（1）堆芯
反应堆压力容器内进行链式裂变反应的区域。堆芯通常由燃料组件、中子源、可燃毒物、慢化剂（根据需要）和控制棒组件等组成。它们之间流过冷却剂带出裂变反应产生的热量。
（2）核反应堆临界
反应堆内中子的产生率和消失率保持严格平衡，使链式裂变反应以恒定速率持续不断地进行下去的工作状态。临界状态下的堆内中子总数保持不变。
（3）铀转化
从UO2或U3O8转化成UF6的过程。
（4）铀浓缩
采用专门的同位素分离方法，使235U的丰度从天然铀的0.71%提高到指定浓度的过程。
（5）燃料元件
以核燃料作为主要成分，在结构上独立的最小构件。通常为密实化的二氧化铀，也有碳化物、氮化物、合金等其他成分，形状有棒状、板状或球状等。
（6）乏燃料
在核反应堆中经受过辐射照射、使用过的核燃料。
（7）后处理
回收、纯化乏燃料中的铀和钚并加以复用，并妥善处理伴生的放射性废物。
（8）一回路
用于循环反应堆冷却剂的环路及有关系统的总称。
（9）二回路
用于循环二次反应堆冷却剂的环路及其有关系统的总称。
（10）核蒸汽供应系统
利用核燃料的裂变能转变为蒸汽热能以供给汽轮机做功的系统，泛指核电厂汽轮机进汽阀之前的部分。它包括反应堆本体、反应堆冷却剂系统以及整套核辅助系统和安全系统等组成。
（11）反应堆压力容器
包容和支承堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压容器。
（12）蒸汽发生器
采用间接循环的反应堆动力装置中把反应堆冷却剂从堆芯获得的热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。它包括产生过热蒸汽的直流式蒸汽发生器和带汽水分离器、干燥器的饱和蒸汽发生器两类。
（13）反应堆冷却剂主循环泵
简称“主泵”，其能迫使反应堆冷却剂在一回路中强制循环流动，连续不断把堆芯产生的热量导出。(www.xing528.com)
（14）稳压器
在压水堆核电厂一回路中提供气相空间来调节和稳定系统工作压力的装置，一般由容器、电加热元件、波动管座、喷雾器、卸压阀和安全阀等组成。
（15）堆内构件
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。
（16）控制棒
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。核反应堆启堆、停堆和反应堆运行期间核功率调节都由控制棒来控制。
（17）控制棒驱动机构
升降或者保持控制棒在一定位置用以实现反应堆启动、反应功率调节或者停堆的装置。
（18）安全壳
包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止放射性物质向环境释放的构筑物。安全壳是包容放射性物质的最后一道屏障，同时可以保护反应堆免受来自外部飞射物撞击、爆炸等影响。
（19）乏燃料水池
燃料厂房内，用以存放和冷却乏燃料并起辐射屏蔽作用的水池。换料期间，整个堆芯的燃料存放在乏燃料水池中。
（20）保护系统
产生与保护功能有关的信号以防止反应堆状态超过规定的安全限值或缓解超过安全限值后果的系统。
（21）安全系统
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设计基准事故后果的系统。
（22）控制系统
控制系统是指使核电厂在稳定运行期间，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值；使核蒸汽供应系统能适应正常的各种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变系统的运行状态，保持操作上的灵活性；在瞬态或者设备故障时，以尽可能减少反应堆保护系统的动作的系统。
（23）能动部件
（24）非能动部件
无须依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而能行使功能的部件。
（25）非能动安全系统
基于自然力（如重力、自然循环）、储存能（如蓄电池、转动惯量、压缩流体）和/或系统固有能（如驱动止回阀、爆破阀的系统流体能量），依赖非能动部件行使安全功能的安全系统。
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