一、词汇简写与翻译
1、聚变fusion 裂变fission
2、安全壳Containment Structure
3、包壳Cladding
4、控制棒Control Rods
5、压力容器Reactor Vessel
6、汽轮机Turbine
7、冷凝器Condenser
8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps
9、SG 蒸汽发生器Steam Generator
10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System
11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System
12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System
13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System
14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System
15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel
16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency
17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor
18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor
19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor
20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor
21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor
22、DOE 美国能源部Department of Energy
23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission
24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation
25、CGN
26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System
27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System
28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake
29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident
30、QA质量保证Quality Assurance
31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers
32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System
33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up
34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal
35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System
36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System
37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment
38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System
39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg
40、PPM 百万分之一Parts Per Million
41、RX：安全壳厂房
KX：燃料厂房及换料水池
1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。
2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统
及辅助系统组成。
3.通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供气系统。
4.核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。
5.核电厂选址应考虑核电厂本生特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。
6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。
8.安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A 组。
9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（NA）。
10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。
11.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。
13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。
14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。
15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。
16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。
17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。
18.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。
20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。
21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。
22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。
23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。
24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。
25.蒸汽发生器是分隔一次测、二次侧介质的屏障。
26.按传热管形状可分U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器。
27.蒸汽发生器的传热计算分:传热设计计算、传热校核计算。
28.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4×10‐3的限值。
30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。
31.常用PH值控制剂有氢氧化锂和氢氧化铵。
32.为防止闪蒸先降温，后降压。
33.除硼离子床是OH﹣型阴离子树脂床，其作用是用来除去冷却剂中的硼酸。
34.设备冷却水系统正常工况运行是利用系统的压力差完成的。
35.对含氢废气处理的基本方法是储存衰变，待其放射性衰变到可向环境排放水平。
36.含氢废气处理系统在正压下运行，含氧废气处理系统在负压下运行。
37.高压安注系统的工作分为直接注入阶段和再循环注入阶段。
38.蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。
39.安全壳的尺寸取决于堆功率。
40.向喷淋水中加入NaOH除去安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。
41.安全壳隔离一般分为两个阶段，即A阶段和B阶段。
42.安全壳B阶段隔离是最高级别的隔离。
43.压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转换为电能的动力转换系统。
44.每根主管道上设有主蒸汽隔离阀，为快速隔离阀。
45.核电厂的理论热效率低于火电厂，而循环热效率高于火电厂。
46.主蒸汽管道的管径按最大蒸汽流量工况下，流速不超过50m/s的原则确定。
47.安全阀是防止一二回路超压的最后保护措施。
48.减少端差的主要办法是增加传热面。
49.近代大型核电厂二回路加热器连接方式采用多列大旁路的设计。
