《DL/T1033.5-2014電力行業(yè)詞匯

第5部分：核能發(fā)電》專題研究報告深度目錄專業(yè)術語基石:專家視角核能發(fā)電詞匯體系的標準化構(gòu)建安全屏障與縱深防御:解碼核安全術語背后的多維防護體系輻射防護與環(huán)境監(jiān)測:構(gòu)建核能清潔應用的術語標準與監(jiān)測框架運行維護與異常處置:剖析運行規(guī)程、在役檢查與事故管理術語新興技術與未來趨勢:洞察小型模塊化反應堆與核能綜合利用術語反應堆技術核心:深度剖析從壓水堆到快堆的關鍵系統(tǒng)術語演進核燃料循環(huán)全鏈條:透視從鈾礦開采到乏燃料處理的專業(yè)詞匯譜系核電廠系統(tǒng)集成:從一回路到三回路的系統(tǒng)接口與控制術語廢物管理與退役規(guī)劃:前瞻核設施全生命周期后端術語體系發(fā)展標準應用與行業(yè)影響:評估詞匯標準對核能安全發(fā)展的實踐指導價業(yè)術語基石：專家視角核能發(fā)電詞匯體系的標準化構(gòu)建術語標準化的行業(yè)價值與戰(zhàn)略意義詞匯標準是核能領域技術交流、安全管理和國際合作的基石。DL/T1033.5-2014作為電力行業(yè)核能發(fā)電部分的專用詞匯集，其首要價值在于統(tǒng)一行業(yè)語言，消除因術語歧義引發(fā)的技術誤解或操作風險。在核能這一高技術密度、高安全要求的領域，一個術語的準確定義可能直接關聯(lián)到系統(tǒng)設計、規(guī)程編寫乃至應急響應決策的精確性。本標準系統(tǒng)梳理了核能發(fā)電的基礎、通用及關鍵系統(tǒng)詞匯，為行業(yè)規(guī)范發(fā)展奠定了堅實的文本基礎。它不僅是技術人員的工具書，更是保障核安全文化中“嚴謹求實”精神得以貫徹的基礎性文件。0102標準結(jié)構(gòu)框架與核心術語分類邏輯本標準并非簡單的詞條羅列，而是遵循嚴密的分類邏輯構(gòu)建其知識體系。其內(nèi)容覆蓋了核能發(fā)電的基礎理論、反應堆工程、核燃料循環(huán)、輻射防護、電廠系統(tǒng)、運行維護、廢物管理及安全等多個維度。這種分類方式體現(xiàn)了核能發(fā)電作為復雜系統(tǒng)工程的內(nèi)在結(jié)構(gòu)，將分散的專業(yè)知識有機整合。例如，它將“核反應堆”及相關類型作為核心類別，進而延伸到其組成部分和運行狀態(tài)，再外延至燃料、安全、環(huán)境等關聯(lián)領域。這種從核心到外圍、從靜態(tài)結(jié)構(gòu)到動態(tài)過程的編排邏輯，有助于使用者建立系統(tǒng)化的認知框架，理解各術語間的關聯(lián)性與層級關系。0102定義表述的精確性與工程實踐貼合度分析標準中每個術語的定義都力求精確、簡明且無歧義，體現(xiàn)了極高的專業(yè)性。許多定義不僅說明了“是什么”，更明確了其工程背景或技術邊界。例如，對“縱深防御”的闡述，必然關聯(lián)多道實體屏障與多重防護措施的組合。這種定義方式緊密貼合核安全工程實踐，使得術語本身就成為安全理念的載體。定義的精確性還體現(xiàn)在對相似或易混淆術語的區(qū)分上，如“核安全”與“輻射安全”、“設計基準事故”與“超設計基準事故”等，通過對比定義清晰劃定了各自的內(nèi)涵與外延，為精確的技術討論和嚴謹?shù)陌踩治鎏峁┝苏Z言保障。0102反應堆技術核心：深度剖析從壓水堆到快堆的關鍵系統(tǒng)術語演進主流堆型技術路線：壓水堆、沸水堆術語體系深度比對壓水堆與沸水堆作為全球商用核電的兩種主要堆型，其術語體系既有共通之處，又各具特色。本標準準確界定了兩類堆型的關鍵系統(tǒng)與設備。例如，“穩(wěn)壓器”、“蒸汽發(fā)生器”是壓水堆一、二回路能量交換的核心術語；而“汽水分離器”、“蒸汽干燥器”則凸顯了沸水堆直接循環(huán)的特點。對“反應堆壓力容器”、“堆內(nèi)構(gòu)件”等通用部件的定義，也考慮了兩類堆型的具體結(jié)構(gòu)差異。