GB/T 4960.2-1996 核科学技术术语 裂变反应堆

ICs27.120

F04噶8

中华人民共和国国家标准

Gs/T4960.2一1996

核科学技术术语

裂变反应堆

Glossaryofterms:nuclearscienceandtechnology

-Fissionreactor

1996一03一31发布1996一10一01实施

国家技术监督局发布

目次

1主题内容与适用范围···························1

2反应堆堆型1

3反应堆本体及物理、热工.·2

4反应堆工艺系统.·13

5调试与运行.·17

6核安全·················································。。·····························。·····。················……19

附录A汉语拼音索引(补充件)·························…·…·‘···························。·…·二‘’二’二二‘23

附录B英文索引(补充件)································································。·················……28

附录C反应堆堆型的缩略语参〔考件)······························································，··……37

中华人民共和国国家标准

核科学技术术语

裂变反应堆GB/T4960.2一1996

Glossaryofterms:nuclearscienceandtechnology

-Fissionreactor

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

反应堆堆型‘

(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powerreactor

用于发电、推进和供热等用途的反应堆。

供热(反应)堆heatingreactor

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;

已零功率反应堆。

生产(反应)堆productionreactor

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。

增殖(反应)堆breederreactor

转换比大于1的反应堆。

空间反应堆spacereactor

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。

，常见的堆型缩略语见附录C

国家技术监督局1996一03一31批准1996-10一01实施

GB/'r4960.2一1996

2.8微型中子源反应堆miniatureneutronsourcereactor

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-powerreactor;zero-energyreactor

临界装置criticalassembly

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pulsedreactor

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。

2.12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。

2.13原型(反应)堆prototypereactor

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commercialreactor

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-waterreactor(HWR)

以重水(DSO)作慢化剂的反应堆。

2.16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。

2.17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。

2.18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。

2.19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。

2.20游泳池(反应)堆swimmingpoolreactor

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liquidmetalcooledreactor

以液态金属作反应堆冷却剂的反应堆。

2.22气冷(反应)堆gas-cooledreactor(GCR)

以气体作反应堆冷却剂的反应堆。

2.23高通量(反应)堆high-fluxreactor

通常指热中子通量密度大于10''cm-s-’的反应堆

2.24一体化(反应)堆integralreactor

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-temperaturegas-cooledreactor(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。

反应堆本体及物理、热工

物项item

Gs/T4960.2一1996

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reactorvessel

包容反应堆堆芯的主容器。

3.3反应堆压力容器reactorpressurevessel(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breedingregion

增殖堆中放置可转换材料的区域。

3.8熔化堆芯收集器meltingcorecatcher

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fuelelement

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。

3.11增殖元件breederelement

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。

3.13燃料相关组件fuelassociatedassembly

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controlrod

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regulatingrod

用于微调或精调反应性的可动部件。

3.16补偿棒shimrod

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safetyrod

为紧急停堆提供负反应性贮备的控制棒。

3.18阻力塞组件thimbleplugassembly

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。

3.20中子源neutronsource

能发射中子的装置或物质。

3.21启动中子源neutronsource

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

GB/T4960.2一1996

源。

3.22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

3.23堆内构件reactorinternals

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coregrid

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。

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neutronshieldpads

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controlroddrivemechanism(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controlrodguidetube

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pressurehousing

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〔〕neutronabsorber

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burnablepoison

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solublepoison

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r:radiationchannel

利用反应堆进行辐照的孔道。

3.37辐照装置irradiationrig

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irradiationsurveillancecapsule

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

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3.41一次屏蔽体primaryshield

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secondaryshield

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。

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。onversionratio

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initialconversionratio

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breedingratio

大于1的转换比。

3.53链式核裂变反应。hainfissionreaction

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CK)multiplicationfactor;multiplicationconstant

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。

3.55有效增殖系数K〔.)effectivemultiplicationfactor;effectivemultiplicationconstant

有限大介质的增殖系数。

3.56无限介质增殖系数K〔-)infinitemultiplicationfactor;infinitemultiplicationconstant

无限大介质的增殖系数。

3.57快中子增殖系数:〔〕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。

3.58热中子利用系数力〔thermalutilizationfactor

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。

3.59不泄漏几率A〔)nonleakageprobability

反应堆内的中子不逸出堆外的几率。上述定义中的中子可以指全部中子或任一给定能群的中子。

3.60逃脱共振俘获几率Cp)resonanceescapeprobability

Gs/T4960.2一1996

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。

3.61四因子公式four-factorformula

用四个因子D,E,p和f的乘积计算热中子反应堆无限介质增殖系数K_的公式，即

K，二wf

式中:tj,e,p与f分别为每次吸收的中子产额、快中子增殖系数、逃脱共振俘获几率和热中

子利用系数。

3.62iwr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I时所处的状态。

3.63缓发临界delayedcritical

需要缓发中子参与作用才能达到的临界。

3.64瞬发临界promptcritical

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criticalsize

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criticalvolume

与临界尺寸相应的体积。

3.67临界质量criticalmass

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minimumcriticalvolume

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minimumcriticalmass

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minimumcriticalinfiniteslabdimension

