核科学技术术语 第2部分：裂变反应堆（GBT 4960.2-1996）.pdf

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1、核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）1主题内容与适用范围 本标准规定了裂变反应堆领域有关的术语及其定义。本标准适用于裂变反应堆领域内编制标准，编写标准和技术文件，翻译文献及国内国际技术交流等。2 反应堆堆型 2.1(核)反应堆(n u c l e a r)r e a c

2、 t o r 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。注：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应租盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。本标准中，反应堆系指裂变反应堆。2.2 动力(反应)堆p o w e r r e a c t o r 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。2.3供热(反应)堆h e a t i n g r e a c t o r 用于向居民和或)工业设施等供热的反应堆。2.4研究(反应)堆r e s e a r c h r e a c t o r 主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：a.高通量反应堆；b.脉冲反应堆；c.材料试验反应堆；d.零功率反应堆。2.

3、5生产(反应)堆p r o d u c t i o n r e a c t o r 主要用于生产易裂变材料的反应堆。除另有说明外，通常指生产怀的反应堆。2.6 增殖(反应)堆b r e e d e r r e a c t o r 转换比大于1的反应堆。2.7 空间反应堆s p a c e r e a c t o r 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。2.8 微型中子源反应堆m i n i a t u r e n e u t r o n s o u r c e r e a c t o r 用高浓金属铀作燃料元件，金属铁作反射层.轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源

4、用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。页面 1/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 2.9零功率(反应)堆z e r o-p o w e r r e a c t o r；z e r o-e n e r g y r e a c t o r 临界装置c r i t i c a l a s s e m b l

5、y 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。2.10 脉冲(反应)堆p u l s e d r e a c t o r 用于产生短持续时间强中子脉冲的反应堆。2.11实验(反应)堆e x p e r i m e n t a l r e a c t o r 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。2.12 示范(反应)堆d e m o n s t r a t i o n r e a c t o r 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。2.13 原型(反应)堆p r o t o t y p e r e a c t

6、o r 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。2.14商用(反应)堆c o m m e r c i a l r e a c t o r 用于商业目的(如供电、供热、海水淡化等)的反应堆。一般说，商用堆是技术上比较成熟的反应堆。2.15重水(反应)堆h e a v y-w a t e r r e a c t o r(H W R)以重水(D SO)作慢化剂的反应堆。2.16 轻水(反应)堆l i g h t-w a t e r r e a c t o r (LW R)以水或汽水混合物作反应堆冷却剂和慢化剂的反应堆。2.17 沸水(反应)堆b o i

7、l i n g w a t e r r e a c t o r (BW R)主要通过反应堆冷却剂(水)的汽化导出堆内释热的反应堆。2.18 压水(反应)堆p r e s s u r i z e d w a t e r r e a c t o r (PW R)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。2.19压力管式(反应)堆p r e s s u r e t u b e r e a c t o r(PT R)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。2.2 0 游泳池(反应)堆s w i m m i n g p o o l r e a c t o r 燃料元件浸在水

8、池中而水既作慢化剂也作冷却剂和生物屏蔽用的反应堆。2.2 1液态金属冷却(反应)堆l i q u i d m e t a l c o o l e d r e a c t o r 以液态金属作反应堆冷却剂的反应堆。2.2 2 气冷(反应)堆g a s-c o o l e d r e a c t o r (G CR)页面 2 /2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u

9、 a n.c o m 以气体作反应堆冷却剂的反应堆。2.2 3高通量(反应)堆h i g h-f l u x r e a c t o r 通常指热中子通量密度大于 10 14c m-2 s-1的反应堆。2.2 4一体化(反应)堆i n t e g r a l r e a c t o r 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。2.2 5高温气冷(反应)堆h i g h-t e m p e r a t u r e g a s-c o o l e d r e a c t o r(H T G R)采用包覆颗粒燃料，石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，惰性气体作为反应堆冷却剂，

10、且出口温度高的反应堆。3反应堆本体及物理、热工 3.1物项i t e m 材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件的通称。3.2 反应堆容器r e a c t o r v e s s e l 包容反应堆堆芯的主容器。3.3反应堆压力容器r e a c t o r p r e s s u r e v e s s e l (RPV)承受一定运行压力的反应堆容器。3.4排管容器c a l a n d r i a 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应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。3.5(反应堆)堆芯(r e a c t o r)c o

