fluxre熱中子注量率大于1.0×1014cm-2·s-1的反應堆。高壓安全注入系統(tǒng)highheadsafetyinjections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高置信度低失效概率抗震能力highconfidenceoflowprobabilityoffailure個人劑量當量HP（d）personaldoseequivalent個人劑量監(jiān)測individualdosemonitG47工程熱點因子engineeringhotpo工程熱通道因子engineeringhotcha-4-6相應變化所累積引起的反應性變化（單位：pcm）。反應堆的控制主要依據溫度或功率測量的反G48功率提升試驗powerescalation功率運行poweroperation為防止線路或系統(tǒng)的功能受到相鄰線路或系（安全系統(tǒng)）功能試驗（safetysystem）functionaltest工藝系統(tǒng)管道processsystempipi公眾成員membersofthepublic公眾照射的年劑量限值而言，則指有關關鍵人群組中有代表性G49工作場所輻射監(jiān)測radiationmonitoringoftheworkplace為獲取工作人員工作環(huán)境和與其從事的操作共因故障（共因失效）commoncausef供熱（反應）堆heatingreact建設施工單位、技術服務單位、各級供應商鈷吸收棒（重水堆）cobaltabsorbG50故障（失效）概率failurepro故障模式和影響分析failuremodeandeff關鍵安全功能keysafetyfunction反應堆壓力控制、反應堆冷卻劑裝量控制、衰變熱排出和能夠確保設備在地震載荷作用下執(zhí)行要求功能G51關鍵敏感設備singlepointvulnera關鍵人群組criticalgroupofpeople定輻射源和該給定照射途徑所受有效劑量或當量劑量最高的個（安保）關鍵系統(tǒng)（security）criticalsystem保護和應急響應功能的系統(tǒng)2）影響核安全、實物保護和應急響應功能或影響關鍵系統(tǒng)和/或重要數(shù)字資產執(zhí)行相關功能的系統(tǒng)3）為上述系統(tǒng)能導致核安全、實物保護和應急響應功能損害、降級4）上述系統(tǒng)和/或重要數(shù)字資產的支持系統(tǒng)5）保護上述任何系統(tǒng)免受網絡攻擊的系統(tǒng)。規(guī)劃限制區(qū)planningrestrictedar料曲率、臨界質量等）達到極值的比值時，該系統(tǒng)所具有H52H罕見氣象事件raremeteorolog核安保措施nuclearsecurityme核安保事件nuclearsecurit核安保文化nuclearsecurityc核安保制度nuclearsecurityH53核安全電氣設備nuclearsafetyelectricaleq核安全機械設備nuclearsafetymechanicalequip核安全設備nuclearsafetyequ核安全審評nuclearsafety否有足夠的安全措施保障廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免受不當?shù)妮椛湮：税踩幕痭uclearsafetyc核安全許可證制度nuclearsafetylicensingregiH54注：來源于《中華人民共和國核安全法》核材料衡算和控制系統(tǒng)systemfornuclearmaterialaccountingand核動力廠配置nuclearpowerplantconfi核動力廠狀態(tài)nuclearpowerplantst展工況包括沒有造成堆芯明顯損傷的工況和堆芯熔化工況（注：在本文件中核設施僅限于1和2。H55核設施遷移nuclearfacilityrelo核設施營運單位operatingorganizationofnuclearfacility核事故應急nuclearaccidenteme核事故應急狀態(tài)emergencystateofnuclearaccident失，但條件是有資格對所述損失或損害提出索賠的人遭受4.受損害環(huán)境的恢復措施費用，條件是實際已采取或將要采取此類措施7.環(huán)境損害所造成的損失以外的任何其他經濟損失，條件是此類后備反應性built-inreactivityH56后期階段監(jiān)測latephasemoni化學補償控制chemicalshimmin原子、分子或粒子與固體表面在固-液或固-氣界面的相互作用。環(huán)境輻射調查（環(huán)境放射性水平調查）environmentalradioactivitylevelsurv環(huán)境監(jiān)測方案environmentalmonitorin依法設立的各級各類保護區(qū)域和對核動力廠產生的環(huán)境影響特別敏感的區(qū)長繁殖地、重要水生生物的自然產卵場、索餌場、越冬場環(huán)境影響報告書environmentali核動力廠營運單位在申請各種許可證時就核動力廠的環(huán)境影響提交生態(tài)環(huán)境造成的影響及需要采取的防治措施進行預（安全殼）環(huán)廊（containment）ringcorridorH57換料水（貯存）箱refuelingwater（storage）tank（事故狀態(tài)）恢復（accident）recovery在給定時刻處于一給定能態(tài)的一定量的某種放射性核素的活度A定義為：A=dN/dt式中：dN-在時間間隔dt內該核素從該能態(tài)發(fā)生自發(fā)核躍遷數(shù)目的期望值。