本文件界定了裂变反应堆堆型、反应堆本体、反应堆物理、反应堆热工、反应堆工艺系统和部件、调试与运行、核安全等领域的术语和定义。 本文件适用于裂变反应堆领域标准、技术文件的编写和翻译以及国内国际技术交流等术语的规范表述。

ICS27.120
CCS F 04
中华人民共和国国家标准
GB/T 4960.2—2023
代替GB/T4960.2—1996
核科学技术术语
第2部分：裂变反应堆　
Glossary for nuclear science and technology-Part 2:Fission reactor
2023-11-27发布
国家市场监督管理总局
国家标准化管理委员会
2023-11-27实施
GB/T4960.2—2023
规范性引用文件
反应堆堆型
反应堆本体·
反应堆物理
反应堆热工
反应堆工艺系统和部件
轻水堆及通用系统部件
钠冷快堆·
重水堆·
高温气冷堆
8调试与运行
核安全
参考文献
GB/T4960.2—2023
本文件按照GB/T1.1一2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。
本文件是GB/T4960《核科学技术术语》的第2部分。GB/T4960已经发布了以下部分：第1部分：核物理与核化学（GB/T4960.1一2010）；—《核科学技术术语第2部分：裂变反应堆》（GB/T4960.2—2023）；第3部分：核燃料与核燃料循环（GB/T4960.3—2010）；放射性核素（GB/T4960.4—1996）；辐射防护与辐射源安全（GB/T4960.5—1996）；一第6部分：核仪器仪表（GB/T4960.6一2008）；—第7部分：核材料管制与核保障（GB/T4960.7—2010）；第8部分：放射性废物管理（GB/T4960.8一2008）；—第9部分：磁约束核聚变（GB/T4960.9—2013）。本文件代替GB/T4960.2—1996《核科学技术术语裂变反应堆》，与GB/T4960.2—1996相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下增加了超高温气冷堆（见3.26）、小型模块化[反应堆（见3.27）、石墨［慢化堆（见3.28）、超临界水[冷堆（见3.29）、钠冷快堆（见3.30）、熔盐堆（见3.31）、燃料棒（见4.10）、控制棒组件（见4.16）、L堆芯围板（见4.30）、堆芯流量分配装置（见4.32）、大栅板联箱（见4.58）、小栅板联箱（见4.59）、等温温度系数（见5.22）、中子角密度（见5.48）、中子角注量率（见5.50）、特征线法（见5.51）、离散纵标法（见5.52）、球谐函数法（见5.53）、碰撞几率法（见5.54）、穿透几率法（见5.55）、节块法（见5.56）、粗网有限差分法（见5.57）、通量图（见5.58）、换料方案（见5.59）、化学补偿控制（见5.104）、平衡氙（见5.107）、最大氙（见5.108）、平衡（见5.109）、最大（见5.110）、轴向功率偏移（见5.111）、轴向功率偏差（见5.112）、硼微分价值（见5.113）、裂变产物（见5.115）、［裂变产物产额（见5.116）、铜系元素（见5.117）、次钢系元素（见5.118）、超铀元素（见5.119）、瞬发中子寿命（见5.121）、基准实验（见5.124）、原子离位次数（见5.125）、核恰升热通道因子（见6.29）、保护系统（见7.1.16）、堆芯熔融物滞留系统（见7.1.56）、堆芯捕集器（见7.1.57）、应急硼注入系统（见7.1.58）、堆腔注水冷却系统（见7.1.59）、非能动安全壳热量导出系统（见7.1.60）、反应堆硼和水补给系统（见7.1.61）、蒸汽发生器排污系统（见7.1.62）、反应堆压力容器高位排气系统（见7.1.63）、二次侧非能动余热排出系统（见7.1.64）、安全壳过滤排放系统（见7.1.65）、倾斜式提升机（见7.2.6）、钠净化（见7.2.7）、压力管（见7.3.1）、排管（见7.3.2）、吸收棒（见7.3.3）、慢化剂系统（见7.3.4）、氛化（见7.3.5）、除氛（见7.3.6）、反应堆集管（见7.3.7）、热传输支管（见7.3.8）、液体注射停堆系统（见7.3.9）、液体区域控制系统（见7.3.10）、环隙气体系统（见7.3.11）、重水蒸气回收系统（见7.3.12）、破损燃料定位系统（见7.3.13）、通风式低耐压型安全壳（见7.4.1）、燃料装卸系统（见