11、r e 反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。3.6 转换区b l a n k e t 为转换目的而在堆芯周围或内部放置可转换材料的区域。3.7 再生区；增殖区b r e e d i n g r e g i o n 增殖堆中放置可转换材料的区域。3.8 熔化堆芯收集器m e l t i n g c o r e c a t c h e r 用于某些反应堆的一种专设安全装置。它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。3.9燃料元件f u e l e l e m e n t 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，它的具体形状有棒状、板状和球状等。3.10

12、燃料组件f u e l a s s e m b l y 页面 3/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 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。3.11增殖元件b r e e d e r e l e m e n t 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。3.12 增殖组件b r e e d e r a s

13、 s e m b l y 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。3.13燃料相关组件f u e l a s s o c i a t e d a s s e m b l y 控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的统称。3.14控制棒c o n t r o l r o d 反应堆内用于控制反应性的可动部件，有时也叫控制棒组件。3.15调节棒r e g u l a t i n g r o d 用于微调或精调反应性的可动部件。3.16 补偿棒s h i m r o d 补偿反应性和中子通量密度分布的长期变化的可动部件。3.17 安全棒s a f e t y r o d

14、 为紧急停堆提供负反应性贮备的控制棒。3.18 阻力塞组件t h i m b l e p l u g a s s e m b l y 在不播控制棒、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。3.19可燃毒物组件b u r n a b l e p o i s o n a s s e m b l y 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。3.2 0 中子源n e u t r o n s o u r c e 能发射中子的装置或物质。3.2 1启动中子源n e u t r o n s o u r c e 反应堆由次临界向临界接近的过程中，为了增加中子通量密度使之易于测

15、量而置于堆内的中子源。3.2 2 中子源组件n e u t r o n s o u r c e a s s e m b l y 在反应堆堆芯中用于直接或经辐照后发射中子的组件 3.2 3堆内构件r e a c t o r i n t e r n a l s 在反应堆容器内，除燃料组件、燃料相关组件及增殖组件以外的所有其他构件的统称。3.2 4堆芯栅板c o r e g r i d 页面 4/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t

16、 m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 位于堆芯端部，使燃料组件和堆内中子探测器定位的栅板。常分为堆芯上栅板和堆芯下栅板。3.2 5反应堆栅格r e a c t o r l a t t i c e 在非均匀堆中，按照某种有规则的图形布置的燃料和其他材料的阵列。3.2 6 栅元c e l l 反应堆各栅格中具有相同材料组成和几何形状的单元。3.2 7(堆芯)吊篮(c o r e)b a r r e l 反应堆内盛放堆芯的带法兰的圆筒。3.2 8 中子屏蔽体n e u t r o n s h i e l d p a d s 为减少从堆芯到反应堆容器

17、内壁局部区域的快中子和Y射线辐射而设置的屏蔽体口。3.2 9 控制棒驱动机构 c o n t r o l r o d d r i v e m e c h a n i s m (CRD M)升降或保持控制棒在一定位置用以实现反应堆启动、反应堆功率调节或停堆的装置。3.30 控制棒导向管c o n t r o l r o d g u i d e t u b e 组装在燃料组件中为控制棒运动提供导向和缓冲的管件。3.31(控制棒驱动机构)耐压壳p r e s s u r e h o u s i n g 控制棒驱动机构中承受反应堆冷却剂压力的密封容器。它由密封壳和驱动轴行程套管两部分组。成 3.32

18、中子吸收体剂n e u t r o n a b s o r b e r 显著地或主要地与中子反应，结果使中子不再呈现为自由粒子且不另外产生中子的材料或物体。3.33可然毒物b u r n a b l e p o i s o n 放入反应堆内通过其逐渐嫩耗来补偿反应性长期缓慢变化的中子吸收体。3.34可溶毒物s o l u b l e p o i s o n 可溶于反应堆冷却剂中的中子吸收剂 3.35慢化剂m o d e r a t o r 通过散射使中子能量降低而无明显俘获的材料 3.36 辐照孔道i r a d i a t i o n c h a n n e l 利用反应堆进行辐照的孔道。3

