词条分类 - 公卫百科

沸水反应堆-放卫

沸水反应堆 ( boiling water reactor ，BWR) ，指以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的发电用核反应堆。

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压水反应堆-放卫

压水反应堆 ( pressurized water reactor ) ，指，PWR以加压欠热轻水为慢化剂和冷却剂的核动力反应堆。

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反应堆-放卫

反应堆 ( reactor ) ，指能维持和控制持续链式核裂变反应的装置。主要由核燃料、慢化剂（快中子堆无此成分）、冷却剂、控制组件及其驱动机构、反射层（或快中子堆中的外围转换区）、屏蔽、堆内构件与反应堆压力容器等组成。 ...

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电化学分析法-职卫

电化学分析法（electrochemical analysis），指利用化学电池内被分析溶液的组成及含量与其电化学性质的关系而建立起来的一种定性和定量分析方法。化学电池是能将化学能直接转变成电能的装置。

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核燃料后处理-放卫

核燃料后处理 ( nuclear fuel reprocessing ) ，指对反应堆中辐照过的核燃料进行化学处理，回收未用尽的和新生成的核燃料物质，并对处理过程中产生的放射性废物进行安全、妥善的处理。

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乏燃料运输容器-放卫

乏燃料运输容器 ( spent fuel transport cask ) ，指用于包装乏燃料使之成为运输货包的屏蔽密封容器。

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乏燃料冷却-放卫

乏燃料冷却 ( spent fuel cooling ) ，指乏燃料中含有大量放射性物质，随着放置时间的延续经自然衰变而使放射性活度和释热率减弱的过程。

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乏燃料贮存-放卫

乏燃料贮存 ( spent fuel storage ) ，指为了降低乏燃料的放射性活度，通过干式和湿式方法保存乏燃料的一种方式。

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乏燃料-放卫

乏燃料 ( spent fuel ) ，指在核反应堆中，辐照达到计划卸料的比燃耗后从堆中卸出，且不再在该反应堆中使用的核燃料。

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核燃料循环前段-放卫

核燃料循环前段 ( front -end nuclear fuel cycle ) ，指核燃料在核反应堆中使用前的工业过程。

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核燃料循环后段-放卫

核燃料循环后段 ( back -end of nuclear fuel cycle ) ，指核燃料从反应堆卸出后的处理和处置过程。

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核燃料循环废物-放卫

核燃料循环废物 ( waste from nuclear fuel cycle ) ，指来自核燃料循环系统的放射性废物，包括铀矿开采、铀矿石加工、铀的精炼、铀的转化与浓集、核燃料元件制造、乏燃料后处理、放射性废物管理和核设施退役过程中产生的放射性废物。 ...

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核燃料-放卫

核燃料 ( nuclear fuel ) ，指含有易裂变核素（235U、239Pu或233U），能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料。广义的核燃料还包括可转换核素238U和232Th。

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燃料组件组装-放卫

燃料组件组装 ( assemblage of fuel assembly ) ，指把控制棒导向管、定位格架、上下管座和燃料棒等按要求组装成燃料组件的制造过程。

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燃料组件解体-放卫

燃料组件解体 ( fuel assembly disassembly ) ，指使用切割装置或专用工具将燃料组件拆卸分离的作业。

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燃料组件检查-放卫

燃料组件检查 ( fuel assembly check ) ，指为确认燃料组件是否符合技术条件的要求而进行的质量检查。

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燃料组件包装-放卫

燃料组件包装 ( fuel packing ) ，指对燃料组件成品用包装材料进行包裹，并装入包装箱的操作。

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燃料组件-放卫

燃料组件 ( fuel assembly ) ，指由一组燃料元件按一定排列方式组成的组合构件。

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燃料柱-放卫

燃料柱( fuel stack ) ，指燃料芯块在包壳管内叠置而成的长圆柱体。

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燃料破损检测系统-放卫

燃料破损检测系统 ( fuel rupture detection [location ]system ) ，指监测反应堆燃料元件破损的系统。

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