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反应堆仪表和控制系统-放卫

反应堆仪表和控制系统 ( reactor instrumentation and control system ) ，指对核反应堆进行监测和控制所用的仪表设备和系统。

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堆芯燃料管理-放卫

堆芯燃料管理 ( reactor core fuel management ) ，指在保证反应堆有足够的安全可靠性的前提下获得最佳的比燃耗、降低燃料成本和改善反应堆的运行性能，以及尽可能降低反应堆压力容器所受的快中子注量而进行的技术经济分析和管理工作。 ...

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次临界装置-放卫

次临界装置 ( subcritical assemble ) ，指有效中子增殖因子总是小于 1 的反应堆物理实验装置。

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反应堆临界-放卫

反应堆临界 ( criticality of reactor ) ，指在没有外源的情况下，反应堆在任意时间段内由裂变产生的中子数正好等于由吸收和从系统中泄漏而损失的中子数，从而使链式反应以恒定速率持续进行下去的状态。

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防干预装置-放卫

防干预装置 ( guard -against device ) ，指有一些装有核材料的设施上安装的能对非法操作或侵袭有显示或报警的装置。

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反应堆压力容器-放卫

反应堆压力容器 ( reactor pressure vessel ，RPV），指用于包容和支承堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压部件。

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天然反应堆-放卫

天然反应堆 ( natural reactor ) ，指自然界发生自持式裂变反应的地理区域，如加蓬共和国的奥克洛铀矿裂变区。

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舰船用反应堆-放卫

舰船用反应堆 ( marine propulsion reactor ) ，指用于船舶和军用舰艇推进的核动力反应堆。

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电位分析法-职卫

电位分析法（potentiometry），指以测量化学电池的电位为基础，根据电位与溶液中某种离子的活度或浓度之间的定量关系来测定待测物质活度或浓度的一种电化学分析法。

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研究反应堆-放卫

研究反应堆 ( research reactor ) ，指利用易裂变核素的可控裂变链式反应所产生的射线束（如中子和γ射线）作为研究手段的核反应堆。

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生产反应堆-放卫

生产反应堆 ( production reactor ) ，指一般指用来生产裂变燃料钚的核反应堆。

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快中子反应堆-放卫

快中子反应堆 ( fast neutron reactor ) ，指由快中子引起核裂变并维持链式反应的反应堆。

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高温气冷堆-放卫

高温气冷堆 ( high temperature gas -cooled reactor ，HTGR ) ，指采用包覆颗粒燃料、用氦作冷却剂、用石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达 750℃~950℃的核反应堆。

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石墨反应堆-放卫

石墨反应堆 ( graphite reactor ) ，指以石墨为慢化剂的热中子反应堆。

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重水反应堆-放卫

重水反应堆 ( heavy water reactor ，HWR），指以重水作为慢化剂的核反应堆。

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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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