通過術語比對，可以清晰理解兩者在系統(tǒng)簡化、熱效率、安全性設計等方面的不同技術哲學，為技術路線的選擇與比較提供了標準化的話語基礎。0102先進與第四代反應堆：快堆、高溫氣冷堆等術語前瞻解析1標準不僅涵蓋現(xiàn)有主流技術，也對快中子反應堆、高溫氣冷堆等先進堆型的關鍵術語進行了規(guī)范。例如，“鈉冷快堆”涉及“中間熱交換器”、“鈉池”等特殊系統(tǒng)術語；“高溫氣冷堆”則關聯(lián)“球形燃料元件”、“氦氣輪機”等特有裝置。這些術語的定義，反映了核能技術向更高燃料利用率、更強固有安全性和多樣化用途發(fā)展的趨勢。規(guī)范這些前沿術語，有助于統(tǒng)一研發(fā)語言，促進技術交流與合作，為我國自主掌握下一代核能技術預先搭建標準化的溝通橋梁。2反應堆物理與熱工水力學核心概念標準化闡釋反應堆的物理和熱工過程是其安全高效運行的基礎。標準對“核裂變鏈式反應”、“反應性”、“控制棒價值”、“臨界”、“慢化劑”、“冷卻劑”等基礎物理概念給出了嚴謹定義。同時，對“熱工水力設計”、“偏離泡核沸騰比”、“流動不穩(wěn)定性”等工程熱物理術語也進行了明確。這些術語的標準化，是進行堆芯設計、安全分析、運行參數(shù)制定的前提。精確的術語確保了物理模型、計算程序、實驗數(shù)據(jù)與工程實踐之間信息傳遞的準確性，是連接理論設計與工程實體的紐帶。0102安全屏障與縱深防御：解碼核安全術語背后的多維防護體系實體屏障術語：從燃料基體到安全殼的層層設防核安全的首要理念是通過多重實體屏障包容放射性物質(zhì)。本標準清晰定義了構(gòu)成縱深防御的各個屏障術語：“燃料基體”、“燃料包殼”、“反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界”、“安全殼”。每一個術語都代表著一道具有明確設計功能和性能要求的物理防線。例如，“燃料包殼”的定義強調(diào)其作為防止裂變產(chǎn)物釋放的第一道屏障的材料與結(jié)構(gòu)要求；“安全殼”則定義為能承受設計基準事故內(nèi)壓并限制放射性外泄的構(gòu)筑物。對這些屏障術語的精確理解，是評估電廠安全水平、進行安全審評和事故分析的基礎。工程安全設施術語：安全注入、余熱排出等系統(tǒng)功能解析1當實體屏障可能面臨挑戰(zhàn)時，一系列專設工程安全設施將被觸發(fā)。標準規(guī)范了“安全注入系統(tǒng)”、“應急堆芯冷卻系統(tǒng)”、“余熱排出系統(tǒng)”、“安全殼噴淋系統(tǒng)”、“安全殼氫氣控制系統(tǒng)”等關鍵系統(tǒng)的術語。這些術語不僅指明了系統(tǒng)的名稱，更通過定義隱含了其設計基準和安全功能。例如，“余熱排出系統(tǒng)”的定義明確了其功能是停堆后長期排出堆芯衰變熱，這直接關聯(lián)到事故后長期安全性的保障。熟悉這些術語，是理解核電廠應對設計基準事故能力的關鍵。2管理性與程序性防御術語：縱深防御各層次的管理支撐1縱深防御不僅體現(xiàn)在硬件上，也貫穿于管理程序和人員績效中。標準涉及了“運行規(guī)程”、“事故規(guī)程”、“應急響應計劃”、“安全文化”、“人員培訓與授權(quán)”等相關術語。這些“軟性”防御層術語，定義了為確保硬件屏障和工程設施有效可用而必需的組織、管理和人員活動框架。例如，“安全文化”被定義為組織與個人特性和態(tài)度的總和，其核心是核安全至高無上的優(yōu)先地位。這類術語的標準化，促進了核安全理念在管理實踐中的統(tǒng)一理解和落實。2核燃料循環(huán)全鏈條：透視從鈾礦開采到乏燃料處理的專業(yè)詞匯譜系前端循環(huán)術語：鈾礦冶、轉(zhuǎn)化、濃縮與組件制造1核燃料循環(huán)前端涉及從天然鈾到制成燃料組件的系列工業(yè)過程。標準系統(tǒng)定義了“鈾礦開采”、“鈾水冶”、“鈾濃縮”、“燃料元件”、“燃料組件”等術語及其相關工藝詞匯。