7.4.2）、新燃料供应系统（见7.4.3）、乏燃料贮存系统（见7.4.4）、氮净化系统（见7.4.5）、氮辅助系统（见7.4.6）、一回路压力泄放系统（见7.4.7）、蒸汽发生器事故排放系统（见7.4.8）、热气导管（见7.4.9）、反应堆舱室（见7.4.10）、反应堆舱室冷却系统（见7.4.11）、主氨[循环］风机（见7.4.12）、负压通风系统（见7.4.13）、负荷跟踪（见8.38）、进水事故（高温气冷堆）（见9.28）、进气事故（高温气冷堆）（见9.29）、失压事故（高温气冷堆）（见9.30）、丧失强迫冷却事故（高温气冷堆）（见9.31）、钠火（见9.32）、钠水反应（见1
GB/T4960.2—2023
9.33）、安全重要物项（见9.38）等术语和定义；删除了多群模型（见1996年版的3.80）、群分出截面（见1996年版的3.82）、线性外推距离（见1996年版的3.85）、外推边界（见1996年版的3.86）、烧毁热流密度（见1996年版的3.165）、三区循环（见1996年版的5.22）、预计运行事件（见1996年版的6.10）、设计基准事故（见1996年版的6.14）、喷放阶段（压水堆）（见1996年版的6.20）、注入阶段（压水堆）（见1996年版的6.21）、再灌水阶段（压水堆）（见1996年版的6.22）、喷淋阶段（压水堆）（见1996年版的6.23）、再淹没阶段（压水堆）（见1996年版的6.24）、再循环阶段（压水堆）（见1996年版的6.25）、多样性（见1996年版的6.40）、安全功能（见1996年版的6.41）、安全组合（见1996年版的6.42）、技术规格书（见1996年版的6.45）、不符合项（见1996年版的6.46）、监查（见1996年版的6.47）等术语和定义。
本文件由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58)提出并归口。本文件起草单位：核工业标准化研究所、清华大学、中国原子能科学研究院、中国核能电力股份有限公司、中核核电运行管理有限公司、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核电工程有限公司。本文件主要起草人：孙业丛、牛敬娟、邓瑞源、刘尚源、李富、张学耀、李晗、郝晓雨、陈树明、卢忠斌、何虹、代前进、谭军、韩铮、毕光文、肖会文。本文件于1996年首次发布，本次为第一次修订。I
GB/T4960.2—2023
术语是一个领域的标准化基础。为了对核科学技术领域的大量术语进行规范和统一，提高交流的准确性和效率，我国制定和发布了GB/T4960《核科学技术术语》，该标准拟由9个部分构成。第1部分：核物理与核化学。目的在于界定核物理与核化学方面的术语和定义。第2部分：裂变反应堆。目的在于界定核裂变反应堆设计、调试运行及安全方面的术语和定义
第3部分：核燃料与核燃料循环。目的在于界定铀矿业、铀转化、燃料元件设计制造等方面的术语和定义。
放射性核素。目的在于界定放射性核素及其在农业、工业、医学等方面应用时的术语和定义。辐射防护与辐射源安全。目的在于界定辐射防护、辐射源安全等方面的术语和定义。一第6部分：核仪器仪表。目的在于界定各类应用于核工业的仪器仪表的术语和定义。第7部分：核材料管制与核保障。目的在于界定核材料管制等方面的术语和定义。—一第8部分：放射性废物管理。目的在于界定放射性废物处理、包装、运输、贮存等方面的术语和定义。
第9部分：磁约束核聚变。目的在于界定磁约束核聚变领域的术语和定义。本文件在裂变反应堆的设计、调试运行和核安全方面发挥了重要作用，但随着近年来我国核能领域技术进展不断出现，越来越多的新堆型得到应用并取得了良好的实践经验。为了将这些良好实践固化，特修订本文件，纳人了大量快堆、重水堆、高温气冷堆等非轻水堆堆型的术语。此外，为进一步实学科基础，还补充了少量较为基础的术语。本文件的修订，旨在推动裂变反应堆领域全方位进一步发展1范围
核科学技术术语第2部分：裂变反应堆GB/T 4960.2—2023
本文件界定了裂变反应堆堆型、反应堆本体、反应堆物理、反应堆热工、反应堆工艺系统和部件、调试与运行、核安全等领域的术语和定义本文件适用于裂变反应堆领域标准、技术文件的编写和翻译以及国内国际技术交流等术语的规范表述。
2规范性引用文件
本文件没有规范性引用文件。
反应堆堆型
[nuclearfissionreactor
厂核裂变反应堆
能维持可控链式核裂变反应的装置。3.2
动力反应堆
