核安全术语 核设施安全

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中华人民共和国国家标准

GB/TXXXXX—XXXX

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核安全术语核设施安全

GlossaryofNuclearSafety：NuclearFacilitySafety

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GB/TXXXXX—XXXX

核安全术语核设施安全

1范围

本文件规定了核设施安全相关的术语及定义。

本文件适用于核动力厂安全、研究堆安全、核事故应急、质量保证与人员资质管理等相关领域。

2规范性引用文件

本文件没有规范性引用文件。

3基础术语

3.1

核安全nuclearsafety

对核设施、核活动、核材料和放射性物质采取必要和充分的监控、保护、预防和缓解等安全措施，

防止由于任何技术原因、人为原因或自然灾害造成事故，并最大限度地减少事故情况下的放射性后果，

从而保护工作人员、公众和环境免受不当的辐射危害。

[来源：《核安全文化政策声明》]

3.2

核安全文化nuclearsafetyculture

各有关组织和个人以“安全第一”为根本方针，以维护公众健康和环境安全为最终目标，达成共识

并付诸实践的价值观、行为准则和特性的总和。

[来源：《核安全文化政策声明》]

3.3

核设施nuclearfacility

核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）和其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）；

核燃料生产、加工、贮存和后处理设施；放射性废物的处理和处置设施等。

[来源：《中华人民共和国放射性污染防治法》]

3.4

核设施营运单位operatingorganizationofnuclearfacility

在中华人民共和国境内，申请或者持有核设施安全许可证，可以经营和运行核设施的单位。

[来源:《中华人民共和国核安全法》]

3.5

核安全监督管理部门nuclearsafetysupervisionandadministrationdepartment

政府指定的核安全监管机构或监管机构体系。其拥有实施监管过程包括颁发批准书的合法授权，从

而对核安全、辐射安全、放射性废物安全和运输安全等实施监管。

1

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注：包括生态环境部（国家核安全局）、地区核与辐射安全监督站以及技术支持单位。

3.6

核安全监督nuclearsafetysupervision

包括检查和处理、处罚、强制性命令，简称检查和执法。

[来源：HAF001/02《核设施的安全监督》]

3.7

核安全检查nuclearsafetyinspection

国家核安全局、地区核与辐射安全监督站、核安全检查组、核安全监督员，或受委托人员对营运单

位及有关单位的物项与活动所进行的核实与监视。

[来源：HAF001/02《核设施的安全监督》]

3.8

核安全执法nuclearsafetyregulatoryenforcement

对违反国家核安全法规的行为，国家核安全局依其情节轻重，给予警告、限期改进、停工或者停业

整顿、吊销核安全许可证件等处罚。

3.9

核安全管理要求nuclearsafetymanagementrequirement

国家、国家核安全局和其他政府部门发布的与核安全有关的法律、条例、规定和实施细则所规定的

的要求。

[来源：HAF001/02《核设施的安全监督》]

3.10

许可证（执照）permit(license)

为了进行与核设施有关的厂址选择、建造、调试、运行和退役等特定活动，由国家核安全局颁发的

书面批准文件。

[来源：HAF001《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》]

3.11

许可证（执照）申请者permit（license）applicant

为了进行有关核设施厂址选择、建造、调试、运行和退役等方面的特定活动而申请正式授予执照的

单位。

[来源：HAF001/01《核电厂安全许可证件的申请和颁发》]

3.12

许可证（执照）持有者permit(license)holder

持有有效许可证（执照）的单位或人。

[来源：HAF103《核动力厂运行安全规定》]

3.13

许可证发放基准licensingbasis

2

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适用于某核设施的一整套核安全管理要求。

[来源：HAD103/11《核动力厂定期安全审查》]

4核动力厂与研究堆安全

4.1

核动力厂nuclearpowerplant

一个或几个核反应堆以及为了安全和生产动力(即热或电)所需的所有构筑物、系统和部件的总称。

[来源：HAD002/03核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平》]

4.2

安全系统safetysystem

安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况的

后果。

[来源：《核电厂设计中总的安全原则》]

4.3

安全有关系统safety-relatedsystem

不属于安全系统的安全重要系统。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.4

安全系统整定值safetysystemsettingvalue

为防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件和事故工况时启动有关自动保护装置的触发

点。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.5

安全系统支持设施safetysystemsupportfeature

为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.6

安全执行系统safetyactuationsystem

由保护系统触发用以完成必需的安全动作的设备组合。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.7

安全动作safetyaction

安全执行系统采取的单一动作。

[来源：HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》]