例如，“鈾濃縮”明確了通過同位素分離提高鈾-235豐度的過程；“燃料組件”則定義為按一定排列方式組裝、用于裝入反應堆的燃料元件集合體。這些術語覆蓋了前端循環(huán)的技術本質(zhì)、關鍵設備和產(chǎn)品形態(tài)，是理解核燃料供應體系、技術經(jīng)濟性與核不擴散管控的基礎語言。2在堆行為與后處理術語：輻照、乏燃料特性與化學分離1燃料在反應堆內(nèi)經(jīng)歷輻照后，其組成和性質(zhì)發(fā)生復雜變化。標準定義了“燃耗”、“裂變產(chǎn)物”、“錒系元素”、“乏燃料”等關鍵術語?！昂筇幚怼弊鳛閷Ψθ剂线M行化學處理以回收鈾、钚等有用物質(zhì)的工藝，其相關術語如“普雷克斯流程”、“共去污循環(huán)”等也得到了闡述。這些術語揭示了核燃料在堆內(nèi)演變的基本規(guī)律以及后端處理的潛在技術路徑，是討論燃料資源最大化利用、放射性廢物最小化和閉式燃料循環(huán)可能性的核心概念。2放射性廢物分類與管理術語：從分級標準到處置理念1核燃料循環(huán)各個環(huán)節(jié)都會產(chǎn)生放射性廢物。本標準依據(jù)活度水平和危害程度，定義了“高水平放射性廢物”、“中水平放射性廢物”、“低水平放射性廢物”等分類術語。同時，也包含了“廢物固化”、“廢物整備”、“地質(zhì)處置”、“近地表處置”等管理處置技術術語。這些術語構(gòu)建了放射性廢物安全管理的基礎話語體系，明確了不同類別廢物的管理目標、處置方式和安全標準，是推動廢物安全、經(jīng)濟、科學管理的重要工具。2輻射防護與環(huán)境監(jiān)測：構(gòu)建核能清潔應用的術語標準與監(jiān)測框架輻射量與防護量術語體系：從物理量到管理量的精確界定標準系統(tǒng)梳理了用于描述輻射場、表征輻射效應和用于防護管理的術語。包括基本的“吸收劑量”、“當量劑量”、“有效劑量”，以及用于環(huán)境與工作場所監(jiān)測的“劑量率”、“放射性活度濃度”等。特別區(qū)分了“劑量限值”、“劑量約束值”和“參考水平”等管理應用中的關鍵量。對這些術語及其相互關系的準確定義，是實施輻射防護“可合理達到的盡量低”原則、開展個人劑量監(jiān)測與評價、進行環(huán)境影響評估的科學基礎，確保了輻射防護實踐的量化和規(guī)范化。監(jiān)測系統(tǒng)與儀表術語：場所監(jiān)測、流出物監(jiān)測與個人劑量監(jiān)測為確保輻射防護措施有效，需要建立完整的監(jiān)測體系。標準定義了“區(qū)域監(jiān)測”、“工藝監(jiān)測”、“流出物監(jiān)測”、“環(huán)境監(jiān)測”、“個人劑量監(jiān)測”等不同類型監(jiān)測的目的和范圍。同時，規(guī)范了“電離室”、“閃爍探測器”、“熱釋光劑量計”等常用監(jiān)測儀器的術語。這些術語明確了監(jiān)測活動的對象、位置和手段，是設計監(jiān)測方案、配置監(jiān)測設備、監(jiān)測數(shù)據(jù)的標準化指南，構(gòu)成了核電廠內(nèi)外輻射安全狀態(tài)實時感知與評估的技術語言。環(huán)境影響評價與排放控制術語：確保核能綠色發(fā)展的關鍵話語核能的環(huán)境友好性需通過嚴格的評價與控制來證明。標準涵蓋了“環(huán)境影響評價”、“劑量評價模式”、“關鍵人群組”、“關鍵照射途徑”、“排放限值”、“排放控制”等術語。這些術語構(gòu)成了評估核設施運行對公眾和環(huán)境潛在影響、制定排放控制策略、證明符合環(huán)保法規(guī)要求的方法學框架。例如，“關鍵人群組”指預期受照最高、最具代表性的公眾成員組，這一概念的標準化確保了評價對象選取的一致性和評價結(jié)果的保守性與可靠性。核電廠系統(tǒng)集成：從一回路到三回路的系統(tǒng)接口與控制術語核蒸汽供應系統(tǒng)術語：反應堆冷卻劑系統(tǒng)及其主要設備1核蒸汽供應系統(tǒng)是核電廠的核心。