EJ 310-1988 压水堆核电厂工程术语.pdf

1、中华人民共和思核工业部标准压水堆核电广工程术语EJ 310-88 编制本标准的目的是为挠一压1f(f重核电广工程育关名词术语。本标准是参考我凡口！家该安全局itti佳没有T剖枝安全规定、导则在i;Jt！也闷：家（t:jti天,j；）位，综合费国压水堆工程的实践捕割成的。术语中方括号！勺If字为在不i昆涓情况下可省略的字，回括E于内)J习；员用语或替换i司。本标准按汉语拼音字母顺序排列，英文索引见；H录补立问：。A 001 安全重要锦项items important to safety 邑插下列各项ga. 其误动作或故障可能出广区人员（周围公众受到过茧的照射的构筑物、系统相部件。.t，中1f-牛

2、忡毛hc( ，.忡，11、于j芷右；I主民血的t主制f0 058 电离辐射谱spcctrnm of an ionizing radiation 通常指；fl兰的牺肘且直立值随能；茧的分布，例如粒子发射率与投射拉子fi_.jl的关系。059 电气贯穿件electrical penetration assemb_ly 能也使寻找穿安全元，并保持安全壳压力屏障完整性的装置。060 碟形芯块dii;hedpc llct 4 EJ 310-88 端部带有浅喋，形的燃：阱芯块，用以补偿燃料性的抽向膨胀。061 停增础浓度shutdownboron concentration 在使咱可艳丽控制的反应堆中，当

3、所有控制悖坦！中全部插入堆芯时，位反应堆具有给定的停堆深度所需，的拥改皮e062 停堆深庭shutdownmargin 反应堆处于次l商界状态偏离临界的程度。通常用负反应性量来表示。063 停堆冷却系统shutdowncooling system 将反应堆从热伴lfE状态冷却到i令仔堆状态过程中，从反应堆冷却剂系统导出剧余热翻衰变热的所有系统的总称，官包括汽轮饥；琵碎、；在汽发尘器、羔；flf大气、辅助结，1f(系玩及余热排出系统等。064单故障singlefailure 使某个部F不能执行其预定完全功能的随机故降。由某个单一随机：-!JI于引忌的所白滥发性故障均视为该故障的组成部分。065

4、堆肉构件reactor internals 反应堆压力容器内除j,抖组件和H常年！相夫组ff：以外的所有其它结构件。066 堆芯吊篮core barrel 反应堆内盛放堆芯的Hht兰的田间。067 堆芯测量费置incore instrumentation 用于测量推芯中子jfil量？吉f戈:f祝（或）;I住芯j凡）立；：，(i目的装置。068 堆芯上部支承掏牛upper core support structures 位于堆芯上部，用于压紧和精确定市：燃抖组件，为控制律组件提供导向，为堆；测母仪麦提供支承和导向（IJ刚性结向件。069 多样性diversity为提高系统和部作的可.W；性而多；

5、在过咒系统或部f!f，并使多；:m:设宜的系统豆豆部！于在功能上相同Pf旦结向原理成制造厂家科网，以防止共同失坟。070多重性冗余憧redundancy 多个装置完成一个装置的功能贝使任一个或规定的最大致目装置的故障不会引；坦该功能失效。071 多重虞冗余虞redundancy 为完成同一个功能而多重设置的系统或部件浅。072 底岩base rock 充分固培的地质层P对于地震波的传播街i反应来说p它可以被认为是匀质的。E 073 二次中子漂secondary source 在反应堆中经过短期辅照后tu放中子，从而可在该反r.J往中使用的中子眼。074 二次安全壳secondary conta

6、inment 双层去全壳始向的外层元i卒，主要捉民外部1.fI:的防护，并起生物屏蔽体的作朋，一般采用钢店i昆凝土壳。075 二次Y射线secondary amma-r.ly ;i EJ 310 88 停在Y射线capture gamma-ray 材料吸收热中子或超热中子后产生的y射线F 076 庭提backwashing用水或气体对持脂床、过谴器进行反向冲洗或吹洗，以松动床内将脂，消除树指t或谴芯上积聚的藏拉状杂质。077 反应堆模拙机reactorsimulator 利用数学模型的相似性，对反应堆动态过程、行为、品质进行研究或培训运行人员的装置078 反应堆启动reactor start