3

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4.8

安全任务safetytask

检测一个或几个表示某一具体假设始发事件的变量，对信号进行处理，起动并完成为避免超出设计

基准的规定限值所需的安全动作，以及起动并完成安全系统支持设施的某些工作。

[来源：HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》]

4.9

安全功能safetyfunction

为了保证设施或活动能够预防和缓解核动力厂正常运行、预计运行瞬态和事故工况下的放射性后果，

保证安全而必须达到的特定目的。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.10

安全组合safetycombination

用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合，其使命是防止预计运行事件和设

计基准事故的后果超过设计基准中的规定限值。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.11

安全重要物项itemimportanttosafety

属于某一安全组合的一部分，其失效或故障可能导致对厂区人员或公众的辐射照射的物项。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.12

安全有关物项safety-relateditem

安全重要的但不属于安全系统的物项。

[来源：HAD103/11《核动力厂定期安全审查》]

4.13

安全重要构筑物safetyimportantstructure

具有安全要求并执行核安全功能的构筑物，包括其失效可能导致核设施安全水平的降低或者事故，

以及用以缓解事故可能引起的辐射照射后果的构筑物。

[来源：《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》]

4.14

安全分析报告safetyanalysisreport

许可证申请者向国家核安全局提交的文件，包含核动力厂的总说明、设计、事故分析以及为尽量减

少工作人员和公众遭受风险所采取的措施等方面的资料。

[来源：HAF001/01《核电厂安全许可证件的申请和颁发》]

4.15

保护系统protectionsystem

4

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监测反应堆的运行，并根据探测到的异常工况信号，自动触发动作以防止发生不安全或潜在的不安

全工况的系统。

[来源：HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》]

4.16

保护动作protectionaction

要求一个特定的安全驱动器动作的保护系统动作。

[来源：HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》]

4.17

保护任务protectiontask

为确保完成由给定的假设始发事件要求的安全任务所需要产生的最少的那些保护动作。

[来源：HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》]

4.18

定期安全审查periodicsafetyreview

以规定的时间间隔对运行核动力厂的安全性进行的系统性的再评价，以应对老化、修改、运行经验、

技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核动力广在整个使用寿期内具有高的安全水平。

[来源：HAD103/11《核动力厂定期安全审查》]

4.19

设计design

制定核动力厂及其组成部分的方案和详细图纸，进行支持性计算并制订技术规格书的过程及其成果。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.20

建造build

包括核动力厂的部件制造、组装、土建施工、部件和设备的安装及有关联的试验在内的过程。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.21

调试commissioning

核动力厂已安装的设备和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求，是否满足性能

标准的过程。调试包括不带核试验和带核试验。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

4.22

运行operation

为了使已建核动力厂能安全、可靠发电而进行的所有活动，包括各种模式下的运行、维修、换料、

在役检查及有关的其他活动。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

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4.23

停闭close

核设施已经停止运行,并且不再启动。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

4.24

退役decommission

采取去污、拆除和清除等措施，使核设施不再使用的场所或者设备的辐射剂量满足国家相关标准的

要求。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

4.25

运行组织operationalorganization

为许可证管理机构授权的负责核动力厂运行的组织。

[来源：HAD002/03《核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平》]

4.26

运行状态operatingcondition

正常运行或预计运行事件两类状态的统称。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.27

安全状态safestate

核动力厂在发生预计运行事件或事故工况后，反应堆处于次临界，并能够保证基本安全功能且长期

保持稳定的状态。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.28

运行限值和条件operatinglimitsandconditions

经国家核安全部门认可的，为核动力厂的安全运行列举参数限值、设备的功能和性能及人员执行任

务的水平等一整套规定。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

4.29

运行技术规格书operatingtechnicalspecification

为确保核动力厂正常运行或预计运行事件状态下的重要初始参数和安全系统配置处于正确的范围

和合适的状态，而制定的一整套有关的运行要求和限制，又称为“技术规范”或“运行技术规范”。

[来源：《核电厂配置风险管理的技术政策》]

4.30

安全限值safetylimits

过程变量的各种限值，核动力厂在这些限值范围内运行已证明是安全的。

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[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.31

安全裕度safetymargin

安全限值与运行限值之间的差值，有时也用两限值之比表示。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.32

正常运行normaloperation

核动力厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维

护、试验和换料。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.33

长期停堆（运）long-termclosed

核设施运行期间一种较长时间的停堆（运）状态。在此状态下，核设施处于卸料状态，或处于深度

次临界状态且无需采取冷却措施，核设施不必采取与正常运行要求完全一致的监测、试验、维护和检查

等措施。

[来源：《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》]