19、.37 辐照装置i r r a d i a t i o n r i g 利用反应堆进行辐照试验或生产的装置。在进行辐照时该装置装有被辐照材料及测量(或控制)辐照条件的仪器设备。页面 5/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 3.38 反射层r e f l e c t o r 将从堆芯逃脱的中子部分地散射回堆芯的物体。3.39辐照监督管i r

20、 r a d i a t i o n s u r v e i l a n c e c a p s u l e 设置在反应堆容器内，装有与被监督容器材质相同的材料，用以监测辐照对反应堆容器材质影响的承压密封管 3.40 跑兔r a b b i t；s h u t t l e 内装辐照样品的小容器。该容器由气压或液压驱动通过管道由实验室快速送至核反应堆使样品接受辐照，辐照后又迅速返回实验室。3.41一次屏蔽体p r i m a r y s h i e l d 围绕堆芯所设置的屏蔽体，其主要作用是把来自堆本体的辐射在停堆时减弱到检修人员能在其附近进行必要的维修，运行时减弱到与反应堆冷却剂出口母管辐射

21、水平相当，以防止有关设备过度活化。3.42 二次屏蔽体s e c o n d a r y s h i e l d 把一回路有关设备的辐射水平和把贯穿一次屏蔽体后的辐射水平降低到允许水平的屏蔽体。3.43热屏蔽体t h e r m a l s h i e l d 为减少致电离辐射在反应堆外区的发热和减少向外区的传热而设置的屏蔽体。3.44干井d r y-w e l l 安全壳内供事故时从一回路逸出的蒸汽膨胀用的空间。3.45湿井w e t-w e l l 安全壳内贮存冷水和冰，用以冷凝从排放系统逸出的蒸汽的空间。3.46 黑体反应堆技术b l a c k 能够全部吸收某给定能量的入射中子的物体或

22、介质。3.47 灰体反应堆技术g r e y 能够部分吸收某给定能量的入射中子的物体或介质。3.48 转换c o n v e r s i o n 可转换材料向易裂变材料的核变换。3.49转换比c o n v e r s i o n r a t i o 通过转换所产生的易裂变核数与消失的易裂变核数之比。3.50 最初转换比i n i t i a l c o n v e r s i o n r a t i o 反应堆燃料元件还没有明显燃耗时的瞬时转换比 3.51增殖b r e e d i n g 页面 6 /2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：

23、w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 转换比大于1时的转换。3.52 增殖比b r e e d i n g r a t i o 大于1的转换比。3.53链式核裂变反应c h a i n f i s s i o n r e a c t i o n 裂变产生中子，中子又引起裂变，如此反复，使核裂变持续进行的核反应 3.54增殖系数（K)m u l t i p l i c a t i o n f a c t o r；m u l t i

24、 p l i c a t i o n c o n s t a n t 在某一时间间隔内所产生的中子总数(不包括由某些其活度与裂变率无关的中子源所产生的中子)与在同一时间间隔内由吸收和泄漏所损失的中子总数的比值，通常用K 表示。3.6 2 临界c r i t i c a l i t y 能产生链式核反应的介质或系统在其有效增殖系数等于1时所处的状态。3.6 3缓发临界d e l a y e d c r i t i c a l 需要缓发中子参与作用才能达到的临界。3.6 4瞬发临界p r o m p t c r i t i c a l 仅瞬发中子就能使产生链式核反应的介质或系统达到的临界。3.6

25、5临界尺寸c r i t i c a l s i z e 具有给定几何布置与材料组成的堆芯或装置能够达到临界所需的最小尺寸。页面 7 /2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 3.6 6 临界体积c r i t i c a l v o l u m e 与临界尺寸相应的体积。3.6 7 临界质量c r i t i c a l m a s s 具

26、有给定几何布置与材料组成的介质或系统能够达到临界所需的易裂变材料的最小质量。3.6 8 最小临界体积m i n i m u m c r i t i c a l v o l u m e 一个倍增系统，当其组配(材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小体积。3.6 9最小临界质量m i n i m u m c r i t i c a l m a s s 一个倍增系统，当其组配（材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的给定易裂变材料的最小质量。3.7 0 最小无限平板临界厚度m i n i m u m

