放射卫生学 - 词条分类 - 公卫百科

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。

定义

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。

定义

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。

定义

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。

定义

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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中子注量率分布测量-放卫

中子注量率分布测量 ( measurement of neutron fluence rate distribution ) ，指对核反应堆堆芯中子注量率分布的测量。

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启动反应堆测量盲区-放卫

启动反应堆测量盲区 ( reactor start-up instrument blind zone ) ，指反应堆处于临界状态附近核仪表系统（源区段）测不到的低中子注量率范围。

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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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