冷卻劑以及結構和屏蔽材料中通過中子輻照誘發(fā)的放射性核素，也包括γ射活態(tài)概率安全分析livingprobabilisticsafetH58一個源或一項實踐所造成的照射或潛在照射非常小以至于對其應用全部的佳選擇。經監(jiān)管部門決定對該源或實踐可免于部分或全部的I59'由組織等效材料構成的直徑為30cm的球體，其密度為1g/cm3，質量組成J60,機理模型（生物物理模型）mechanisticmodel（biophysicalmodel）重水堆中用于輔助進行反應性控制的控制棒從堆芯內某規(guī)定位置抽出控制棒所引起的反應性），J61極端氣象災害extrememeteorological預估核動力廠所在地區(qū)可能遭遇的最大潛在地震動，對應的年超越概率為-4。會造成應對事故所需的系統(tǒng)（包括應急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼）喪失集成與測試integrationandJ62計劃靶體積planningtargetvolume計劃照射情況plannedexposuresituation計量器具metrologicalins劑量計校準calibrationofadosemeterJ63（輻射劑量）記錄水平（dose）recordinglevel工作人員所受劑量、照射量或攝入量的值應記入其個技術規(guī)格書（技術條件）technicalspecification計算機化規(guī)程系統(tǒng)computerizedprocedures為了在短時間內模擬預期壽命而將設備或元件置于與已知的可測的物理或加速器驅動次臨界系統(tǒng)acceleratordriJ64假設始發(fā)事件postulatedinitiatingevent假想關鍵人群hypotheticalcriticalgro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監(jiān)測指令設備senseandcomma（應急演習）監(jiān)控員（exercise）controller檢查成像裝置inspectionimagiJ65國務院核安全監(jiān)管部門及其派出機構所選擇的需檢查的某一工作過程或者容也包括通過去污（達到豁免）或避免廢物的產生來減少廢物的總鑒定壽命qualifiedlife已證明在規(guī)定的服役條件下滿足設計要求的設備在設計基準事件發(fā)生前的審管部門按規(guī)定解除對已批準進行的實踐中的放射性材料或物品的管理控禁止特征prohibitedfeaturJ66徑向功率峰因子radialpeakingfa均勻研究堆homogeneousresearchrK67K抗震裕度評價seismicmargin用于描述某一區(qū)域是否滿足可以在其中連續(xù)或暫K68可能最大降水probablemaximumprecipita可燃毒物組件burnablepoisonrodassK69在給定多孔介質的樣品（如土）的空隙體積與介質總體積（包括空隙孔隙率（有效的）porosity（effective）孔隙速度（滲透速度）porevelocity控制棒導向管controlrodguide控制棒驅動機構controlroddriveK70跨境照射transboundaryexpos快中子增殖堆核動力廠fastbreederreactornuclearpower寬頻帶反應譜broadbandresponsespec在無限均勻介質中熱中子從出現(xiàn)點到消失點之間位移均71擴散系數(shù)（在孔隙介質中）diffusioncoef在孔隙介質中由于單位濃度梯度影響下單位時間內通過L72L注：來源于HAD103/12《核動力廠老化管理》L73加熱并熔化鋯合金燃料包殼，從而導致放射性物冷態(tài)功能試驗（冷態(tài)試驗）coldfunction聯(lián)合演習jointexercise鏈式裂變反應chainfissionrL74），臨界棒位criticalpositionofc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L75具有給定幾何布置與材料組成的介質或系統(tǒng)能夠達到臨界所需零維修風險riskwithoutmaintenan核動力廠排入環(huán)境并可在環(huán)境中得到稀釋和彌散的含M76M慢化劑溫度系數(shù)moderatortemperaturecoeffici（放射性）彌散（radioactive）dispersionM77利用計算機仿真技術對核動力廠的正常運行過程和事故運行過程進行模擬必須經歷與目標產品或者樣機一致的制作工序以及檢驗、鑒定試驗對一個真實系統(tǒng)以及在該系統(tǒng)內現(xiàn)象發(fā)生的方式的一種分析性實物表示或量化，用于預測或評定該真實系統(tǒng)在特定（常為假設）條針對某個已確定的應用目的、瞬態(tài)類型和核動力廠N78N對一個單位的質量保證大綱中由本單位執(zhí)行的那些部分所N79一年中由外照射產生的劑量與該年由于攝入放射性核素產生的待積劑量之參考人在一年中通過吸入或食入或通過皮膚對某一特定放射性核素的攝入80N一年中將導致吸入年攝入量限值（ALI）的α粒子潛能照射量。