4.34

实际消除practicallyelimination

如果该工况实质上不可能发生或高置信度极不可能发生，则认为该工况被实际消除。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.35

可控状态controlledcondition

一种核动力厂状态，即在发生预计运行事件或事故工况后，核动力厂能够保证并维持基本安全功能，

以便有足够的时间采取有效措施使其达到安全状态。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.36

预计运行事件anticipatedoperationaloccurrence

在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程，由于设计中已采取相应

措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.37

事故工况accidentcondition

偏离正常运行，比预计运行事件发生频率低但更严重的工况，事故工况包括设计基准事故和设计扩

展工况。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

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4.38

假设始发事件postulatedinitiatingevent

设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的假设事件。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.39

设计基准designbasis

用于确定核动力厂系统、设备、构筑物执行特定功能的信息，以及用于确定设计参考边界的控制参

数特定值或取值范围。这些值可能是(1)为实现功能目标，来自普遍接受的“达到最高水准的”实践限

制，或(2)来自假想事故影响分析(基于计算和/或实验)的要求，假想事故中系统、设备、构筑物必须

满足其功能目标。

[来源：《核动力厂修改》]

4.40

设计基准事故designbasisaccident

导致核动力厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核动力厂是

按确定的设计准则和保守的方法来设计的。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.41

超设计基准事故beyonddesignbasisaccident

假定的比设计基准事故的事故工况更为严重的事故。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.42

设计基准外部事件designbasisexternalevent

与某个外部事件或几个外部事件组合有关，能表达其特征，选定用于核电厂全部或其任何部分的设

计参数值。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.43

设计基准自然事件designbasisnaturalevent

核动力厂设计中作为设计基准需应对的对核动力厂安全有重要影响的外部自然事件(如洪水、地震、

龙卷风等)，按照确定的设计准则和保守的方法设计，这些事件中的放射性物质的释放在可接受的限值

以内。

4.44

设计基准人为事件designbasisman-inducedevent

核动力厂设计中作为设计基准需应对的对核动力厂安全有重要影响的外部人为事件(如飞机撞击、

化学品爆炸等)，按照确定的设计准则和保守的方法设计，这些事件中的放射性物质的释放在可接受的

限值以内。

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4.45

设计扩展工况designextensioncondition

不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故

工况的放射性物质释放在可接受限值以内。设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化

（严重事故）工况。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.46

用于设计扩展工况的安全设施safetyfacilityfordesignextensioncondition

在设计扩展工况中执行某种安全功能或具有某种安全功能的物项。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.47

严重事故severeaccident

严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.48

事故管理accidentmanagement

在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：（1）防止事件升级为严重事故；（2）减轻严

重事故的后果；（3）实现长期稳定的安全状态。为了减轻严重事故后果的事故管理也称严重事故管理。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.49

事故处理accidenthandling

为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动，行动阶段的顺序如下:

（1）事故序列在发展中，但尚未超出核电厂设计基准的阶段；（2）发生严重事故，但堆芯尚未损坏的

阶段；（3）堆芯损坏后的阶段。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.50

纵深防御defenseindepth

通过设定一系列递进并且独立的防护、缓解措施或者实物屏障，防止核事故发生，减轻核事故后果。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

4.51

经验反馈experiencefeedback

对核设施的事件、质量问题和良好实践等信息进行收集、筛选、评价、分析、处理和分发，总结推

广良好实践经验，防止类似事件和问题重复发生。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

4.52

部件component

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组成系统的一个部分。一个部件可以是硬件或软件，并可以再细分为其他的部件。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.53

能动部件activecomponent

依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.54

非能动部件passivecomponent

不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.55

功能需求functionalrequirement

规定物项需具备的功能和行为的要求。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.56

非功能需求non-functionalrequirement

除功能和行为需求之外，规定物项的固有属性或特性的需求。例如可分析性、可用性、可维护性、

可靠性、安全性、可验证性、准确性和响应时间等。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.57

和缓环境moderatingenvironment

严酷性不超过在核动力厂正常运行和预计运行事件期间的环境。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.58

严酷环境harshenvironment

由反应堆冷却剂丧失、主蒸汽管道破裂和其他高能管道破裂导致的环境。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.59