27、c r i t i c a l i n f i n i t e s l a b d i m e n s i o n 一个无限板状倍增系统，当其组配(材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小厚度。3.7 1最小无限颐柱临界直径m i n i m u m c r i t i c a l i n f i n i t e c y l i n d e r d i a m e t e r 一个无限圆柱状倍增系统，当其组配(材料组成、几何布置、慢化程度、反射介质)在一定范围内作任意变化时能达到临界的含给定易裂变材料的区的最小直径。3.7 2 次临

28、界s u b c r i t i c a l i t y 能产生链式核裂变反应的介质或系统，在其有效增殖系数K e f f 1时所处的状态。3.7 4中子通量密度；中子注量率n e u t r o n f l u x d e n s i t y 单位时间内进入以空间某点为中心的适当小球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商。3.7 5中子数密度n e u t r o n(n u m b e r)d e n s i t y 单位体积内的自由中子数。3.7 6 中子流密度n e u t r o n c u r r e n t d e n s i t y 是一个矢量，它在任何给定表面上的垂直分量等

29、于单位时间内沿该规定方向通过该表面的单位面积的净中子数。3.7 7 中子寿命n e u t r o n l i f e t i m e 在给定介质内中子从产生到由于吸收或泄漏而消失所经历时间的平均值。3.7 8 中子能群n e u t r o n e n e r g y g r o u p 任意选定的能量间隔内的中子组成的群。对每个能群的物理参量可赋予各种有效值来表示该群中子的特征。页面 8 /2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h

30、 t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 3.7 9单群理论o n e-g r o u p t h e o r y 假定所有中子都属于同一能群的中子输运理论。3.8 0 多群模型m u l t i g r o u p m o d e l 将中子按能量分成有限数目群的一种模型。3.8 1多群理论m u l t i g r o u p t h e o r y 应用多群模型的中子输运理论。3.8 2 群分出截面g r o u p r e m o v a l c r o s s s e c t i o n 某一中子能群由于各种相互作用过程使中子由该能

31、群中移出的加权平均截面。3.8 3群截面g r o u p c r o s s s e c t i o n 某个能群的中子加权平均截面。3.8 4外推距离e x t r a p o l a t i o n d i s t a n c e 在单群中子输运理论中，当假定介质边界外的渐近中子通量密度可用与边界内相同的函数表示时，此通量密度在介质边界外达到零的一点到介质边界的距离。3.8 5线性外推距离l i n e a r e x t r a p o l a t i o n d i s t a n c e 在单群中子输运理论中，渐近中子通量密度在边界上的切线延伸到介质外达到零的一点到介质边界的距离。

32、3.8 6 外推边界e x t r a p o l a t e d b o u n d a r y 在装置以外与装置的距离等于外推距离的各点所形成的假想表面。3.8 7 中子扩散n e u t r o n d i f f u s i o n 在某介质内，中子通过相继散射趋向由高密度区迁移至低密度区的现象。3.8 8 扩散理论d i f f u s i o n t h e o r y 根据在均匀介质中中子流密度与中子通量密度的梯度成正比的假定描述中子扩散过程的近似理论。3.8 9扩散方程d i f f u s i o n e q u a t i o n 根据扩散理论描述单能中子扩散过程的偏微分方

33、程。3.90 扩散面积d i f f u s i o n a r e a 在无限均匀介质中热中子从出现点到消失点之间位移均方值的六分之一。3.91扩散长度d i f f u s i o n l e n g t h 扩散面积的平方根值。3.92 徙动面积m i g r a t i o n a r e a 页面 9/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c

34、 o m 中子由裂变能到热能的慢化面积与热中子扩散面积之和。3.93徙动长度m i g r a t i o n l e n g t h 徙动面积的平方根值。3.94斐克定律反应堆物理Fi c k s l a w 描述中子流密度与中子通量密度负梯度成正比的定律。其比例常数是中子通量密度扩散系数。这一定律是扩散理论的基础。3.95慢化m o d e r a t i o n 在无明显俘获的情况下，由散射引起中子能量降低的过程。3.96 慢化比m o d e r a t i n g r a t i o 慢化剂的慢化能力与其热中子宏观吸收截面之比。3.97 欠慢化u n d e r m o d e r

