ICS 27.120 CCS F 04 GB 中华人民共和国国家标准 GB/T 4960.2-2023 代替GB/T 4960.2-1996 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 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
GB/T 4960.2-2023 目 次 前言 引言 1范围 2规范性引用文件 3反应堆堆型 4反应堆本体 5反应堆物理 6反应堆热工 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高温气冷雎 31 8调试与运行 9核安全 98 参考文献 40 索引
GB/T 4960.2-2023 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/T4960.32010）； 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：核仅器仪表（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： 增加了超高温气冷维（见3.26）、小型模块化[反应]维（见3.27）、石墨[慢化]堆（见3.28）、超临 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）、碰撞儿率法（见5.54）、穿透儿率法（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）、平衡氯（见5.107）、最大氯（见5.108）、平衡（见5.109）、最大（见 5.110）、轴向功率偏移（见5.111）、输向功率偏差（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）、钢系元素（见5.117）、次钢系元素（见5.118）、超轴元素 （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）、核焙升热 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）、应急硼注人系统（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）、钻 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 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）、主氮[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（高温气冷维）（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/T 4960.2-2023 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）、注人阶段（压水堆）（见1996年版的 6.21）、再滥水阶段（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（压水维）（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、张学罐、李晗、郝晓雨、陈树明、卢忠斌、 何虹、代前进、谭军、韩静、毕光文、肖会文.
本文件于1996年首次发布，本次为第一次修订.
Ⅱ