校准calibration

在规定的条件下，确定测量仪表或测量系统的指示值、实物量具、参考物质所表示的值与相应标准

规定值之间关系的一组操作。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.60

静态分析staticanalysis

基于系统或物项的组成、结构、内容或文档对其进行分析。

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[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.61

可靠性reliability

在给定状态下和给定时间间隔内某物项（或系统）完成所要求使命的概率。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.62

可用性availability

反映某物项（或系统）按命令工作的概率。包括稳态可用性，即某物项（或系统）长期运行时预期

满意工作的时间份额；和瞬态可用性，即在某一特定瞬时，某物项（或系统）将正常工作的概率。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.63

人机接口man-machineinterface

运行人员与连接到核动力厂的仪控系统之间的接口，包括显示、控制以及与操纵员辅助系统之间的

接口。

[来源：HAD102/10《核动力厂仪表和控制系统设计》]

4.64

计算机化规程系统computerizedproceduralsystem

通过计算机而非纸质形式体现的核动力厂规程系统。

[来源：HAD102/21《核动力厂人因工程设计》]

4.65

运行概念operationalconcept

运行概念描述预想设计方案将如何执行设计功能，包括各种人员角色以及如何组织、管理和支持他

们。运行概念描述核动力厂的运行方式（运行原理），包括运行人员的数量和组成以及正常和异常工况

下运行人员如何操作核动力厂等方面。

[来源：HAD102/21《核动力厂人因工程设计》]

4.66

失误管理errormanagement

基于知觉、认知偏差、人体测量学理论，确定人在人机接口中失误的可能性。人因工程预测失误并

设计防止失误或避免失误影响核动力厂安全运行。

[来源：HAD102/21《核动力厂人因工程设计》]

4.67

重要人员任务importantpersonneltask

根据安全分析确定的、对安全有消极或积极影响的人员任务。

[来源：HAD102/21《核动力厂人因工程设计》]

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4.68

情境意识situationawareness

核动力厂人因工程设计对核动力厂真实状况的动态感知过程和理解，以帮助个人和团队预测系统的

未来状况。这是一种建立情境和未来行动计划的心智模型的方法。情境意识程度对应于对核动力厂状态

的理解与实际状态的差异。人因工程目的之一是支持操纵员形成情境意识。

[来源：HAD102/21《核动力厂人因工程设计》]

4.69

共因故障commoncausefailure

由特定的单一事件或起因导致两个或多个构筑物、系统或部件失效的故障。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.70

多样性diversity

为执行某一确定功能设置两个或多个独立（或冗余）的系统或部件，这些不同的系统或部件具有不

同的属性，从而减少了共因故障（包括共模故障）的可能性。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.71

多重性redundancy

通过设置数量高于最低需要的单元或系统（相同的或不同的），以达到任一单元或系统的失效不致

于引起所需总体安全功能丧失的措施。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.72

功能隔离functionalisolation

防止一个线路或一个系统的运行模式或故障对另一个线路或系统造成有害后果。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.73

实体隔离physicalseparation

由几何分隔（距离、方位等）、适当的屏障或二者结合形成的隔离。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.74

单一故障singlefailure

导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.75

厂址选择siteselection

为核动力厂选择合适厂址的过程，包括针对有关设计基准的评定。

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[来源：HAF003/01《核电厂质量保证规定》]

4.76

厂址地区sitearea

核动力厂所有构筑物所在的厂址地区;该地区需要详细进行现场和实验室土工技术调查。

[来源：HAD101/01《核电厂厂址选择中的地震问题》]

4.77

区域area

足以把与某一现象有关的或某一特定事件影响所及的所有特征都包含在内的足够大的一个地理区

域。

[来源：HAF003《核电厂质量保证安全规定》]

4.78

外部事件externalevent

在核动力厂所在区域内，可能对核动力厂安全或核活动产生影响的事件，包括外部自然事件和外部

人为活动引发的事件，该术语主要适用于核动力厂厂址安全评价。

[来源：HAF101《核动力厂厂址评价安全规定》]

4.79

规划限制区planningrestrictedareas

由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内必须限制人口的机械增长，对该

区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。

[来源：HAF101《核动力厂厂址评价安全规定》]

4.80

筛选概率水平screeningprobabilitylevel，SPL

某一特定类型的有影响事件的年发生概率值，低于这个概率值的某一事件在初步筛选时可以忽略不

计。

[来源：HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》]

4.81

筛选距离值screeningdistancevalue

用于初步筛选目的的距离值，超出这个距离值以远的外部人为事件的特定类型的潜在源可忽略不计。

[来源：HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》]

