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退役去污-放卫

退役去污 ( decontamination in decommissioning ) ，指对处于退役状态的受污染系统、部件和设备等的去污过程。

定义

在役去污-放卫

在役去污 ( decontamination in operation ) ，指对处于在役状态的受污染系统、部件和设备等去污过程。

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固定污染-放卫

固定污染( fixed contamination ) ，指正常工作条件下进行操作时，不会受到人和仪器的机械运动强度影响的表面放射性污染。通常需要采用高效去污方法来清除的污染。

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松散污染-放卫

松散污染 ( surface loose contamination ) 又称“非固定污染（non-fixed contamination ）”，指由于沉积、吸附和静电等作用所造成的物体表面放射性物质的放射性污染，该污染易于从物体表面去除。

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核设施-放卫

核设施 ( nuclear installation ) ，指以需要考虑核安全的规模生产、加工或操作放射性物质或易裂变材料的设施。其含义因应用领域而异，典型为:动力厂和其他种类的反应堆，核燃料生产、加工、贮存和后处理设施，放射性废物处理和处置设施以及其他需进行严格核监管的设施。 ...

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换料冷停堆-放卫

换料冷停堆 ( refueling cool shutdown ) ，指反应堆为进行堆芯燃料更换操作的一种深度次临界的冷停堆状态。

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热点-放卫

热点 ( hot spot ) ，指堆芯内最逼近热工安全参数限值的位置，通常也是释热率最大的位置。

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安全壳-放卫

安全壳 ( containment ) ，指防止在反应堆失水事故和严重事故下放射性物质向环境释放、并保护反应堆冷却剂压力边界和安全系统抗御外部事件（如台风、飞机坠落和飞射物撞击等）的构筑物。

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中子源组件-放卫

中子源组件 ( neutron source assembly ) ，指利用原子核裂变或聚变的方式，引发中子的释放并加速聚焦，形成高强度的中子束流的装置。

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控制棒组件-放卫

控制棒组件 ( control rod assembly ) ，指用来控制反应堆的核裂变反应速率，以实施启堆、停堆和调整反应堆功率的部件。

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反应堆堆本体-放卫

反应堆堆本体 ( reactor proper ) ，指反应堆本身的结构。主要包括堆芯、堆内构件、反应堆压力容器、堆内测量装置，以及控制棒驱动机构等部件。

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核取样系统-放卫

核取样系统 ( nuclear sampling system ) ，指为分析水质及其放射性核素和活度而从反应堆一回路系统取出有代表性的液体和气体样品的系统。

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放射性固体废物处理系统-放卫

放射性固体废物处理系统 ( radioactive solid waste processing system ) ，指处理和贮存放射性固体废物的系统。

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放射性废液处理系统-放卫

放射性废液处理系统 ( radioactive liquid waste processing system ) ，指用于收集、贮存、净化和处理核电厂在正常运行和停堆期间所产生的放射性废液，使其放射性水平下降到低于国家规定的排放值后再向环境稀释排放的系统。

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放射性废气处理系统-放卫

放射性废气处理系统 ( radioactive gaseous waste processing system ) ，指收集处理放射性废气、使其放射性水平达到向环境排放的规定标准后再向环境排放的系统。

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核燃料装卸运输和贮存系统-放卫

核燃料装卸运输和贮存系统 ( nuclear fuel handling and storage system ) ，指从新燃料组件进入反应堆厂房至乏燃料组件运出反应堆厂房的过程中所进行的燃料组件搬运、贮存、倒换、检验、修复等一系列操作所需的装置。

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乏燃料贮存水池冷却和净化系统-放卫

乏燃料贮存水池冷却和净化系统 ( spent fuel storage pit cooling and cleanup system ) ，指为排出乏燃料释放的热量，净化池水和降低其放射性强度，并保持其透明度以便进行各种水下操作的装置。

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设备冷却水系统-放卫

设备冷却水系统 ( component cooling water system ) ，指冷却一回路带放射性介质的设备、并将热量传至最终热阱的闭式中间冷却系统。

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安全壳通风和净化系统-放卫

安全壳通风和净化系统 ( containment ventilation and purge system ) 又称“安全壳通风和吹扫系统”，指为创造反应堆运行和停堆换料期间人员进入安全壳所需的环境、排出安全壳中空气热量并去除其中有害物质以及参与失水事故后冷却安全壳内空气而设置的若干系统的总称。 ...

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余热排出系统-放卫

余热排出系统 ( residual heat removal system ，RHRS ) ，指在反应堆停堆后冷却剂系统温度和压力降到一定值时,用于排出反应堆余热、以长期保持反应堆处于冷停堆状态的系统。

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