O81OP82P配置風險管理configurationri確保對這些特性的變更得到適當?shù)卦O計、評價、批準、發(fā)布、實施、驗證、P83為使反應性迅速減少以便進行緊急停堆而將膜減少了從表面到液體的傳熱，致使在熱流密度-溫差曲線上出現(xiàn)一個極值頻率截斷值cutofffrequency平均對數(shù)能降averagelogarithmicenergydP84（演習）評估員（exercise）evaluator中子或γ射線與屏蔽材料的原子核發(fā)生碰撞時損失的能85PQ86Q有一定把握預期不會受到但可能會因源的事故或某種具有偶料曲率、臨界質量等）達到極值的比值時，該系統(tǒng)所具有冷卻劑在接近加熱表面處已達到飽和溫度而在冷卻劑通道強貫穿輻射stronglypenetQ87強熱帶風暴潮理論theseveretropicalstormtheo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傾斜式提升機（鈉冷快堆）inclinedelevator其通過組件吊桶的往復運動實現(xiàn)燃料組件在堆容器內徑方向和（污染）清除（contamination）cleanup（演習）情景（exercise）scenarioQ88未來狀況。這是一種建立情境和未來行動計劃的心足以把與某一現(xiàn)象有關的或某一特定事件影響所全廠斷電（喪失所有交流電源）stationblackout（SBO）確定論安全分析deterministicsafe89R90R某核素初始量中被燃耗的份額，通常用百分燃料錯裝位事故fuelmisposition燃料溫度系數(shù)fueltemperaturecoef（堆芯）燃料相關組件corecomponentsR91燃料運輸小車fueltransferc燃料裝卸和貯存系統(tǒng)fuelhandlingandstoragesy（輻射）熱點（radiation）hotspot為減少致電離輻射在反應堆外區(qū)的發(fā)熱和減熱氣導管（高溫氣冷堆）hotgasdu92熱態(tài)功能試驗（熱態(tài)試驗）hotfunctionaltest平均熱流密度與相應的堆芯平均比焓升或平均熱流密熱中子利用因子fthermalutilizationfactor人機接口human–machinei注：來源于HAD102/10-2021《核動力廠儀表和控制系統(tǒng)設計》R93人口集中地區(qū)populationaccumulationarea人體運動控制humanmovementcontrol），人員失誤事件humanfailuree人員可靠性分析humanreliabilityanaly認知不確定性epistemicunce熔鹽堆moltensaltreact用熔融態(tài)的混合鹽作主冷卻劑的反應堆。冗余設備或系統(tǒng)redundantequipmentorsystemR94弱貫穿輻射weaklypenetratingrS95S篩選概率水平screeningprobab設備規(guī)格書equipmentspec承擔核動力廠設計與建造的總承包商或承包商96設備監(jiān)造equipmentmanufacturings設備設計規(guī)范書equipmentdesignspec設計基準地震動designbasisground設計基準事故designbasisaccid設計基準外部事件designbasisexternale設計基準威脅designbasist97設計擴展工況designextensioncond況包括沒有造成堆芯明顯損傷的工況和堆芯熔化工況設計樓層反應譜designfloorresponsesp物與基礎的特性中的變化與不確定性修正一個或多設計樓層時程designfloorsc設計壽命designlife（操縱人員）身體健康（operator）healthS98在任何時刻通過對控制棒和其他用于控制反應性的毒物人因工程預測失誤并設計防止失誤或避免失誤影響核動力廠（工況）實際消除（condition）practicalelimination（輻射防護）實踐（radiationprotection）practiceS99（安保）實體屏障（security）physicalbarrier實物保護措施physicalprotectionmeas實物保護系統(tǒng)physicalprotection食入應急計劃區(qū)ingestionemergencyplanningS100示范（反應）堆demonstration事故分析許可基準accidentanalysislicensin事故隔離信號accidentisolat注：來源于HAF103-2022《核動力廠調試和運行安全規(guī)定》事故釋放源項sourcetermreleasedfS101事故序列分析accidentsequen事件或者事故分級eventsoraccidentS102試驗持續(xù)時間testduration試驗反應譜testresponsespectrS103雙端斷裂事故doubleendguillotinebre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雙偶然事件原則doublecontinge反應堆已停堆，余熱排出系統(tǒng)投入并且穩(wěn)壓水文地質單元hydrogeologicalu與其他區(qū)域之間有足以防止水淹危險充當水S104），隨機變量（應用于水文學時）randomvariable（appli（空間）非隨機的成分。鎖閉隔離閥sealedclosedT105T受波浪作用使物質淤積或侵蝕而形成的海灘上近乎（核）探測detection逃脫共振俘獲幾率presonanceescapeprobability特殊形式放射性物質specialformradioac條件概率值conditionalprobaT106計要求，是否滿足性能標準的過程。