4.82

有影响事件influentialevent

作用于核电厂时，对核电厂人员和安全重要物项的安全产生不利影响的一个事件或事件序列。

[来源：HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》]

4.83

执行装置executivedevice

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直接控制被起动设备动力源的部件，如控制电力的分配和使用的断路器和继电器，以及控制液压流

体和气压流体的导阀。

[来源：HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》]

4.84

维修旁路maintenancebypass

一个被批准的动作或器件，为了维护、试验或修理的目的将安全系统设备的一部分置于不工作状态。

[来源：HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》]

4.85

运行旁路operatingbypass

当在核动力厂特定的运行方式下不需要某些保护动作时，一个经过批准的将它们置于不工作状态的

动作或器件。

[来源：HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》]

4.86

最终热阱ultimateheatsink

即使所有其他的排热手段已经丧失或不足以排出热量时，总是能够接受核动力厂所排出余热的一种

介质。这种介质通常是水体或大气。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.87

与最终热阱直接有关的输热系统heattransfersystemdirectlyrelatedtoultimateheatsink

在运行工况下和在事故工况下及其以后，把余热送往最终热阱用的流体系统、泵、风机、管道和构

筑物。

[来源：HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关输热系统》]

4.88

陡边效应cliffedgeeffect

在核动力厂中，由微小变化的输入引发核动力厂状态的重大突变。例如，由参数微小的偏离导致核

动力厂从一种状态突变到另一种状态的严重异常行为。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

4.89

安全有关仪表和控制系统safetyrelatedinstrumentationandcontrolsystem

不包括在安全系统内的安全重要仪表和控制系统。

[来源：《核电厂安全有关仪表和控制系统》]

4.90

停堆系统reactortripsystem

由手动或由保护系统来以信号触发，并使反应性快速下降而执行停堆所需的系统。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

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4.91

停堆反应性reactortripreactivity

反应堆由控制装置引入最大负反应性而处于次临界状态时的反应性量。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.92

停堆裕度reactortripmargin

当具有最大负反应性的控制装置移出堆芯和所有在运行期间可以改变位置或修改的实验处于最大

反应性工况时，除维持反应堆无限期处于次临界状态所需的负反应性以外的负反应性。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.93

核动力厂配置nuclearpowerplantconfiguration

核动力厂的构筑物、系统和设备以及其他组成部分的物理、功能和运行特征，包括：（1）构筑物、

系统和设备；（2）运行限值和条件；（3）程序和文件；（4）计算机系统；（5）组织机构及规章

制度。

[来源：《核动力厂修改》]

4.94

配置管理configurationmanagement

识别和记录核动力厂构筑物、系统和设备（包括计算机硬件和软件）的特性，确保对这些特性的变

更得到适当地设计、评价、批准、发布、实施、验证、记录并纳入核动力厂相关文件的过程。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

4.95

配置风险管理configurationriskmanagement

利用活态概率安全分析模型，根据核电厂实际运行配置计算风险指标，开展核电厂风险管理的方法。

[来源：《核电厂配置风险管理的技术政策》]

4.96

筛选限值screeninglimit

构筑物、系统和设备的安全重要修改筛选准则中给出的事故频率、故障概率或放射性后果的增加限

值。

[来源：HAD103/14《核动力厂修改的管理》]

4.97

评价限值evaluationlimit

构筑物、系统和设备的安全重要修改评价准则中给出的风险增量限值，超过限值的修改应在实施前

取得国家核安全局批准。

[来源：HAD103/14《核动力厂修改的管理》]

4.98

过程软件processsoftware

15

GB/TXXXXX—XXXX

为了在核动力厂运行环境中运用计算机执行特殊任务而专门开发的软件（例如，反应堆控制和仪表

软件、控制和保护软件、装卸料机控制和核动力厂模拟软件）。

[来源：HAD103/14《核动力厂修改的管理》]

