ICS27.120 CCSF04 中华人民共和国国家标准 GB/T4960.2—2023 代替GB/T4960.2—1996 核科学技术术语 第2部分:裂变反应堆 Glossaryfornuclearscienceandtechnology— Part2:Fissionreactor 2023-11-27发布 2023-11-27实施 国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会发布 目 次 前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… 引言 Ⅲ ………………………………………………………………………………………………………… 1 范围 1 ……………………………………………………………………………………………………… 2 规范性引用文件 1 ………………………………………………………………………………………… 3 反应堆堆型 1 ……………………………………………………………………………………………… 4 反应堆本体 3 ……………………………………………………………………………………………… 5 反应堆物理 8 ……………………………………………………………………………………………… 6 反应堆热工 20 ……………………………………………………………………………………………… 7 反应堆工艺系统和部件 24 ………………………………………………………………………………… 7.1 轻水堆及通用系统部件 24 …………………………………………………………………………… 7.2 钠冷快堆 30 …………………………………………………………………………………………… 7.3 重水堆 30 ……………………………………………………………………………………………… 7.4 高温气冷堆 31 ………………………………………………………………………………………… 8 调试与运行 33 ……………………………………………………………………………………………… 9 核安全 36 …………………………………………………………………………………………………… 参考文献 40 …………………………………………………………………………………………………… 索引 41 …………………………………………………………………………………………………………GB/T4960.2—2023 前 言 本文件按照GB/T1.1—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—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); ———第6部分:核仪器仪表(GB/T4960.6—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—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)、[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)、平衡钐(见5.109)、最大钐(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)、锕系元素(见5.117)、次锕系元素(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)、核焓升热 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)、钴 吸收棒(见7.3.3)、慢化剂系统(见7.3.4)、氘化(见7.3.5)、除氘(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)、氦净化系统(见7.4.5)、氦辅助系统(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)、主氦[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 ⅠGB/T4960.2—2023