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minimumcriticalinfinitecylinderdiameter

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K,<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neutronfluxdensity

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neutroncurrentdensity

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neutronlifetime

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。

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3.78中子能群neutronenergygroup

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-grouptheory

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multigroupmodel

将中子按能量分成有限数目群的一种模型。

3.81多群理论multigrouptheory

应用多群模型的中子输运理论。

3.82群分出截面groupremovalcrosssection

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groupcrosssection

某个能群的中子加权平均截面。

3.84外推距离extrapolationdistance

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linearextrapolationdistance

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extrapolatedboundary

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。

3.88扩散理论diffusiontheory

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diffusionequation.

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。

3.91扩散长度diffusionlength

扩散面积的平方根值。

3.92徙动面积migrationarea

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migrationlength

徙动面积的平方根值。

3.94斐克定律反〔应堆物理〕Fick'slaw

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moderatingratio

慢化剂的慢化能力与其热中子宏观吸收截面之比。

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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。

3.101费密年龄M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。

1102费密年龄Fermiage

在费密年龄理论适用的范围内，对于能量为Ea的单能中子源，费密年龄r(E)的定义为

E,D,(E')dE'

r(E,Ea)=

Eas(E')E'

式中:E,D_E与Es、分别是中子能量、中子通量密度扩散系数、平均对数能降与宏观弹性散射

截面。

它的物理意义是，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。

3.103费密年龄方程Fermiageequation

费密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，该方程通常写为

甲,q=丙/Jr

式中:4为中子慢化密度;r为年龄.

104几何曲率geometricbuckling

一种取决于装置(例如堆芯)的形状与尺寸的参数，通常用Ba表示。对于裸堆，如果在装置的外

推边界上假定中子通量密度0为零，则BQ为方程甲吞十B`=。的第一本征值

105材料曲率materialbuckling

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，通常用B.I表示。在

年龄一扩散理论中，Bm是满足超越方程的B}的值。即

Kbe-a，一1+LB2

式中;K:与I.分别为无限介质增殖系数、年龄与扩散长度。

月..n曰︺户卜不利因子disadvantagefactor

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。

J

In7

U，通量峰因子fluxpeakingfactor

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fluxtrap

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fluxflattening

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。

们0展平区半径flattenedradius

圆柱形堆芯内中子通量密度展平区域的半径。

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111源区段sourcerange

计数管区段counterrange

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。

112中间区段intermediaterange;

时1司常数区段timeconstantrange

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

月.月.，

..口功率区段powerrange

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。

月确月

..

..，运行区段operatingrange

反应堆在稳态条件下运行的反应堆功率范围。

115反应堆时间常数reactortimeconstant

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。

611倒时方程:nhourequation

表示反应堆的反应性与反应堆时间常数关系的方程

711控制棒价值controlrodworth

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。

118落棒时间droptime

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。

3.120缓冲落棒时间dashpotdroptime

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。

口勺，

1.

L.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

魂C门

‘J‘乙

，停堆深度shutdownmargin

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shutdownboronconcentration

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。

124临界硼浓度criticalboronconcentration

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。

.闷︹艺‘

.︺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。

月.勺仁

.‘U补偿shimming

对反应性和中子通量密度分布长期变化的抵偿。

127化学补偿控制chemicalshimmingcontrol

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。

128反应性preactivity

Gs/T4960.2一1996

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，定量地表示为

，一:一1

1、R

反应性P为正值相应于超临界状态，负值相应于次临界状态，反应性P为零相应于临界状

态。

3.129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。

月，曰内

1

dU后备反应性built-inreactivity

冷态干净堆芯的剩余反应性。

月q月

..

.J.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。

门q口

.

.J毛积分反应性integralreactivity

从堆芯内某规定位置抽出控制棒所引起的反应性变化。

月，勺

.

.J」微分反应性differentialreactivity

控制棒移动单位长度所引起的反应性变化。

月，月

.