4.99

风险指引risk-informed

涵盖了风险信息的分析、决策和管理的方法。该方法将风险信息与传统工程分析要考虑的因素结合

起来，使得营运单位和核安全监管机构对核动力厂的设计和运行的关注水平与它们对健康和安全的重视

程度相一致。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

4.100

安全基准safetybasis

在核动力厂运行许可证申请和运行期间，营运单位为满足核安全管理要求所作的，并由国家核安全

局批准或认可的承诺。安全基准应当包括：（1）有效的核动力厂安全分析报告中与安全重要物项有关

的内容及安全重要物项设计、建造、运行所遵循的核安全标准和规范；（2）由国家核安全局批准的其

它核动力厂运行许可证申请文件；（3）没有纳入安全分析报告的国家核安全局所要求或批准的安全重

要修改；（4）核动力厂运行许可证条件；（5）在核安全审评或检查等活动中，营运单位为满足核安全

管理要求向国家核安全局所作的书面承诺。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

4.101

维修有效性maintenanceeffectiveness

对特定的构筑物、系统和设备，按照其设计基准、运行经验设定能反映维修有效性的指标。通过比

较上述指标与该构筑物、系统和设备在运行、维修、试验中所表现的实际性能，来判断维修是否有效。

[来源：HAF103《核动力厂调试和运行安全规定》]

4.102

确定论安全分析deterministicsafetyanalysis

确定论安全分析方法是以纵深防御概念为基础，以保障反应性控制、余热排出和放射性包容三项基

本安全功能为目标，针对确定的工况，采用相应的假设和分析方法，并满足特定验收准则的一套方法。

[来源：《核动力厂确定论安全分析》]

4.103

概率论安全分析probabilisticsafetyanalysis

是以概率论为基础的风险量化评价技术。

4.104

源项sourceterm

从设施释放（或假定释放）的放射性物质的数量和组份。用于模拟放射性核素向环境的释放或者处

置库中放射性废物的释放。

[来源：《核动力厂确定论安全分析》]

16

GB/TXXXXX—XXXX

4.105

定期试验periodictest

对参数值、构筑物、系统和部件进行的检查、可用性核查和标定，以验证它们符合运行限值和条件，

并确保反应堆处于充分安全的状态。

[来源：HAD202/06《研究堆维修、定期试验和检查》]

4.106

监督试验inspectiontest

验证构筑物、系统和部件继续保持其功能或在要求时能够执行其功能的定期试验。

[来源：HAD202/06《研究堆维修、定期试验和检查》]

4.107

堆芯部件corecomponent

除了燃料组件外的反应堆堆芯的组成部分，用以支撑堆芯结构，或者是为堆芯监测、流量控制或其

他技术目的而插入堆芯的工具、设备或其他物项都被视为堆芯组成部分。具体的堆芯部件包括诸如反应

性控制装置、中子源、模拟燃料、反射层、燃料通道测量仪表和节流板以及实验装置等物项。

[来源：HAD202/07《研究堆堆芯管理和燃料装卸》]

4.108

核安全设备nuclearsafetyequipment

在核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

4.109

核安全机械设备nuclearsafetymechanicalequipment

执行核安全功能的压力容器、钢制安全壳（钢衬里）、储罐、热交换器、泵、风机和压缩机、阀门、

闸门、管道（含热交换器传热管）和管配件、膨胀节、波纹管、法兰、堆内构件、控制棒驱动机构、支

承件、机械贯穿件等设备，以及上述设备的铸锻件。

[来源：《民用核安全设备监督管理条例》]

4.110

核安全电气设备nuclearsafetyelectricalequipment

执行核安全功能的传感器（包括探测器和变送器）、电缆、机柜（包括机箱和机架）、控制台屏、

显示仪表、应急柴油发电机组、蓄电池（组）、电动机、阀门驱动装置、电气贯穿件等设备。

[来源：《民用核安全设备监督管理条例》]

4.111

模拟件mock-up

国务院核安全监管部门在审查民用核安全设备制造、安装许可证申请时，要求有关申请单位针对申

请的目标产品，按照1:1或者适当比例制作的与目标产品在材料、结构型式、性能特点等方面相同或者

相近的制品。该制品必须经历与目标产品或者样机一致的制作工序以及检验、鉴定试验过程等。

[来源：HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》]

17

GB/TXXXXX—XXXX

4.112

鉴定试验qualificationtest

在设计过程中，为了保证设计满足预先设定的设计性能指标而对模拟件（或者样机）实施的实物验

证试验。鉴定试验包括功能试验、抗震试验和环境试验（包括老化试验和设计基准事故工况试验）等。

[来源：HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》]

4.113

检查点checkpoint

国务院核安全监管部门及其派出机构，根据民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位报送

文件，所选择的需检查的某一工作过程或者工作节点。根据检查方式的不同，检查点一般分记录确认点

（R点）、现场见证点（W点）、停工待检点（H点）等三类。

[来源：HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》]

4.114

安全检验safetyinspection

在境外单位检验合格，以及民用核设施营运单位监造、装运前检验和监装合格的前提下，对进口民

用核安全设备安全性能进行的检查或者验证，包括活动过程中形成的相关文件记录检查、开箱检查、以

及安装和装料前调试阶段涉及安全性能的试验检查三个阶段。

[来源：HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》]

