放射卫生学 - 词条分类 - 公卫百科

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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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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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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