本標準詳細定義了“反應堆冷卻劑系統(tǒng)”及其主要設備：“反應堆壓力容器”、“蒸汽發(fā)生器”、“主泵”、“穩(wěn)壓器”、“主管道”。每個設備的定義都突出了其在一回路壓力邊界內(nèi)的功能、結(jié)構(gòu)和安全重要性。例如，“蒸汽發(fā)生器”定義為將反應堆冷卻劑熱量傳遞給二回路給水以產(chǎn)生蒸汽的熱交換設備，這一定義點明了其作為一、二回路關鍵接口和潛在泄漏通道的雙重角色。掌握這些術語是理解核能動力轉(zhuǎn)換第一步的基礎。2二回路與發(fā)電系統(tǒng)術語：從汽輪機到發(fā)電機的能量轉(zhuǎn)換鏈1二回路系統(tǒng)將核蒸汽轉(zhuǎn)化為電能。標準規(guī)范了“主蒸汽系統(tǒng)”、“汽輪機高壓缸/低壓缸”、“汽水分離再熱器”、“凝汽器”、“給水加熱系統(tǒng)”、“發(fā)電機”等關鍵術語。這些術語描繪了從蒸汽膨脹做功、乏汽冷凝、給水回熱到最終發(fā)電的完整能量轉(zhuǎn)換與循環(huán)流程。對其功能與接口的準確定義，有助于理解核電廠的常規(guī)島部分如何與核島部分協(xié)同工作，實現(xiàn)安全高效發(fā)電，也涉及電廠熱效率、運行靈活性等經(jīng)濟性指標的分析。2支持性系統(tǒng)與廠用電術語：保障電廠穩(wěn)定運行的輔助脈絡1核電廠安全穩(wěn)定運行依賴于眾多支持性系統(tǒng)。標準涵蓋了“設備冷卻水系統(tǒng)”、“重要廠用水系統(tǒng)”、“壓縮空氣系統(tǒng)”、“電氣系統(tǒng)”、“直流與不間斷電源系統(tǒng)”等。這些系統(tǒng)雖然不直接參與核蒸汽生產(chǎn)或發(fā)電，但為關鍵安全相關設備和非安全重要設備的運行提供必要的冷卻、動力和控制電源。例如，“重要廠用水系統(tǒng)”通常作為最終熱阱，其術語定義關聯(lián)到電廠最終熱導出能力的可靠性。這些術語體現(xiàn)了核電廠的系統(tǒng)復雜性和可靠性設計思想。2運行維護與異常處置：剖析運行規(guī)程、在役檢查與事故管理術語運行狀態(tài)與工況術語：從正常運行到事故工況的精準劃分1核電廠運行狀態(tài)有嚴格分類。標準定義了“正常運行”、“預計運行事件”、“設計基準事故”、“超設計基準事故”以及“嚴重事故”等術語。這些術語依據(jù)事件發(fā)生的頻率、后果的嚴重程度以及對電廠狀態(tài)的影響進行分級，構(gòu)成了運行技術規(guī)范、事故規(guī)程和應急響應的基礎框架。準確理解每個術語所對應的物理過程、系統(tǒng)響應和允許的操縱員動作范圍，是確保運行安全、實現(xiàn)事故預防與緩解的根本。術語的標準化確保了從設計、運行到監(jiān)管各方對此有統(tǒng)一認知。2在役檢查與老化管理術語：保障電廠長期安全運行的關鍵1為確保核電廠在壽期內(nèi)的結(jié)構(gòu)完整性，需要進行系統(tǒng)的在役檢查和老化管理。標準涉及“在役檢查”、“無損檢測”、“壓力邊界”、“老化機理”、“壽期管理”等術語。例如，“在役檢查”指按預定間隔對核電廠安全重要部件進行的檢查和試驗，以驗證其完整性和功能。這些術語定義了監(jiān)測電廠狀態(tài)、評估潛在缺陷、預測部件壽命、制定維修更換策略的整套活動，是實現(xiàn)核電廠長周期安全運行和可能的壽期延長不可或缺的技術管理語言。2事故管理規(guī)程與應急術語：從事件診斷到恢復的決策支持當電廠偏離正常運行范圍時，需要遵循特定的規(guī)程進行處置。標準定義了“事件導向規(guī)程”、“狀態(tài)導向規(guī)程”、“功能恢復規(guī)程”、“應急行動水平”、“應急計劃區(qū)”等術語。這些術語代表了現(xiàn)代核電廠事故管理從單純遵循預設步驟，向基于電廠實際狀態(tài)進行診斷和決策支持的演進。