7、up 通过一系列操作，使停闭状态下的反应堆达到！自界079 反应谱responsespectrum 表示组报子最大反应j的曲线，每个振子都是单自由度的而且阻尼是固定的当摄子承受在支座处输入的振动时，其最大反应为其振子频t的函致080 反应谱分析选re叩onsespectrttm analysis method 直接以反应谱计算技型最大反应的动力分析方法081 反应堆冷却剂泵主泵reactor coolant p11mp 一次冷却剂系统中，肝以强制措环一吹冷却剂的泵082 反应堆冷却剂管道主营造reactor coolant piping 循环次冷却剂的管道083 反应堆整体屏慧bu 1 k s

8、h ie tdi n& 用屏蔽材料把反应堆及其组成部分全部包围在J起的屏蔽型式084 C乏燃料遗输容器shipping Casie 把乏燃料运出电广所使用的容器085 挝射性废物处置rad嘀actedisposal 各种形态的放射性废物，经工艺处理后排入大气、排到河流或海洋、掩埋的最终处置086 垃射性活度的约定真值Co盯entionallytrue activity 标定仪器用的辐射源的真正活度的最佳估算值该值和它的不确定性必须由吹级标准洒在韧级标准据确定，或者由一台已按次级标准源或切缀标准源使准过的参考仪将确定087 放射幢楼素输远transport放射性接素在学一环堤介质中的移动，例如在

9、大气中的弥散9088 放射性核素转移transit ion 放射性核亲从一个环境介质向另一个环境介贵的移动。89 防火fire protection 核电广对火灾预防、火险分析、火警预报、早期探测、及时扑灭和！减轻火灾后果的能力090 防火完整性fire integrity 掬筑勘组成单元前防火能力，当其一倒承受火灾作用时P阻止火焰和梢，骂的气体穿透或防止来着火的侧严生火焰。091 防火屏陆firebarrier 局部的戎资体的用于限制火灾后果的结同屏障。6 EJ 310-88 092飞射窃missile 具宇动能而且已离开其设计位置的罚体093 非隐动部件passive component

10、此类部件内无运动部分，在执行其功连中仅承受压力、温度或流体流量的变化此外，以不可边的动作或变也为基础，其功能叉嵌其可靠的某些部件也可以自入中类如热交换器、管道、容器、电辑刊悔筑钩094 沸蹲过渡boilingtransition 从；包核；弗吉事状态转变到嚷态沸腾状态的过程095 沸腾危机（烧噩boiling crisis 在欠热区域民含汽区的偏离；包核沸路（DNB) ff!在高含汽区的干洒的绕沫。096 重用水reusedwater 过射住在水运处理，其投射性活吃降低到在许值后，重复使用抽水097 凤隐患rislt 导致放射监f7丁贵得放的待宅事件极率与该事件剖放射后果的乘识。093 辐射监

11、量管rid i也tionsurvci l lance Capsule .:i:E主主主二力7.1其主口：2烹可王三，宝压力，：；王久了7：否有i:j王：主土LL099 辐射场radiation fie Id 具育电离丰富钳去J区域。100 辐熏生长irr且diationgrowth 第付在中子稽，可理下P嗦子育；人六角晶抱f均基西向世面迂侈的切向，从而使某一方向的咫寸增加拍现象101 辐照绷蛮irradiationoreep 材拉；因j辐射吁：主生吉它缉变3102 C辐射J盒物损伤biologicaldamage 生物体内由辐射引起的损伤。103峰懂地面加速虞peak ground accel

12、eration 厂址设计反应i营中ff!：于零司期f古力n；宝度值p该值对所有阻尼值都桶同p并主革于广址所规定的最大地面切速变可恨捂地建震级及厂址的震源距用确定论或概率i仓方法确定104 辅助结水系统auxiliary feed water system 应急给水系统emergency feed water system 在蒸汽支生怒主给水系统失过时，供水到革汽发生嚣的系统。有的作为启动、停堆给水系绕105 负波动outsurge 由于反旦堆和一回路内一次冷却坷的收缩F隐居器内的水通过波动管流向一回路和堆芯的过程。G 100 高姐垃子空气过：是嚣high ofe:iency p:irt1Cul