調試包括不帶核試驗和帶停堆硼濃度shutdownboroncT107通用安全分析程序generalpurposecomputer108（設備）通用設計（equipment）genericdesign投放式輻射環(huán)境自動監(jiān)測裝置portableradiationenvironmentalautomatic退役管理目標值authorizedcriteriaofdecommissioning退役前期技術準備technicaldocumentationfordecommissioni退役整體規(guī)劃（計劃）decommissioning109U110UV111VW112W113微型中子源（反應）堆miniatureneutronsourcereactor維修冷停堆maintenancecoldsh維修有效性maintenanceeffecti試驗中所表現(xiàn)的實際性能，來判斷維修是否未經授權的轉移unauthorizedrem114穩(wěn)壓器卸壓箱pressurizerrelieftankX115X原子、分子或粒子與固體表面在固-液或固-氣界面的相互作用。基本的劑量學量D，定義為：D=dε/dm式中，dε是電離輻射給某一體積元中物質所授予的平均能量，dm是體積元（生活）習性調查（living）habitsurvey其照射的各個方面進行評價，通常是為了表X116反應堆內裂變毒物135Xe的生成量與由吸收中子和放射性衰變造成的消失量反應堆中由裂變毒物135Xe俘獲中子而引起反應性減少的現(xiàn)象。顯著老化機理significantag117現(xiàn)存照射情況existingexpo當不得不采取控制決策時，業(yè)已存在的一種照射情況?，F(xiàn)象識別與排序表phenomenaidentificationandrankingtab力廠在某事故或瞬態(tài)條件下行為影響的相對重相加風險預測模型additiveriskprojecti（安保）響應（security）response118性能標準performancestand性能指標performanceindicat需求分析requirementsana需求工程requirementsengi119許可證基準文檔licensingbasisdocum蓄水層（承壓的）confinedwater旋轉屏蔽塞（旋塞）rotatingshieldplug選址假想事故postulatedsitingaccidentY120Y壓力管（重水堆）pressuretu（水的）壓縮系數(shù)（water）compressed煙羽應急計劃區(qū)plumeemergencyplannin（安保）延遲（security）delayY121統(tǒng)等反應堆場址內與反應堆或實驗裝置有關Ⅰ類研究堆：功率、剩余反應性和裂變產物總量都較高的研究堆，熱功率范圍10MW~300MW。這類研究堆一般在強迫循環(huán)下運行，通常必須設置高度可靠的停堆系統(tǒng)，需要設置應急冷卻系統(tǒng)以保證堆芯余熱的有效排出；對反應堆廠房或者其他包容結構需要有特殊的密封要求。Ⅱ類研究堆：功率、剩余反應性和裂變產物總量屬于中等的研究堆，熱功率范圍500kW～10MW。這類研究堆可采用自然對流冷卻方式或強迫循環(huán)冷卻方式排出熱量；反應堆需要設置可靠的停堆系統(tǒng)，停堆后必須保證堆芯在要求的時間內得到冷卻，對反應堆廠房無特殊密封性要求。Ⅲ類研究堆：功率低、剩余反應性小、停堆余熱極少、裂變產物總量有限的研究堆，其熱功率小于500kW，如果具有較高的固有安全特性，熱功率范圍可擴展至1MW。這類研究堆通常無特殊的冷卻要求，或通過冷卻劑自然對流冷卻即可排出熱量；利用負反饋效應或簡單的停堆手段即可使反應堆停堆并保持安全狀態(tài)；對反應堆廠房無密封要求。注：來源于HAF001/01-2019《核動力廠、研究堆、核燃料循環(huán)設施安全許可程序規(guī)定》驗證與確認verificationandva注：來源于HAD102/18-2017《核動力廠安全分析用計算機軟件開發(fā)與應用（試行）》Y122液化（砂土）liquefaction（sand）液態(tài)金屬冷卻（反應）堆liquidmetalcooledreac液態(tài)金屬密封（鈉冷快堆）liquidm一次屏蔽（體）primaryshie一回路系統(tǒng)（壓水堆）primarycircuitsystem一次冷卻劑回路和二次冷卻劑回路之間的熱交換器裝在反123持產品固有可靠性和安全性進行預防性維修的原理邏役前檢查pre-serviceinspe需要立即采取某些超出正常工作程序的行動以避免事故發(fā)生或應急柴油發(fā)電機（應急柴油發(fā)電機組）emergencydieselgenerator124應急防護措施emergencyprotective應急計劃區(qū)emergencyplan施周圍建立的、制定了應急預案并做好應急準備應急監(jiān)測方案emergencymonitor應急響應階段emergencyrespo從發(fā)現(xiàn)有必要采取應急響應的情況直至完成所有為預測或應對應急應急行動水平emergencyactio125協(xié)調和相互支持關系的文件。該文件還必須有專門實施程應急準備階段emergencypreparedn硬件描述語言可編程器件hardwaredescriptionlanguageprogrammabledeviceY126堆芯浸在水池中而水既作慢化劑也作冷卻劑和生物屏蔽用的反應堆。