4.115

托运人shipper

在中华人民共和国境内，申请将托运货物提交运输并获得批准的单位。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

4.116

承运人carrier

使用任何运输手段承担放射性物质运输的单位或者个人。

[来源：HAF701《放射性物品运输安全许可管理办法》]

4.117

特殊形式放射性物品specialformsofradioactivematerial

不弥散的固体放射性物品或者装有放射性物品的密封件。

[来源：HAF701《放射性物品运输安全许可管理办法》]

4.118

低弥散放射性物品lowdispersionradioactivematerial

固体放射性物品，或者装在密封件里的固体放射性物品，其弥散性已受到限制且不呈粉末状。

[来源：HAF701《放射性物品运输安全许可管理办法》]

4.119

处置disposal

18

GB/TXXXXX—XXXX

把废物放置在贮存室或指定的地点，无意再收回。处置也包括经过批准的向环境直接排放及随后的

扩散。

[来源：HAD201/01《研究堆安全分析报告的格式和内容》]

4.120

中间贮存(贮存)interimstorage

放射性物质的中间贮存，诸如:(a)设置隔离、监测、环境保护和人为控制，以及(b)采取后续

行动，包括处理、运输和处置或后处理。

[来源：HAD201/01《研究堆安全分析报告的格式和内容》]

4.121

管理限值managementlimit

主管部门对特定的辐照活动或辐射源制定的某些定量的限值。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.122

退役阶段decommissioningstage

反应堆在开展退役活动之后所处的状态和条件：第一阶段一一监督贮存；第二阶段——厂区受限制

利用；第三阶段一一厂区不受限制利用。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.123

退役计划decommissioningplan

为反应堆最终退出运行的过程中一系列退役活动所准备的一套文件，包括退役活动的详细资料。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.124

去污decontamination

用物理或化学方法去除或减少污染。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.125

拆卸disassembly

在退役过程中按计划拆除和移走任何构筑物、系统或部件。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.126

监测monitor

与评价或控制辐射和放射性材料的辐照有关的辐射或放射性的测量，并对这些测量结果给以解释。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.127

受限制利用restrictedutilization

19

GB/TXXXXX—XXXX

由于材料或厂区尚有潜在的放射学危害，对它们的使用要受安全管理机构的限制。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.128

不受限制利用unrestrictedutilization

没有放射性的限制，对材料或厂区可以任意使用。

[来源：HAD202/04《研究堆和临界装置退役》]

4.129

研究堆researchreactor

核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置以及由外源驱动带功率运行的次临界系统等核设施或装

置的统称，包括反应堆堆芯、辐照孔道、考验回路等实验装置，以及为支持其运行、保证安全和辐射防

护的目的所设置的所有系统和构筑物，还包括燃料贮存、放射性废物贮存、放射性热室、实物保护系统

等反应堆场址内与反应堆或实验装置有关的一切其他设施。

[来源：《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》]

4.130

Ⅰ类研究堆classIresearchreactor

功率、剩余反应性和裂变产物总量都较高的研究堆，热功率范围10MW～300MW。这类研究堆一般在

强迫循环下运行，通常必须设置高度可靠的停堆系统，需要设置应急冷却系统以保证堆芯余热的有效排

出；对反应堆厂房或者其他包容结构需要有特殊的密封要求。

[来源：《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》]

4.131

Ⅱ类研究堆classⅡresearchreactor

功率、剩余反应性和裂变产物总量属于中等的研究堆，热功率范围500kW～10MW。这类研究堆可采

用自然对流冷却方式或强迫循环冷却方式排出热量；反应堆需要设置可靠的停堆系统，停堆后必须保证

堆芯在要求的时间内得到冷却，对反应堆厂房无特殊密封性要求。

[来源：《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》]

4.132

Ⅲ类研究堆classⅢresearchreactor

功率低、剩余反应性小、停堆余热极少、裂变产物总量有限的研究堆，其热功率小于500kW，如果

具有较高的固有安全特性，热功率范围可扩展至1MW。这类研究堆通常无特殊的冷却要求，或通过冷却

剂自然对流冷却即可排出热量；利用负反馈效应或简单的停堆手段即可使反应堆停堆并保持安全状态；

对反应堆厂房无密封要求。

[来源：《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》]

