2　术语和符号

2.1　术　语

2.1.1　设计基准事故　　design basis accident

导致核电厂事故工况的假设事故，事故的放射性物质释放在可接受限值内，且核电厂是按确定的设计准则和采取了针对性措施来设计的事故。

2.1.2　外部人为事件　　external human event

发生在核电厂厂房外部并与人类活动直接相关的事件，如爆炸、飞机撞击等。

2.1.3　外部自然事件　　external natural event

发生在核电厂厂房外部并与自然活动直接相关的事件，如地震、龙卷风等。

2.1.4　设计扩展工况　　design extension conditions

不在设计基准事故范围的事故工况，在设计过程中按最佳估算方法考虑，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。

2.1.5　设计基准范畴　　design basis conditions/domain

为了满足核电厂的功能和性能要求而必须考虑的作为核电厂设计基准的事件、事故、条件等的总称，包括设计基准事故、外部自然事件、外部人为事件及其他设计条件（厂址及工艺条件）等。

2.1.6　超设计基准范畴　　conditions beyond design basis/design extension domain

超越设计基准范畴的工况，包括设计扩展工况和超设计基准外部事件。

2.1.7　极限安全地震动　　ultimate safety seismic ground motion

核电厂设计基准地震动的较高水准，是对应极限安全要求的地震动，通常为预估的核电厂所在地区可能遭遇的最大潜在地震动，对应的年超越概率为1×10-4。

2.1.8　运行安全地震动　　operational safety seismic ground motion

核电厂设计基准地震动的较低水准，主要用于对核电厂运行安全的控制。

2.1.9　预应力混凝土安全壳　　prestressed concrete containment

简称“安全壳”，包括底板、圆形筒壁及穹顶，同时沿筒身及穹顶布置有预应力筋的混凝土壳体结构。

2.1.10　核安全相关混凝土结构　　nuclear safety related concrete structures

执行安全功能的混凝土结构，即在核设施设计、建造、运行和退役期间，能保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的结构，包括包容或支撑任何安全级系统、设备的结构，在事故或出现外部事件时，参与包容放射性产物的结构。

2.1.11　安全壳结构完整性试验　　structural integrity test of containment

简称“压力试验”，通过施加气压检验安全壳结构在设计基准事故工况压力作用下的结构性能的试验。

2.1.12　预应力筋孔道摩擦试验　　friction test between prestressing tendons and duct

简称“摩擦试验”，在安全壳预应力筋张拉施工前，选取不同类型的预应力筋在安全壳相应部位的典型预应力成孔管道内进行张拉，以验证预应力筋与孔道壁之间的实际摩擦系数与设计计算的假定摩擦系数的一致性，并为后续预应力筋张拉施工作业和张拉值的确定提供依据的试验。

2.1.13　混凝土基准配合比　　reference mixing ratio of concrete

以计算配合比为基础，经过试验室试配调整，并通过混凝土拌合物和硬化混凝土性能试验验证，试验结果满足设计和施工要求的配合比。

2.1.14　混凝土初步试验　　concrete preliminary test

采用工程实际使用的原材料，在试验室经试配调整，得到混凝土拌合物和硬化混凝土性能满足设计要求的混凝土基准配合比的试验。

2.1.15　混凝土可行性试验　　concrete availability test

验证采用基准配合比的混凝土在实际现场条件（主要是混凝土制备设备和输送装置）下制备、输送、浇筑时，混凝土拌合物是否满足施工要求以及硬化混凝土物理力学性能是否满足设计要求的试验。