用于設計擴展工況的安全設施safetyfeaturesfordesignextensioncon有效劑量Eeffectivedose放射性衰變和停堆后裂變所產生的熱量以及積存在反應堆結余熱排出系統(tǒng)（壓水堆）residualheatremovalsystem在反應堆停堆并在反應堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度和壓力達到構筑物、系統(tǒng)和設備執(zhí)行這些功能以滿足核預防性維修preventivemainY127預見性維修predictivemain在沒有采取任何計劃的防護行動的情況下預期傳感器或部件在沒有離開系統(tǒng)的安裝位置所進行的原型（反應）堆prototypereactY128該源防護和安全最優(yōu)化的參數(shù)，并作為定義最優(yōu)化選擇范圍注：來源于HAF003-1991《核電廠質量保證安全規(guī)定》運行概念conceptofoperati包括運行人員的數(shù)量和組成以及正常和異常工況下運行人員如何運行基準地震operatingbasisea核動力廠技術規(guī)格書中規(guī)定的反應堆壓力容器內裝有Y129運行限值和條件operationallimitsan注：來源于HAF103-2022《核動力廠調試和運行安全規(guī)定》運行值模擬機培訓simulatortrainingofoperatingshiftZ130Z再生區(qū)，增殖區(qū)breedingregion再循環(huán)地坑（壓水堆）recirculationsump再循環(huán)階段（壓水堆）recirculationphase再淹沒階段（壓水堆）refloodingphase早期放射性釋放earlyreleaseofradioactivematerial早期階段監(jiān)測earlyphasem預計放射性物質即將釋放或者放射性物質已經開始釋放至不再釋放階段所早期失效期infantmortalit131轉換比大于1時的轉換。增殖（反應）堆breederreactor轉換比大于1的反應堆。震級上限upperlimitmagnit132蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故steamgeneratortuberuptureac正常冷停堆normalcoldshu正常運行規(guī)程standardoperZ133（實踐）正當化（practice）j知識產權核intellectualp除了國家有關法規(guī)和標準所排除的照射以及根據國家有關法規(guī)和標準予以為使物項或服務與規(guī)定的質量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一Z134質量保證大綱qualityassuranceprogram避免居民額外照射的防護行為階段所進行的場外輻射為減少從堆芯到反應堆容器內壁局部區(qū)域的快中子和Y射線輻射而設置的在給定介質內中子從產生到由于吸收或泄漏而消失所經Z1352O）作慢化劑的反應堆。為確定一個部件或一個割集對系統(tǒng)不可用性或系統(tǒng)的故障概率的貢獻所作重要數(shù)字資產importantdigi產2）可能對核安全、實物保護和應急響應功能，或執(zhí)行相關功能的關鍵系統(tǒng)和（或）重要數(shù)字資產產生不利影響的數(shù)字資產3）為關鍵系統(tǒng)提供的路徑可能導致核安全、實物保護和應急響應功能損害、降級4）支持關鍵系統(tǒng)和（或）重要數(shù)字資產的數(shù)字資產5）保護上述任何數(shù)字網絡的簡要描述2）每個重要數(shù)字資產和關鍵系統(tǒng)總體（3）重要數(shù)字資產或關鍵系統(tǒng)遭到破壞的潛在后果4）重要數(shù)字資產的功能5）每個關鍵系統(tǒng)內的重要數(shù)字資產6）網絡安全功能要求和規(guī)絡安全要求。重要數(shù)字資產基礎設施importantdigitalassetinfrastrZ136主氦（循環(huán)）風機（高溫氣冷堆）heliumcircu主控制室應急可居留系統(tǒng)maincontrolroomemergencyhabitability（放射性廢物）貯存（radioactivewaste）storage專設安全設施engineeredsafeZ137）；）；Z138有的現(xiàn)象和過程，包括與建模分析工具相關的那些Z139最初轉換比initialconversi最小臨界體積minimumcriticalvolume最小臨界質量minimumcriticalm一定范圍內作任意變化時能達到臨界的給定易裂變材最小無限平板臨界厚度minimumcriticalinfiniteslabdimension最小無限圓柱臨界直徑minimumcriticalinfinitecylinderdiameter最終熱傳輸系統(tǒng)ultimateheattransportsys注：來源于HAF101-2023《核動力廠廠址評價安全規(guī)定》140Z141縮略語Abbreviations142AAABWRadvancedboilingwaterreactor先進沸水堆ACalternatingcurrent交流電ACCaccumulatortank安注箱ACTallowedconfigurationtime允許配置時間ADEannualdoseequivalent年劑量當量AFIareaforimprovement待改進項ALEannuallimitonexposure年照射量限值ALIannuallimitonintake年攝入量限值ALARAaslowasreasonablyachievable合理可行盡量低（可合理達到的盡量低）AMPageingmanagementprogram老化管理大綱AMRanalysismodelreport分析模型報告ANSAmericanNationalStandards美國國家標準AOabnormaloccurrence重要異常事件AOOanticipatedoperationaloccurrence預計運行事件AOTallowedoutagetime允許停役時間AOVairoperatedvalve氣動閥AP1000advancedpassive1000megawatt（Westinghousepressurized-waterreactor）先進非能動1000兆瓦壓水堆APIapplicationprogramminginterface應用程序接口APSRaxialpowershapingrod軸向功率定形