4.133

包容containment

包围含放射性物质的反应堆主要部件的屏障，设计用以防止和缓解在运行状态或设计基准事故中放

射性物质向环境的失控释放。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

20

GB/TXXXXX—XXXX

4.134

排出流effluence

释放到环境中的流体（液体或气体），流体中可能含固体微粒，又称“流出物”。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.135

临界装置criticalfacility

一个具有足够可裂变材料和其它材料的装置，用以在低功率水平维持可控链式反应，并为研究堆芯

布置及组成提供条件。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.136

实验装置experimentalfacility

装在堆内或反应堆周围，利用反应堆中子通量和电离辐射束进行研究、开发、同位素生产以及其它

工作的装置。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.137

反应堆运行管理机构reactoroperationmanagementorganization

由营运单位委任的负责指挥研究堆设施运行、并承担直接安全责任的机构。

[来源：HAF201《研究堆设计安全规定》]

4.138

均匀研究堆uniformresearchreactor

采用的燃料为溶液形式裂变材料的研究堆。

[来源：HAD202/07《研究堆堆芯管理和燃料装卸》]

5核事故应急

5.1

核事故nuclearaccident

核设施内的核燃料、放射性产物、放射性废物或者运入运出核设施的核材料所发生的放射性、毒害

性、爆炸性或者其他危害性事故，或者一系列事故。

[来源：《中华人民共和国核安全法》]

5.2

应急emergency

需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后果的状态。有时又称为紧

急状态。

[来源：HAF002《核电厂核事故应急管理条例》]

21

GB/TXXXXX—XXXX

5.3

核事故应急nuclearaccidentemergency

为了控制或者缓解核事故、减轻核事故后果而采取的不同于正常秩序和正常工作程序的紧急行动。

[来源：HAF002/01《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应

急响应》]

5.4

场区sitearea

具有确定的边界、在营运单位有效控制下的核设施所在领域。

[来源：HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》]

5.5

应急计划区emergencyplanningzone

为在核设施发生事故时能及时有效地采取保护公众的防护行动，事先在核设施周围建立的、制定了

应急预案并做好应急准备的区域。

[来源：HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》]

5.6

烟羽应急计划区plumeemergencyplanningzone

针对烟羽照射途径（烟羽浸没外照射、吸入内照射和地面沉积外照射）建立的应急计划区。

[来源：HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》]

5.7

食入应急计划区ingestionemergencyplanningzone

针对食入照射途径（污染的水和食物的食入内照射）建立的应急计划区。

[来源：HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》]

5.8

早期放射性释放earlyradioactiverelease

必要的场外防护行动在预期时间内不可能全面有效执行的放射性释放。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

5.9

大量放射性释放largescaleradioactiverelease

需要场外防护行动，但是这些行动受到时间长度和使用区域的限制，从而不足以保护人员和环境而

导致的放射性释放。

[来源：HAF102《核动力厂设计安全规定》]

5.10

行动水平actionlevel

在应急照射情况下，应考虑采取防护行动的剂量率水平或活度浓度水平。

[来源：HAD002/07《核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应》]

22

GB/TXXXXX—XXXX

5.11

应急行动水平emergencyactionlevel;EAL

用来建立、识别和确定应急等级和开始执行相应的应急措施的预先确定和可以观测的参数或判据。

它们可能是：仪表读数、设备状态指示、可测参数（场内或场外）、独立的可观察的事件、分析结果、

特定应急运行程序的入口或导致进入特定的应急状态等级的其他现象（如发生的话）。

[来源：HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》]

5.12

应急准备emergencypreparedness

为应付核事故或辐射应急而进行的准备工作，包括制订应急计划，建立应急组织，准备必要的应急

设施、设备与物资，以及进行人员培训与演习等。

[来源：HAF002/01《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应

急响应》]

5.13

应急响应emergencyresponse

为控制或减轻核事故或辐射应急状态的后果而采取的紧急行动。

[来源：HAF002/01《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应

急响应》]

5.14

应急防护措施emergencyprotectivemeasure

在核事故情况下用于控制工作人员和公众所接受的剂量而采取的保护措施。

[来源：HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》]

5.15

应急防护行动emergencyprotectiveaction

核动力厂辐射事故情况下用于控制工作人员和公众所接受的剂量而采取的保护措施。

[来源：HAF002《核电厂核事故应急管理条例》]

5.16

应急预案emergency(response)plan

经过审批的，描述营运单位的应急响应能力、组织、设施和设备以及和外部应急机构间的协调和相

互支持关系的文件。该文件还必须有专门实施程序加以补充。