35、a t e d 当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值小于使系统的某个给定参数(例如材料曲率、临界质量等)达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。3.98 过慢化o v e r m o d e r a t e d 当倍增系统的慢化剂对燃料的体积比值大于使系统的某个给定参数(例如材料曲率、临界质量等)达到极值的比值时，该系统所具有的慢化特性。3.99对数能降l e t h a r g y 基准能量与中子能量之比的自然对数。3.10 0 平均对数能降a v e r a g e l o g a r i t h m i c e n e r g y d e c r e m e n t 当中子和某个动能与中

36、子动能相比可以忽略不计的原子核发生弹性碰撞时，每次碰撞使中子能量的自然对数减少的平均值。3.10 1费密年龄理论Fe r m i a g e t h e o r y 其基本假定是中子慢化过程连续和中子空间输运过程可用扩散理论处理的中子慢化理论。页面 10 /2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 3.10 6 不利因子d i s a d v

37、a n t a g e f a c t o r 反应堆姗元内某种材料中的平均中子通量密度与燃料中的平均中子通量密度的比值。3.10 7 通量峰因子f l u x p e a k i n g f a c t o r 局部中子通量密度的最大值与堆芯内中子通量密度平均值的比值。3.10 8 通量阱f l u x t r a p 在欠慢化的堆芯中由慢化剂材料所构成的区域 它能使局部的热中子通量密度升高。3.10 9通量展平f l u x f l a t t e n i n g 通过引进中子吸收剂或改变核姚料浓度等方法 使堆芯内中子通量密度达到近似平坦的分布。3.110 展平区半径f l a t t e

38、 n e d r a d i u s 圆柱形堆芯内中子通量密度展平区域的半径。3.111源区段s o u r c e r a n g e 计数管区段c o u n t e r r a n g e 为了便于测量中子通量密度，需要在堆芯内附加中子源的反应堆的功率范围。3.112 中间区段i n t e r m e d i a t e r a n g e；时1司常数区段t i m e c o n s t a n t r a n g e 页面 11/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.

39、c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 介于源区段与功率区段之间且与它们部分重叠的反应堆功率范围。在此范围内，控制反应堆主要按反应堆周期而不是功率口。3.113功率区段p o w e r r a n g e 反应堆的控制主要依据温度或中子通量密度测量而不是根据周期测量时的反应堆功率范围。3.114运行区段o p e r a t i n g r a n g e 反应堆在稳态条件下运行的反应堆功率范围。3.115反应堆时间常数r e a c t o r t i m e c o n s t a n

40、t 反应堆周期r e a c t o r p e r i o d 反应堆内中子通量密度按指数规律改变e 倍所需要的时间。3.116 倒时方程i n h o u r e q u a t i o n 表示反应堆的反应性与反应堆时间常数关系的方程 3.117 控制棒价值c o n t r o l r o d w o r t h 在给定条件下，将一个完全提出的控制棒全部播入临界的反应堆中所引起的反应性变化。3.118 落棒时间d r o p t i m e 控制棒从其最高位置靠重力降落到堆芯底部所需的时间，它包括快速落棒时间和缓冲落棒时间。3.119快速落棒时间s c r a m t i m e 控制

41、棒从其最高位置靠重力降落到控制棒导向管水力缓冲口所需的时间。3.12 0 缓冲落棒时间d a s h p o t d r o p t i m e 控制棒从导向管水力缓冲口降落到堆芯中规定的最低位置所需的时间。3.12 1临界棒位c r i t i c a l p o s i t i o n o f c o n t r o l r o d 反应堆处于临界状态时控制棒在堆芯内的位置 3.12 2 停堆深度s h u t d o w n m a r g i n 反应堆处于次临界状态偏离临界的程度。通常用负反应性量来表示。3.12 3停堆硼浓度s h u t d o w n b o r o n c o

42、 n c e n t r a t i o n 在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时.使反应堆具有给定的停堆深度所需的硼浓度。3.12 4临界硼浓度c r i t i c a l b o r o n c o n c e n t r a t i o n 在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时，可使反应堆处于临界状态的硼浓度。3.12 5硼当量b o r o n e q u i v a l e n t 页面 12 /2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n