13、ate air filter ( HEPAF) 一附录；可逗i主4；念f1、安、干式的、用后即废弃的过墟器。这伸过滤I?由于波中极高，何时也称；2：可：Li正J器或远离；次过边器1 07 7葛性提燃得hih performance fuel 7 EJ 310-88 抗芯块一包壳相互作用提力强且比燃陆市的技燃料。108 高能流体系统highenergy fluid system 在电厂正常运行工况期间，流体最高运行温度超过100。C和或最高运行压力超过19.6X,10Pa的流体系统。109格架栅元ce I of the grid 是位恪架中对应予一个燃料楝位置的学元。110隔热块insulato

14、rpoelet 燃；同律中坟置在i呢？在上下端毡陌细作用的才在；燃将芯块，一般由三氧化二铝制成111 工程热点嗖子engineering hot point factor 由于燃f元件、燃：问芯决直在、峦ifl:l宫j尾Pt等的树造偏差对热点热流密町的不幸lj影响的亲毁。112 工程热通道因子engineering hot channe I factor 由于性刊元伟、燃机，古块、密l立和lIf J.i主茸的加工；Mi左偏差，下空院流适再分配，流量交混有1旁流等带来的对热Jli益；热流密度的不手lj；在响的系教113 功率渍量比po-.ver-flow ratio 1.Ef雯芯中给出！工Ip慧

15、与冷却吁：吃弓之比3114 固体撞伤处理系统solid was1e processing system 对放射性j交树腊、骂；皮、过滤器芯子及其它可压缩有1不可压缩的放射性囚体废；均分别进行收袋、存放、罔化、厄瑞f口幸亏阳i、i处理系笼。115 园也sol idify 1等液体、泥浆等放射性废：战j转化为具有一定体现、形状和Lt、定界面的团体的方法。116 曾遭甩动pipe whip 管道破裂后，在破裂我荷作用节该管道发生的失去控制的运动。117 曾遭破损排除区pipe break exclusion region 满足有关设计1求Tlii可以假设不会发生背道破损的区域。如安全壳贯穿隔离区的管

16、道。118 曾遭破损piping failure 管道失去压力边界的元整性，包括管道破裂和1穿透管堕的泄涌裂缝。119 惯性流量tow coast-down 在主泵电机i析电后，辑：主泵讥组l：1!1部分布！寸欠冷却剂的惯性能量米维tillJ流量，120 规定限值prescribed limits 由国家核安全部门确定或认可的限值。121 过剩下泄excessJetdowtt 反应堆卫人冷志到热态的启动过程中，由于一次玲却if!J迅建膨胀而米不及由正常下泄排出的那部分水体秧，它们必须由过剩下油管泄出的现束H 122 耗蚀wasage 蒸汽发t？， f专；！：11在淤渣巾所产！二强烈！而周那何蚀

17、123 核安全功能nuclear safety func,tion 为了技安全必须完成的tfJt功虑，这些功能保1几 J 510-88 a.维持反应堆冷却剂压力边界斗完主；主；b.反应堆停堆初撞持其停堆状态的fi力zc.防止和改轻由于电广工况引：2叮厂外潜在组照在功的信力。124 攘安全检查nuclearsafety inspection 由国家核安全部门或其ft麦在审批过程中所进行巾垃验、观察、罚里或试验。以侄证！材料、部件、系统、构筑切以及运行活动、过理、程序何人员资f昌等；r合预定求。125 棋供汽系统核菇汽供应系统）nuc !ear steam suppy system ( NSSS)

18、 包括反应堆、主豆、蒸汽支生鄂、ff.器及主t?i呈二旦成的一次冷却充lj系统以及为地持其正常运行和保证其事故安全灼所宵辅助芽、注：2总称。126核岛nuclear island 包捂怯供汽系挠及其商己套没垃于nfXti盲岛i圭J与以及；夫厂127 镀热点囡子nuc !ear hot spot factor 热点和热流密度与堆芯平均热$.密度之比128 核热溃密庄园子nuclear hot channel factor 热通道的输向平均热玄主与土重芯平均1,ft:L；主：！江比惧。129 穰设备疏术和排气系统nuclear component drain and vent system 吹凭；