﹃

.J反应性亏损deficitreactivity

反应堆的状态发生一给定变化所引起的反应性减少。

J一﹄

.Z﹃

.J︺反应性系数reactivitycoefficient

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powercoefficientofreactivity

反应堆热功率发生单位变化所引起的反应性变化。

，O，

二

、J口反应性温度系数temperaturecoefficientofreactivity

反应堆内温度变化1℃所引起的反应性变化。

月.，内匕

.J燃料温度系数fueltemperaturecoefficient

燃料温度变化1℃所引起的反应性变化。

门qO

.

.JJ慢化剂温度系数moderatortemperaturecoefficient

慢化剂的温度变化1C所引起的反应性变化。

门月C

.叼U

.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。

门月月

.叨.

..反应性空泡系数voidcoefficientofreactivity

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。

月月门

..目乙(反应堆)热功率thermalpower(ofareactor)

反应堆输出的可利用热能所对应的功率。

月月勺

.」

.，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。

3.144功率密度powerdensity

单位体积堆芯所产生的热功率

3.145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。

41功率线密度linearpowerdensity

单位长度燃料元件产生的热功率。

41燃料比功率fuelspecificpower

01

GB/T4960.2一1996

堆芯内单位质量核燃料所产生的热功率。

148反应堆功率剧增powerexcursion;reactorexcursion

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。

内月︹

.﹃艺

.径向峰因子radialpeakingfactor

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。

月亡n

..」JI

﹄轴向峰因子axialpeakingfactor

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。

月亡J

.I

.J轴向偏移因子axialoffsetfactor

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。

月一门

.卜乙

.U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通量密度涨落

和由此产生的功率波动。

月二勺

..JJ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。

JI工‘月

J气剩余功率after-power

停堆后反应堆内相应于剩余释热的功率。

155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。

月亡仁

..J﹄目屏蔽发热shieldheating

中子或Y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。

月亡7

.」

..衰变热decayheat

放射性核素衰变时所产生的热量。

月二卜

.匕

.J衰变功率decaypower

停堆后反应堆内相应于衰变热的功率。

﹃反O

，dJ

.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。此时蒸汽泡仅在加热表面附近产生。

月﹃‘n

.

.UU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。

dC月

‘.

U.泡核沸腾nucleateboiling

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。

3.163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，致使在热流密度一温差曲线上出现一个极值时的沸腾。

月﹃月‘

..U﹃DNB比DNBratio

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。

.曰工卜‘

.U︺烧毁热流密度burnoutheatflux

燃料元件发生烧毁时的局部热流密度。

GB/T4960.2一1996

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criticalheatflux

偏离泡核沸腾热流密度和干涸热流密度的统称。

月八O

.匕U

.燃料通道fuelchannel

尹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。

j内O

.0

.J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

170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)比烙升最大的一条可能限制堆功

率输出的燃料通道。

171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

172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恰升的影响因子。

3-173核热通道因子nuclearhotchannelfactor

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

174热点hotspot

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。

月，‘

.r

.︺热点因子hotspotfactor

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

J7户

.卜

.1U核热点因子nuclearhotspotfactor

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。

177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。

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，nitialcore

由首次装入反应堆中的核燃料组成的堆芯。

月n日卜

.o

.平衡堆芯equilibriumcore

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。

.门匕卜JI

.燃耗burnup

反应堆运行期间，由核变换引起的核素浓度的减少。

81比燃耗specificburnup

单位质量燃料释放的总能量，其单位通常为MW"d/t.

81计划卸料比熬耗scheduleddischaraespecifichurnuo

21

Gs/T4960.2一1996

根据换料方案预先确定的燃料卸料比燃耗。

184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。

185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

186裂变毒物fissionpoison

本身为裂变产物的核毒物。

187氨平衡xenonequilibrium

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。

188氛瞬变过程xenontransient

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。

189氛中毒xenonpoisoning

氛效应xenoneffect

反应堆中由裂变毒物’''Xe俘获中子而引起反应性减少的现象

190氛不稳定性xenoninstability

随热中子通量密度变化的氛中毒使大型热中子堆局部的功率水平发生振荡。

191衫中毒samariumpoisoning

反应堆中由于稳定的裂变毒物’''SM俘获中子而引起反应性减少的现象。

192乏燃料spentfuel

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。

反应堆工艺系统

1反应堆冷却剂reactorcoolant

一次冷却剂primarycoolant

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。

2反应堆冷却剂系统reactorcoolantsystem

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。

3反应堆冷却剂环路reactorcoolantloop

并联设置的循环反应堆冷却剂的回路。

4(反应堆冷却?FIl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。

5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。

6反应堆