43、.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 反应堆某种材料(特别是燃料)内给定杂质对中子的吸收等价于硼吸收时的假想硼含量。3.12 6 补偿s h i m m i n g 对反应性和中子通量密度分布长期变化的抵偿。3.12 7 化学补偿控制c h e m i c a l s h i m m i n g c o n t r o l 在反应堆冷却剂中或液体慢化剂中加入吸收中子的化学物质(如硼酸)以进行反应性控制的一种方法。3.12 9剩余反应性 e x c e s s r e a c t i v i

44、 t y 在任何时刻通过对控制棒和其他用于控制反应性的毒物的调节所能获得的最大反应性。3.130 后备反应性b u i l t-i n r e a c t i v i t y 冷态干净堆芯的剩余反应性。3.131反应性反馈r e a c t i v i t y f e e d b a c k 由反应性引起的反应堆某些参数(如功率、温度、压力或空泡份额)的变化对反应性的影响。3.132 积分反应性i n t e g r a l r e a c t i v i t y 从堆芯内某规定位置抽出控制棒所引起的反应性变化。3.133微分反应性d i f f e r e n t i a l r e a c

45、 t i v i t y 控制棒移动单位长度所引起的反应性变化。3.134反应性亏损d e f i c i t r e a c t i v i t y 反应堆的状态发生一给定变化所引起的反应性减少。3.135反应性系数r e a c t i v i t y c o e f f i c i e n t 反应堆内某给定参数发生单位变化所引起的反应性的变化。3.136 反应性功率系数p o w e r c o e f f i c i e n t o f r e a c t i v i t y 反应堆热功率发生单位变化所引起的反应性变化。3.137 反应性温度系数t e m p e r a t u r

46、 e c o e f f i c i e n t o f r e a c t i v i t y 反应堆内温度变化1所引起的反应性变化。页面 13/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 3.138 燃料温度系数f u e l t e m p e r a t u r e c o e f f i c i e n t 燃料温度变化1所引起的反应性

47、变化。3.139慢化剂温度系数m o d e r a t o r t e m p e r a t u r e c o e f f i c i e n t 慢化剂的温度变化1所引起的反应性变化。3.140 反应性压力系数p r e s s u r e c o e f f i c i e n t o f r e a c t i v i t y 反应堆内压力发生单位变化所引起的反应性变化。3.141反应性空泡系数v o i d c o e f f i c i e n t o f r e a c t i v i t y 反应堆内某给定部位的空泡份额变化10 0 所引起的反应性变化。3.142(反应堆)

48、热功率t h e r m a l p o w e r(o f a r e a c t o r)反应堆输出的可利用热能所对应的功率。3.143负荷因子l o a d f a c t o r 在给定时间间隔内，电站实际提供的能量与最大功率定值和该时间间隔的乘积的比值。3.144功率密度p o w e r d e n s i t y 单位体积堆芯所产生的热功率 3.145额定功率密度r a t e d p o w e r d e n s i t y 在额定功率下单位体积堆芯所产生的热功率。3.146 功率线密度l i n e a r p o w e r d e n s i t y 单位长度燃料元件产

49、生的热功率。3.147 燃料比功率f u e l s p e c i f i c p o w e r 堆芯内单位质量核燃料所产生的热功率。3.148 反应堆功率剧增p o w e r e x c u r s i o n；r e a c t o r e x c u r s i o n 反应堆功率超过正常运行水平的迅速增加。这种增加可能是为实验目的故意造成的，也可能是意外的。3.149径向峰因子r a d i a l p e a k i n g f a c t o r 反应堆堆芯内燃料棒或棒束的最大功率与平均功率的比值。3.150 轴向峰因子a x i a l p e a k i n g f a

50、c t o r 轴向局部最大功率密度与平均功率密度之比。这里所指的功率密度可以取为一根燃料的通道内的或对反应堆径向作了平均的面功率密度或功率密度。3.151轴向偏移因子a x i a l o f f s e t f a c t o r 页面 14/2 9核科学技术术语 第2 部分：裂变反应堆（G B/T 496 0.2-1996）链接：w w w.c h i n a-n e n g y u a n.c o m/t e c h/7 96 7 8.h t m l 来源：新能源网 c h i n a-n e n g y u a n.c o m 反应堆堆芯上部功率与下部功率之差除以上部功率与下部功率之