19、？去万！）；雯雯句：2茫寻！才可片气与T.：天.-:;:. ，：川: l ：j, 130 穰电广运行管理者plant management 由核电广营运单忱或其主管部门歪ff斗负责J旨；军战电厂运行，并承担直接安全责任的人员或到织。131 合理可行尽量低aslow as reasonably achievable ( ALARA) 在辐射防护中，根据对技术、经济刊让全等因素的综合考虑p将辆肘！m身J;,r.战至可合理达到的最低水平4132滑速比slip riatio 在两用流通道中，某一截面上？气相）ilil)过与；：E；阳速度之比。133缰冲段dashpotsection 控制烽导向营缩颈区

20、和以下的能对控制！在筑件起水力缓冲作用的管段。134 组冲落橡时间dashpotdrop time 控制体从导向管水力装冲口降洛到i作；底部所帘的时间，135 换料水池refueling pool 汗放堆内构件并选行换料操作的71-:池4136 换料水贮存辖refueling water tank 在放含湖水的消子。换件ilJ用丰富中的水充满换科水池，换件后再打回筒中市肢。同时可作为应急堆芯冷却系统的水源。137 环向破裂circumferentialbreak 营造沿环向茹苦壁一周完全裂开Pf!l fr ill! i斤lJiX;两段。138 火荷载fire load 空间包括峰、在；峰、；忠

21、民币1天fr.缸由于1ITi）内所含可；憔彷忏的发苦拢。139 无理性转变温度捣性搜查温度nil-ductility transition temperature 在低于某一注：tfl才P恫讨波！听1万没Ntz形p而且也恰*1l;(f旦w拐过过？啦！专吃力区！专碍。9 EJ 310-88 J 140 结梅反应structural response 结构在外商载作用下所产生的应力、变形、加速度、振动频率等的总称141 机组广用蛮压器unit auxiliary transformer 高压倒接到主发电机输出回路上通常从主变压器体压倒引出，其输出电力专供厂用负荷的降压变压器。142 急性排放acu

22、tedischarge ；注射性在3质在适时期内与一年栩比）向环境的恃坡，这种排放可能和一次事佯育关，也可立:fn一系列！在那；J.ft ff夫143 茎岩bedrock l飞岩上茧的最主要的牢固！也团结的地安层，它的力学性能不同于复盖层，而且是匀质的丑辛，基岩约剪切注速大于700m/s。144 极限分析limit analysis 安弹望在理论对结同郑fiff:琅承载能力的分衍。1 j 主主古q.11 lifiCa！伽i3司t.? ts 为了；2定对钩项所E寻求构性范和保证技术说明书的要求所进行的试验。146 监查audit:a过对客现i!Et苦的调查、位查7日评价，为耳稳定所制订的程序、指

23、令或ill可i书、技术条件、咀理、怀；庄、行玫管理汁！Jj立运行大纲及其他文件是否齐全适用，是否得到切实退守以及实施效果如何而进行的审核并提出书画报告的工作J147 检查inspection 通过i生娃、现察或汩If量等手段，确定书才抖、零件、部件、系统、构.9t吻以及工fll操作程序是否得合预定质量要求的各部质量控制活动。148检验examination检查工作的一部分，包括对，时料、部件、供应品或服务事项进行调查p在只1在这神调查，镜能归j旷（f:fll是否得合现定的要求149 建造constuction 包括出电厂部！中的制造刊装配、土建t:li工、Jill件于日设备的安装以及有关试验的

24、整个过程。150 支混翼mixing vane 设置在定位恪架上边缘的用于增加一次冷却剂交i昆的结构件。151 接管环段nozzle shell course 反应堆压力容器简体迸出口接管所在的环段。152 浸出率leaching rate 放射民国1t.体与；j(接触时，在单位时间内p单位体积的困化体中枚射性快京酌浸出罩。153 3或容园子volume reduct ion factor 放射出废f好处理过程中，放时性质何容积减少量与原窑量之比。154净正吸人E头net-positive suction head ( NPSH) 离心哀叹入口处研蛋，求的一定的正压力，以限iiE哀运行时;m:

25、体不汽侣，并（一定的活在压头。155 J型莹给水坪feed water ring with J-tube l IJ EJ 310-38 在蒸汽发生器内上部，侈l斗是许多J型小营p用以保证给水环营中永远充满；.r可避免产生水锤现主K 156 开式通道open channel 堆芯中流体间产生质量、动茧和热量迁移的通道。L57 可接受的限值acceptablelimits 可以被国家技安全部门接受的限值。158 可靠度reliability某一设备、系统或装置在规定的运行条件下和现泛的时间内拮Ji:W刊地执行其预定功能的概率。159 可拆式燃料组件reconstituentassembly 上下皆

26、座可以拆卸，允许重新组装的燃抖组件。160 可结修性maintainability 在规远条件下使用的产品在规定的内时间，按规定的程序刊方法进行结结对，操持或恢复到能完成规启功；jJ能力。161 可维恪虔maintainability在规定条件下使用的产品在规定的时间内F按规定的程序刊方让进行维修时，但持或恢复到规定功能收态的概率。162 空泡份额void fraction 在两相流通道中的某一哉面上汽体占i昆合物的体积份额。163 控制捧导向曾contro I rod guide tube 边；民在；樵科组件中为控制降运动提供导向和提i中的管件。164 C控制橡导向商guide tube 为

27、撞制棒3且作提供导向于n保护p是唯芯上部主；承构件的组成部分，185 控制律驱动线control rod drive 1 ine 反应堆中进行轴向运动的应制样坦件阳为其仨供驱动、引导及装；巾的所育部件，166 控制梅咬量bite 保持一个最低的反应性变他率所需控制棒的最小抒入量。167 控部组伴抽揭机rodCluster control changing fixture 换和；时，倒换控制组件及其他燃料相关组件的设备。168 控制通道cotro 1 chann e 1 为了完成某个控制作用所需的全部洁、那俘的组合。1G9 快速投入电路irnmed iate access circuit 在失水

28、事故后的几妙钟内出广外输电线路向广用安全电力系统提供电力的电路170 快速落捧时间seramtime 控i创悖从其最高，fZ靠主力E辛苦王lj控制fl=f I句古水力结；1户口！开市的时间。L 171 冷段cold lei It EJ, 310-83, 从主泵出口剖反应堆压力容器入口的管段172 llr&界捧位critical position of control rod 反应堆处于l临界J民态时控制体在堆芯内的位置173 临界监测仪erit ica Ii ty monitor 用于训呈，友征可能发生（1(1国界寻f.的仪表，当测量值达到顶5E值时发出啻报。174 JI;每界流critica

29、lity flow m体在某一出口殷商处的流速事于该处的泪度和压力下的声速时，其质量流量达到最大缸，背压进一步降低也不会位质量流量增加，也不会使出口址的压力降低的流动175 !lai弄确浓匮criticalboron concentration 在使用可洛阳控制的反应堆中p当，Jr有控制悸组件全部提出Jfil芯ft.t，可使反应堆娃子临界状态的删改度。176 临时吸收体tempor iry absorber 在反应堆安装、调试戎试验等过程中为保证堆；i1脂男安全或试验而临时加入的中子吸收体177 落捶rod drop 控制摔在主力；I入准芯底部的过程。178 落悼时间drop time 控制悴

30、组件从其道尚位；王$ill力降1寄到i使芯！底部所需的时间。它包括快速传悻时间稍缓冲搭悻时间。179 流JSt振动lowinduced vibration 流体流动引起的结构却件的振动。180 脉冲电离室Pu Ise ionization chamber 如t用作脉冲探测器的电离室。对应予每个被探削的电离粒子产生一个脉冲。181 慢化剂空泡系统moderatorvoid coefficient 惶化知j内的空；包体m变ft百分之一所引起的反应性变化。182 慢化剂温度系数moderator temperature coefficient 慢化剂的温度变化1。C引起的反哎性变化。183 慢化剂压

31、力系黠.moderator pressure coetficient 慢化剂单位庄力的变化听引起的反应性变化。184 理性fretting相接她的两金属麦丽的界面上，由于两麦商间轻敌摄功嚷擦刊！商由而造珑的金属损失。N 185 能动珩层capable tau It 在；也表或近j也瓷缸可能产生相对E移的断层。186 摇动部件active component 依ii?;YJt友、机愤运动戎：J1j湖等外币渝入而动作、因而馆主动地r由J(-.t己可工作过程的部作如哀、风饥、结rli持Ti！晶体n等，187 能遭沉引energydeposition l.? EJ 310-88 致电离粒子授予体职元内