power reactor
用于发电、推进和供热等用途的反应堆。3.3
供热反应堆
heating reactor
用于向居民和(或)工业设施等供热的反应堆3.4
研究厂反应堆
researchreactor
主要用于基础研究或应用研究的反应堆示例：高通量反应堆、脉冲反应堆、材料试验反应堆、零功率反应堆。3.5
production reactor
生产反应堆
主要用于生产易裂变材料的反应堆。3.6
增殖厂反应堆
breeder reactor
转换比大于1的反应堆。
空间反应堆
spacereactor
将核能转换成电能或热能作为航天器动力的核反应堆3.8
微型中子源［反应］堆
miniatureneutronsourcereactor一种用作中子源的袖珍式反应堆，用于中子活化分析、少量研究用短寿命示踪同位素的制备等。GB/T4960.2—2023
零功率［反应堆zeropowerreactor临界装置critical assembly
设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。3.10
pulsedreacton
脉冲反应堆
用于产生短持续时间强中子脉冲的反应堆。3.11
experimental reactor
实验［反应］堆
主要为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆。3.12
示范反应堆
demonstration reactor
为证明某种反应堆在技术上的可行性和研究其经济潜力而设计的反应堆。3.13
原型［反应］堆
prototype reactor
基本设计相同的系列中的第一个反应堆。有时用于指主要特点与最终系列相同但规模较小的反应堆。
主commercial reactor
商用反应」堆
用于商业目的（如供电、供热等）的反应堆。3.15
重水反应堆
heavy-water reactor; HWR
以重水(DzO)作慢化剂的反应堆。3.16
light-water reactor;LWR
轻水［反应］堆
以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。3.17
boiling water reactor;BWR
沸水［反应］堆
主要通过反应堆冷却剂（水）的汽化导出堆内释热的反应堆。3.18
压水［反应］堆
pressurizedwaterreactor;PWR
反应堆冷却剂水保持在不发生整体沸腾的压力之下运行的反应堆。3.19
压力管式[反应］堆
pressure tube reactor; PTR
反应堆冷却剂在承受冷却剂压力的多个管道内流过的反应堆。3.20
swimmingpool reactor
池式反应堆
堆芯浸在水池中而水既作慢化剂也作冷却剂和生物屏蔽用的反应堆3.21
液态金属冷却[反应］堆
liquid metal cooled reactor
以液态金属作冷却剂的反应堆。3.22
气冷［反应］堆
gas-cooledreactor；GCR
以气体作冷却剂的反应堆。
高通量［反应］堆
high-fluxreactor
热中子注量率大于1.0×1014cm-2·s-1的反应堆。一体化反应堆
integral reactor
GB/T 4960.2—2023
一次冷却剂回路和二次冷却剂回路之间的热交换器装在反应堆容器内的反应堆high-temperaturegas-cooled reactor；HTGR；HTR高温气冷反应堆
采用包覆颗粒燃料，石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，惰性气体（如氢气）作为反应堆冷却剂，且出口温度高（达到700℃）的反应堆。3.26
veryhigh-temperaturegas-cooled reactor;VHTR超高温气冷堆
出口温度在950℃以上的气冷堆。3.27
小型模块化[反应］堆
small modular reactor
每台机组功率不超过300MWe，系统和组件在工厂组装、以机组形式运输到安装地点的裂变反应堆。
石墨［慢化］堆graphitereactor用石墨作为慢化剂的反应堆
超临界水[冷堆
supercriticalwaterreactor
冷却剂参数超过热力学临界值（22.1MPa，647K)的轻水反应堆。3.30
sodium-cooled fastreactor;SFR钠冷快堆
