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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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安全壳喷淋系统-放卫

安全壳喷淋系统 ( containment spray system ) ，指在核电厂发生失水事故或安全壳内主蒸汽管道发生破裂时，为降低安全壳内的峰值压力和温度以防止安全壳超压失效而设置的系统。

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安全注射系统-放卫

安全注射系统 ( safety injection system ) ，指反应堆失水事故导致堆芯失去冷却后将水应急注入反应堆以维持排出堆芯余热的系统。

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化学和容积控制系统-放卫

化学和容积控制系统 ( chemical and volume control system ，CVCS ) ，指压水堆核电厂中为调节反应堆冷却剂中硼的浓度以补偿缓慢变化的反应性、为补充和保持反应堆冷却剂压力边界内的冷却剂装置以及为连续净化反应堆冷却剂而设置的系统。 ...

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冷却剂环路-放卫

冷却剂环路 ( coolant loop ) ，指与反应堆压力容器相连的反应堆冷却剂循环回路的并联流道。

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反应堆冷却剂系统-放卫

反应堆冷却剂系统 ( reactor coolant system ，RCS），指使反应堆冷却剂在规定的压力、温度条件下循环、并载出堆芯热量的系统。

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核电厂配套设施-放卫

核电厂配套设施 ( balance of plant ，BOP），指核电厂中核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。

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常规岛-放卫

常规岛 ( conventional island ，CI) ，指核电装置中汽轮发电机组及其配套设施和它们所在厂房的统称。

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核岛-放卫

核岛 ( nuclear island ，NI) ，指核电装置中核蒸汽供应系统（含设备）及其配套设施和它们所在厂房的总称。

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核电厂-放卫

核电厂 ( nuclear power plant ) 又称“核电站”。用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。

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核动力装置-放卫

核动力装置 ( nuclear power unit ) ，指利用核反应产生的能量提供动力的装置。根据不同的任务需求、通过不同的方式，可以把核能转变成电能或推进动力。

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非能动部件-放卫

非能动部件 ( passive components ) ，指无须依靠触发、机械运动或动力源等外部输入即能执行功能的部件。

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非能动安全-放卫

非能动安全 ( passive safety ) ，指不依赖外来的触发和动力源，而靠重力、蓄压势、设备承压能力等自然本性来实现安全功能的性能。

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固有安全-放卫

固有安全 ( inherent safety ) ，指核反应堆在运行参数偏离正常时能依靠自然物理规律趋向安全状态的性能。

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反应堆保护系统-放卫

反应堆保护系统 ( reactor protection system ) ，指产生与保护任务有关的信号以防止反应堆状态超过规定的安全限值或缓解超过安全限值后果的系统。

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控制棒屏蔽效应-放卫

控制棒屏蔽效应 ( control rod shielding effect ) ，指控制棒内某点吸收体核素的中子吸收率因被该点以外的吸收体核素或其他控制棒吸收体所屏蔽而减少的效应。

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反应堆主控制室-放卫

反应堆主控制室 ( reactor main control room ) ，指为操纵员提供实现反应堆运行目标所必须的人机接口和有关信息设备并进行操作的房间。

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数字化仪表与控制系统-放卫

数字化仪表与控制系统 ( digitalized instrumentation and control system ) ，指由微处理机的模数转换、功能控制、系统通信、在线诊断、实时显示和控制输出（数-模转换）等软、硬件功能模块组成的仪表控制系统。

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中子注量率展平控制-放卫

中子注量率展平控制 ( neutron flux flattening control ) ，指通过引进中子吸收体或改变燃料富集度等方法、使堆芯中子注量率达到近似平坦的分布。

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