例如，“狀態(tài)導向規(guī)程”引導操縱員關注并恢復關鍵安全功能，而非機械執(zhí)行針對特定事件的序列。這些術語的規(guī)范化，推動了更有效、更靈活的事故管理策略的應用。廢物管理與退役規(guī)劃：前瞻核設施全生命周期后端術語體系發(fā)展退役策略與階段劃分術語：立即拆除、安全封存與埋葬1核設施服役期滿后，需安全有序地退役。標準定義了“退役”、“立即拆除”、“安全封存”、“延期拆除”、“就地埋葬”等基本策略術語，以及“退役階段”、“場址清污”、“無限制開放”等過程與目標術語。這些術語描述了退役的不同技術路徑、時間尺度和最終狀態(tài)目標，是制定退役計劃、進行費用估算和安全性論證的起點。隨著早期核設施陸續(xù)進入退役期，這些術語的標準化使用將變得日益重要和普遍。2退役關鍵技術活動術語：去污、拆除與廢物最小化1退役過程涉及一系列特殊技術活動。標準包含了“系統(tǒng)去污”、“構(gòu)筑物拆除”、“爆破拆除”、“遙控操作”、“廢物分類”、“清潔解控”等術語。這些術語精確描述了退役作業(yè)的具體內(nèi)容、技術方法和目標，例如“清潔解控”指將材料或場址的放射性活度濃度降低到監(jiān)管機構(gòu)規(guī)定的水平以下，從而可免于作為放射性廢物管理。規(guī)范這些術語有助于交流最佳實踐，提高退役作業(yè)的安全性、經(jīng)濟性和廢物最小化水平。2場址整治與最終狀態(tài)驗證術語：從監(jiān)管要求到實踐標準退役的最終目標是達到預期的場址終態(tài)。標準涉及“場址調(diào)查”、“終態(tài)輻射水平”、“殘余放射性”、“監(jiān)管放開”等術語。這些術語聚焦于退役活動的終點——證明場址已滿足預定的安全標準，可以轉(zhuǎn)為新的用途。它們連接了退役工程技術活動與最終的安全目標和監(jiān)管要求，是退役項目成功閉環(huán)的關鍵概念，也是公眾關注和監(jiān)管審查的核心所在。12新興技術與未來趨勢：洞察小型模塊化反應堆與核能綜合利用術語小型模塊化反應堆術語：特征、優(yōu)勢與挑戰(zhàn)前瞻小型模塊化反應堆是當前核能發(fā)展的熱點。本標準雖發(fā)布于2014年，但其術語體系為理解SMR奠定了基礎，并可延伸定義SMR的特定術語，如“模塊化建造”、“多模塊電廠”、“固有安全特性”、“非能動安全系統(tǒng)”、“廠內(nèi)換料”等。這些術語體現(xiàn)了SMR在簡化設計、提高經(jīng)濟性、增強安全性和擴展應用場景方面的創(chuàng)新思路。前瞻性地探討這些術語，有助于把握核能技術小型化、模塊化發(fā)展的趨勢，及其對未來核電部署模式可能帶來的變革。核能多用途利用術語：供熱、制氫、海水淡化等拓展應用01核能不僅用于發(fā)電，還可用于區(qū)域供熱、工業(yè)工藝供熱、海水淡化、制氫等。標準可延伸涵蓋“核能供熱”、“工藝熱應用”、“核能制氫”、“耦合系統(tǒng)”等術語。這些術語反映了核能作為穩(wěn)定、低碳熱源和能源載體生產(chǎn)者的潛力，是核能助力深度脫碳、實現(xiàn)能源供給側(cè)多元化的重要方向。構(gòu)建和完善多用途核能系統(tǒng)的術語體系，將為跨行業(yè)技術融合與標準制定鋪平道路。02先進核燃料與材料術語：推動反應堆性能提升的關鍵01新堆型和更高性能目標的實現(xiàn)依賴于先進燃料和材料。可延伸討論“事故容錯燃料”、“高燃耗燃料”、“耐高溫材料”、“抗輻照材料”等術語。這些術語代表了核燃料和結(jié)構(gòu)材料研發(fā)的前沿，旨在提升燃料安全性、經(jīng)濟性和反應堆運行參數(shù)。標準化的術語將促進這些新材料的研發(fā)、測試、性能評價和規(guī)范制定的高效溝通，是未來核能技術持續(xù)進步的底層支撐。02標準應用與行業(yè)影響：評估詞匯標準對核能安全發(fā)展的實踐指導價值在法規(guī)標準體系中的定位與協(xié)同作用分析DL/T1033.5-2014是我國核能發(fā)電