搜索结果: GB/T 4960.2-2023, GB/T4960.2-2023, GBT 4960.2-2023, GBT4960.2-2023
| 标准编号 | GB/T 4960.2-2023 (GB/T4960.2-2023) | | 中文名称 | 核科学技术术语 第2部分：裂变反应堆 | | 英文名称 | Glossary for nuclear science and technology - Part 2: Fission reactor | | 行业 | 国家标准 (推荐) | | 中标分类 | F04 | | 国际标准分类 | 27.120 | | 字数估计 | 66,681 | | 发布日期 | 2023-11-27 | | 实施日期 | 2023-11-27 | | 旧标准 (被替代) | GB/T 4960.2-1996 | | 发布机构 | 国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会 | GB/T 4960.2-2023: 核科学技术术语 第2部分：裂变反应堆
ICS 27.120
CCSF04
中华人民共和国国家标准
代替GB/T 4960.2-1996
核科学技术术语 第2部分:裂变反应堆
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
前言
本文件按照GB/T 1.1-2020《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/T 4960《核科学技术术语》的第2部分。GB/T 4960已经发布了以下部分:
---第1部分:核物理与核化学(GB/T 4960.1-2010);
---第3部分:核燃料与核燃料循环(GB/T 4960.3-2010);
---放射性核素(GB/T 4960.4-1996);
---辐射防护与辐射源安全(GB/T 4960.5-1996);
---第6部分:核仪器仪表(GB/T 4960.6-2008);
---第7部分:核材料管制与核保障(GB/T 4960.7-2010);
---第8部分:放射性废物管理(GB/T 4960.8-2008);
---第9部分:磁约束核聚变(GB/T 4960.9-2013)。
本文件代替GB/T 4960.2-1996《核科学技术术语 裂变反应堆》,与GB/T 4960.2-1996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
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。
引 言
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/T 4960《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。
---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。
---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,纳入了大量快堆、重水堆、高温气冷堆等非轻水堆堆型的术语。此外,为进一步夯实学科
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。
核科学技术术语 第2部分:裂变反应堆
1 范围
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。
3 反应堆堆型
3.1
[核裂变]反应堆 [nuclearfission]reactor
能......
|