32、单住质豆i；韧质的能埠。188 耐火稳寇性fire stability 承重的或非承重的建筑结向问件在着火时防止倒塌的能力。189 耐火能力file res I stance 建筑结构构件在规定的时间泣围内保持必骂的l耐火隐定性、防火元生在性和（或热ts级隘的能力。190耐火试验firercsista nee test 建筑结构构作为维持指定时间内所规定的必要的火毡定性、防火完整11tn（或热绝综合旨力历边行的试验。191 绵园子concentration f acor 浓缩后和i浓缩前潜ilt浓度之比。192 浓集因子concentrationfactor 某一种放射性核亲在生物体内初Jt,

33、所在环境介质如海水中的浓度比。p 193 喷放阶段blowdownphase 失；j(事故时，水、汽及其i昆合物通过破口向外喷射，反应堆内不断汽化和本位降低的阶段194 础回收系统boronrecycle system 用燕7之千百离子交换的方法处理一次冷却齐lj;J手回t浓硝酸的系统。195 平面嚣plane source 从两继麦丽发出辐射的源，源强单位是位于厘米.秒I或MeV0cm-1s-1196 屏黯发热shield heating 中子或Y射线与屏蔽付和lii原子核发生碰撞时损主亘古能量，被屏准材和股t币，发JM1现；泣。197 碰撞通量密度Collided flux 辐射在介原中经

34、过一次就多次碰撞后单位时间内进入以主问某点为中心的江当小球体的控子组除以改球体的最大截面积所悍的商。198 破损栓测J干哩茜童dry sipping facility 用抽气取样的方法米检测燃料组问：破损的专用设品。199 破损检测湿嘎装置wet sipping facility 用抽水取样的方法来检测燃料组件破损的专用设备Q 200 区域reg ion 包括厂区及其周围地带在内的一入地理区域。这个区域要大到足以把与某一现象有关的或某一特定事！中影响所及的所有特征古J包含在内。201 气体废物处理系统Saswaste processing system 对放射性气体庇妨逝行t荣、贮汗、衰变、吸

35、附在1过嚣的系统。使其放射注目.l降低到；R.寇的水平，通过iii风烟囱排放到大气。202气)3肢aerosol宝气中的用相或i夜，阳徽小位于悬浮休，粒子立径在特性尺寸从l0 0 m到0.1 m立豆13 EJ 310-88 小些203氢提hydrogenembritt lement 原子氢彦远入金属内币，生成脆性氢化驹，阵！民金属型性的现象。204 氢化窃取向国子ehydride orientation factor 对某一确定的应查面秧，主王记韧取向在某一角：i范围内的条致与总条主立之比205 驱动机构耐压壳pressure ho us ins 拴制体驱动机构中承受反应堆冷却开压力的省封寄器

36、。官fh；密封元fn驱动轴行程套背两部分组成206 瞌动轴行程套曾driverod travel housing 控制棒驱动饥向iiiH压壳的一部分，为驱动铀提供行程空间的耐压营。207 驱动轴组件drive rod assembly 实现提升、下降控制M组件的主部！中之一，主体部分带有环向沟槽，可和l均爪配合，实现上升、下降动作，下端了J可拆接头位制降1且件连接。208 去浮嚣skimmer 乏燃料贮存;Jz池中用于消除汉t去illT.f:!.：浮韧的装置。209 金挥发处理all-volatile treatment (AVT) 在：1也厂二i马.： ;:1 ; . J；二；、：4再也i支

37、寻挥ii.i立过注2与民的边三：1。210 缺氧oxygenstarnat io巳在燃料梅内部，由于氧去快地丰ll包壳内麦丽：t成氧化的使氧含量或少，了f缺陷均氧化膜得不到怯萃，仗f包壳宵可能发生严重吸组的现象。R 211 燃料柱fue1 stack 燃；块在包壳管内排列在一起所形成的长园柱。212 燃料遥输通道fueltransfer tube 连在燃忏厂房在i贯穿安全壳的钢制通道，用于运送燃忏组件及其附关r日J件。213黠将芯块：再定位relocation 燃）.；芯块在辐照切期约于辍！党及热作用产生开裂而重新走泣的现京3214 燃抖相关组牛fue I asscciatce assembl