以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆。3.31
moltensaltreactor
熔盐堆
用熔融态的混合盐作主冷却剂的反应堆。反应堆本体
物项item
构筑物、系统或部件的通称。
［来源：GB/T17569—2021,3.1.1]4.2
反应堆容器
reactorvessel
包容反应堆堆芯的容器。
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反应堆压力容器
reactor pressure vessel; RPV承受一定运行压力的反应堆容器。4.4
排管容器
Fcalandria
一种具有若干内部管道或通道的密闭的反应堆容器。这些管道或通道的设计能使液态慢化剂与冷却剂隔开，为辐照装置提供空间或容纳压力管。4.5
(reactor) core
［反应堆］堆芯
反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。4.6
转换区blanket
为转换目的而在堆芯周围或内部放置可转换材料的区域4.7
再生区「
breeding region
增殖区
增殖堆中放置可转换材料的区域。4.8
熔化堆芯捕集器meltingcorecatcher安装于堆芯结构下部，专用于在堆芯发生熔化事故时收集流落的熔融燃料和材料的装置4.9
燃料元件
fuelelement
反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件。注：常见的具体形状有棒状、板状、管状和球状等。4.10
燃料棒fuel rod
包含易裂变核素的材料的细长圆柱体，通常封装在套管中。［来源：GB15146.8—2008，3.2，有修改4.11
燃料组件fuel assembly
组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件。4.12
燃料棒束（重水堆）fuelbundle（heavy-waterreactor）一定数量的燃料元件组装在一起形成的棒束型燃料组件。4.13
增殖元件breederelement
增殖堆中以可转换材料为主要成分的结构上独立的最小的构件。4.14
增殖组件breederassembly
组装在一起并且在反应堆装料和卸料过程中不拆开的一组增殖元件。4.15
控制棒
controlrod
用于控制反应性的可动部件。
control rod assembly;rod cluster control assembly控制棒组件
通过吸收中子来控制反应性的可部分或全部插人反应堆的棒束或组件。［来源：NB/T20240—2013，2.1，有修改］regulating rod
调节棒
调节棒（重水堆）adjuster rodGB/T4960.2—2023
调节插人堆芯深度、以快速补偿运行时各种因素引起的反应性波动的控制棒（组）。4.18
补偿棒
shimrod
补偿反应性和中子注量率分布的长期变化的控制棒（组）。4.19
安全棒
safetyrod
停堆棒（重水堆）shutoffrod
为紧急停堆提供负反应性储备的控制棒（组）。4.20
thimble plug assembly
阻流塞组件
在不插控制棒、可燃毒物和中子源的燃料组件内，为限制导向管旁流而设置的组件。4.21
可燃毒物组件
burnablepoisonassembly
含有可燃毒物、具有补偿部分剩余反应性作用的固定式组件，4.22
原neutronsource
中子源
能发射中子的装置或物质。
原startupneutronsource
启动中子源
反应堆由次临界向临界接近的过程中，为了增加中子注量率使之易于测量的中子源。4.24
中子源组件
neutronsourceassembly
在反应堆堆芯中用于直接或经辐照后发射中子的组件4.25
燃料相关组件fuel associatedassembly控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻流塞组件等的统称。4.26
热生长
thermalgrowth
燃料棒因经受反复的温度变化（例如当反应堆功率升降时)而产生长度增加的现象。4.27
长claddingballooning
包壳鼓胀
事故时，燃料元件包壳内压力和包壳温度过高，使包壳所受应力超过它的弹性极限而引起包壳出现5
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