棒APWRadvancedpressurized-waterreactor先進壓水堆ARadvancedreactor先進反應堆ASCRadvancedsodiumcooledreactor先進鈉冷反應堆ASEPaccidentsequenceevaluationprocedure事故序列評價程序ASGRadvancedsodiumgraphitereactor先進鈉冷石墨堆ASMEAmericanSocietyofMechanicalEngineers美國機械工程師學會ASPaccidentsequenceprecursor事故序列先兆事件ATWSanticipatedtransientwithoutscram未能緊急停堆的預期瞬態(tài)BBDBAbeyonddesignbasisaccident超設計基準事故BMPbestmanagementpractice最佳管理實踐balanceofplant電廠配套設施burnablepoisonrod可燃毒物棒burnablepoisonrodassembly可燃毒物組件Bqbecquerel貝克勒爾、貝可143breederreactor增殖堆BUCburnupcredit燃耗信用BWRboiling-waterreactor沸水堆CCADcomputer-aideddesign計算機輔助設計CANDUCanadiandeuterium-uraniumreactor加拿大重水反應堆，坎杜型反應堆correctiveactionprogram糾正行動計劃CCCGco-causecomponentgroups共因部件組CCDPconditionalcoredamageprobability條件堆芯損壞概率commoncausefailure共因故障（共因失效）commoncauseincident共因事件CDAcriticaldigitalasset關鍵數(shù)字資產CDEcommitteddoseequivalent待積劑量當量CDFcoredamagefrequency堆芯損壞頻率CDFMconservativedeterministicfailuremargin確定性失效裕度方法CDFRcommercialdemonstrationfastreactor商用示范快堆CDPcoredamageprobability堆芯損壞概率constructionevent建造事件CEDEcommittedeffectivedoseequivalent待積有效劑量當量CFDcomputationalfluiddynamics計算流體動力學commercialfast(breeder)reactor商用增殖快堆CO2graphitereactor二氧化碳冷卻石墨慢化反應堆CHFcriticalheatflux臨界熱流密度confidenceinterval置信區(qū)間CMcoremelt堆芯熔化CMFcommonmodefailure共模故障CMTcoremakeuptank堆芯補水箱CNSGconsolidatednuclearsteam-generator一體化核供汽裝置COLcombinedlicense(combinedconstructionandoperatinglicense)聯(lián)合許可證（建造運行聯(lián)合許可證）containmentoverpressure安全殼超壓constructionpermit建造許可證Cathcart-PawelequivalentcladdingreactedCathcart-Pawel等效包層反應cpmcountsperminute每分鐘計數(shù)commercialpowerreactor商用動力堆conditionalprobabilityvalue條件概率值controlroom控制室CRDMcontrolroddrivemechanism控制棒驅動機構CRMconfigurationrisk配置風險管理144managementcriticalitysafetyindex臨界安全指數(shù)cyclicstressratio循環(huán)應力比DDACderivedairconcentration導出空氣濃度DBAdesignbasisaccidents設計基準事故DBFdesignbasisfire設計基準火災DBFLdesignbasisflood設計基準洪水DBTdesignbasisthreat設計基準威脅DBWdesignbasiswind設計基準風designcertification設計認證directcurrent直流電dosecoefficient劑量系數(shù)doseconversionfactor劑量轉化因子distributedcontrolsystem分布式控制系統(tǒng)drycaskstoragesystem干法貯存系統(tǒng)D&Ddecontaminationanddecommissioning去污和退役DDEdeepdoseequivalent深度劑量當量DDREFdoseanddoserateeffectivenessfactor劑量和劑量率效能因數(shù)designearthquake設計地震designextensionconditions設計擴展工況DEC-Adesignextensionconditions-A沒有造成堆芯明顯損傷的工況DEC-Bdesignextensionconditions-B堆芯熔化（嚴重事故）工況decontaminationfactor去污因子DFWCSdigitalfeedwatercontrolsystem數(shù)字化給水控制系統(tǒng)DHRdecayheatremoval衰變熱排出DI&Cdigitalinstrumentationandcontrol數(shù)字化儀表和控制DIDdefenseindepth縱深防御DIPdamageindicatingparameter損壞指示參數(shù)DLFdynamicloadfactor動態(tài)負載系數(shù)DNBdeparturefromnucleateboiling偏離泡核沸騰DNBRDNBratio偏離泡核沸騰比decommissioningplan退役計劃demonstrationpowerreactor示范動力堆DQOdataqualityobjectives數(shù)據質量目標doserateeffectivenessfactor劑量率效能因數(shù)DSHAdeterministicseismichazardassessment確定性地震危險性評價DUF6depleteduraniumhexafluoride貧化六氟化鈾Eenvironmentalanalysis環(huán)境分析environmentalassessment環(huán)境評價145emergencyactionlevels應急行動水平eventanalysisreport事件分析報告experimentalbreederreactor實驗性增殖反應堆engineeredbarriersystem工程屏障系統(tǒng)emergencyclassification應急分級emergencycommandcenter應急指揮中心emergencycorecoolingsystem應急堆芯冷卻系統(tǒng)externalcommunicationsinterface外部通訊接口equivalentcladdingreacted等效包殼反應EasternRegionalOfficeofNuclearandRadiationSafetyInspection,MinistryofEcologyandEnvironment生態(tài)環(huán)境部華東核與輻射安全監(jiān)督站EDGemergencydieselgenerator應急柴油發(fā)電機experimentalgas-cooledreactor實驗性氣冷堆expertgrouponoccupationalexposure職業(yè)照射專家組environment,health,andsafety環(huán)境、健康和安全electronicandinformationtechnology電子和信息技術eventnotificationreport事件通告ENTOMBentombment(ofashutdownreactor)（停閉反應堆）填埋emergencyoperatingprocedure應急運行規(guī)程emergencypreparedness應急準備emergencyplan應急預案equipmentperformanceandinformationexchangesystem設備性能與信息交換系統(tǒng)extendedpoweruprates擴展功率提升emergencyplanningzone應急計劃區(qū)environmentalqualification環(huán)境鑒定environmentalreport環(huán)境報告engineeredsafetyfeature專設安全設施eventtree事件樹engineeringtestreactor工程試驗堆FFfuelassembly燃料組件frequentlyaskedquestion常見問題fastbreederreactor快中子增殖堆frequency-consequence頻率-后果曲線firstconcretedate首罐混凝土澆筑期firedynamicssimulator火災動力學模擬器fusion-fissionhybridreactor聚變裂變混合堆fissiongasrelease裂變氣體釋放FHAfirehazardanalysis火災危害性分析146fuellingmachine裝料機FMEAfailuremodeandeffectanalysis故障模式和影響分析FOSIDfrequencyofonsetofsignificantinelasticdeformation顯著非彈性變形的發(fā)生頻率field-programmablegatearray現(xiàn)場可編程門陣列fireprotectionprogram防火大綱floatingreactor浮動（反應）堆fireriskscopestudy火災風險范圍研究finalsafetyanalysisreport最終安全分析報告faulttree故障樹fasttestreactor快中子試驗堆GGBSRgraphite-moderatedboilingandsuperheatingreactor石墨慢化沸騰過熱反應堆GCBRgas-cooledbreederreactor氣冷增殖堆GCFBRgas-cooledfastbreederreactor氣冷快中子增殖堆gas-cooledfastreactor氣冷快堆gas-cooledreactor氣冷堆GDCgeneraldesigncriteria通用設計準則GDPgaseousdiffusionplant氣體擴散裝置GMGeiger-Mueller蓋革-米勒GMCgroundmotioncharacterization地震動模型GMRSgroundmotionresponsespectra地震動響應譜GSAgeneralseparationsarea一般隔離區(qū)GSIgenericsafetyissue通用安全問題GzGraetznumber格雷茲數(shù)HHAChypotheticalaccidentconditions假設的事故條件HBFhigh-burnupfuel高燃耗燃料HBUhighburnup高燃耗HDLhardwaredescriptionlanguage硬件描述語言highconfidenceoflowprobabilityoffailure高置信度低失效概率HELBhighenergylinebreak高能管道破裂humanerrorprobability人因失誤概率humanfactorsengineering人因工程high-fluxtestreactor高通量試驗堆highlevelrequirement高層次要求HMIhuman-machineinterface人機接口high-pressureionizationchamber高壓電離室HRAhumanreliabilityanalysis人員可靠性分析147H&Shealthandsafety健康和安全HTBRhigh-temperaturegas-cooledbreederreactor高溫氣冷增殖堆HTGRhigh-temperaturegas-cooledreactor高溫氣冷堆HVACheating,ventilation,andairconditioning加熱、通風和空調HWGCRheavywatermoderatedgas-cooledreactor重水慢化氣冷堆HWRheavy-waterreactor重水堆IIAEAInternationalAtomicEnergyAgency國際原子能機構initialcondition初始條件I&Cinstrumentationandcontrol儀表和控制ICDPincrementcoredamageprobability堆芯損壞概率增量InternationalCommissiononRadiologicalProtection國際放射防護委員會InternationalCommissiononRadiationUnitsandMeasurements國際輻射單位和測量委員會initiatingevent始發(fā)事件InstituteforElectricalandElectronicEngineers（美國）電氣和電子工程師協(xié)會independentexternalreviewpanel獨立外部評估團internalflooding內部水淹integratedheadpackage一體化頂蓋incrementlargeearlyreleaseprobability早期大量放射性釋放概率增量internationalnuclearandradiologicaleventscale國際核與輻射事件分級表inneroperationeventreport內部運行事件報告inspectionprocedure檢查程序integratedpressurized-waterreactor一體化壓水堆IRWSTin-containmentre-fuelingwaterstoragetank安全殼內置換料水箱integratedsafetyanalysis綜合安全分析independentspentfuelstorageinstallation獨立乏燃料貯存裝置in-serviceinspection在役檢查ISLOCAinterfaceloss-of-coolantaccident界面系統(tǒng)失水事故ionexchange離子交換JJ&Ajustificationandapproval判定和批準justintime及時報告Kdistributioncoefficient分布系數(shù)keff“k”effective-neutron“k”有效中子倍增系數(shù)148multiplicationfactorLLAlicenseapplication執(zhí)照申請LARlicenseamendmentrequest執(zhí)照文件修改請求LBBleak-before-break破前漏LCOoliiigioonditionfor運行限制條件LETlinearenergytransfer傳能線密度LERFlargeearlyreleasefrequency早期大量放射性釋放頻率graphite-moderatedreactorLGRlight-water-cooledgraphite-moderatedreactorLLDlowerlimitofdetection探測下限reactorLMFBRliquidmetalfastbreeder液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆reactorLMFRliquidmetalfuelreactor液態(tài)金屬燃料反應堆LNTlinear-nothreshold線性無閾喪失冷卻劑事故（簡稱失水事故喪失冷卻劑事故（簡稱失水事故反應堆冷卻劑喪失LOOPlossofoffsitepower失去場外電源LTleaktesting泄漏測試LTClong-termcooling長期冷卻LTPlicenseterminationplan許可終止計劃LTSPlong-termsurveillanceplan長期監(jiān)督計劃LWRlight-waterreactor輕水堆MMBAmaterialbalancearea材料平衡區(qū)MCAmechanicalcontrolabsorber機械吸收棒最大可信地震MCEmaximumcredible最大可信地震earthquakeMCRmaincontrolroom主控制室MDmanagementdirective管理指令MDAminimumdetectableactivity最低可探測活度MDCiminaeictable最小可探測污染MFmonitoringfactor監(jiān)測因子mixed-oxidefuelfabricationfacilityMFFFMOXmixed-oxidefuelfabricationfacilityMNOPmaximumnormaloperating最大正常運行壓力pressureMOVmotoroperatedvalve電動閥MOX