38、y 直接与燃抖丑件相关的控制恪坦仲、中子；在组件、可燃毒白过件fl1阻力婆坦！中的总称。215 燃精装卸和贮存系统fuelhandling and storage system 核电厂中用于接纳新燃！，。、对莉；然ih丘行使用前：泣查和：贮存、：Tr燃忏入:H,E、乏燃料出堆及燃抖坦件在堆芯中3位置倒换、乏；抖的贮存Fil检查、乏燃料装运出广、已辐；咂燃料组件的检查和修理等项操作的一系列设备和装置。216 燃抖组牛：骨架豆kdetonframe飞飞由组件J崎毡：店、控制仰导向包二、是也格架和下音座所构成的组件，217 路将错位事故f.uelmisponing accident 燃n日牛在J使芯

39、内（！If纯情可能影响反应堆安全的事故a218 滋抖萄定比功率rated fuel po A er 在古IE罗J卒于单位休职或单位民盎）J. H所产生的：:;/JZ挥H J5 248 111 116 118 L:i 130 113 232 047 120 205 254 265 032 180 Olt 145 2g3 294 09齿。85118 025 082 08 L IMS 077 OIS OU 159 27 EJ 310-83 序号英文名称词条号22!t reccvery of critical 289 229 redundancy 070、071230 reference piant

40、033 231 ref lood in8 phase 279 232 refue lin8 poo I 135 233 refueling water tank 138 234 ro8ion 200 235 reliability 158 236 re lo cat ion 213 237 residua I heat 271 238 response spectrum OT 239 response spectrum aRa lysis 080 240 reused water 096 241 rid iat ion surveillance capsule 098 242 risk 097

41、 243 rod bank over lap 017 244 rod cluster contro I chanlinS 187 24S rod drop 111 246 rod ejection 0- 247 safe analysis report (SAR) 005 248 safe end 003 249 11afe shutdown earthquak (SSE) 00, 250 safety class Sif i cat ton 005 251 safety Suide ooz 252 safety limits 012 253 safety va Ive OU 26( !lrr

42、am time 110 255 sernbbinS column 2 1 26 ；eondary containment 01, 261 ”“nday Sammaray075 258 啕secon.dazysource 073 269 seiamic analysis 055 21i0 seismoteotionie province 054 2il se 1-Senerated plutonium recycle 28 282 self powered neutron detector :102 263 semi-inifinit Ol5 264 shie Id heat ins 1116

43、265 shipping cask 。84tas short contro 1 rod 05i 28 EJ 310-U 序号英文名称词条号267 shutdown boron concentration QU HS shutdown coo Ung system 063 26 shutdown marsin 。画2270 sins le failure 064 271 site 035 272 site personnel 36 273 sit ins 038 214 ske le tom framework 216 275 skimmer 208 276 slip ratio 13! 277

44、 snubber 305 278 so lid waste process ins system 114 27Q solidifY 11吕sosp,!ctrum oi an ionizing radiation u.:id 281 steam generator 281 282 1t eppin& sequece 030 283 steppini test 029 284 structural responu 140 285 sump 010 286 supplementary control points 268 287 support column 304 288 surge line 。

45、20289 temporiry absorber 176 290 texture 297 21H thimble plug assembly flow restrictor 306 292 three-zone cycl ins 232 293 time history analysis method 246 294 total power inhomoleneous coelficint 292 295 transition 088 296 transport 087 2g7 ultimate heat sink 310 2U uncollided flux densi仔256 2i;g u

46、ninterruptable power supply (UPS) 026 30,0 unit auxiliary transformer 141 301 Upper core support structures 068 302 vital power supply 290 303 void fr act ion 162 304 volume control tank 230 305 volume reduction factor 133 29 EJ 310-88 序号英文名称306 was.tage 3(7 wat er-l inc .attack 308 wet layup 309 wet sipping facility 310 Zr-I in er fuel rod 附加说明ay挥际准由按工业部核电周七冒出。本标准白棋工业部标准化研究所、一院、二院和I二海族工程研究设计院负责毡草。本标准主要起草人B玉梅虫、尹耀章，、l汤应生、方庆贤3 词条号122 250 283 lH U