本规定中下列名词术语的含义为：
　　可接受限值
　　国家核安全部门认可的限值。
　　事故工况
　　以偏离运行状态形式出现的事故。事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计设施限制在可接受限值以内。严重事故 不在其例。
　　预计运行事件
　　反应堆运行寿期内预计可能出现一次或数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，也不导致事故工况。
　　调试
　　反应堆已安装的部件和系统投入运行并按设计要求进行性能验证，以确认是否满足性能标准的过程。调试由反应堆装载燃料前和反应堆进入临界、链式裂变反应在持续进行中两种条件下的试验组成。
　　共因故障
　　由特定的单一事件或起因导致若干装置或功能失效的故障 。
　　包容
　　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 。
　　临界装置
　　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。
　　退役
　　反应堆最终退出运行的过程。
　　设计基准事故
　　研究堆按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
　　多样性
　　为某一确定功能设置多重部件或系统，这些部件或系统总起来说具有一个或几个不同属性 。
　　排出流
　　释放到环境中的流体〈液体或气体），流体中可能含固体微粒。
　　专设安全设施
　　（见安全系统）
　　实验装置
　　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。
　　燃料（核燃料）
　　用于核反应堆中产生中子的含可裂变材料和可转换材料的化学混合元件。
　　燃料组件
　　作为一个整体装入堆芯，尔后又自堆芯撤除的燃料元件组。
　　燃料元件
　　以燃料为其主要组成部分的最小独立结构体。
　　维修
　　保持设备处于良好工作状态的活动，包括预防性的和纠正（或修理）性的两个方面。
　　正常运行
　　研究堆及其相关实验装置的运行，包括启动、功率运行、停堆过程、停堆状态、维护、试验和换料（参见运行状态）。
　　营运单位
　　持有国家核安全部门许可证（执照），负责经营和运行反应堆设施的单位。
　　运行限值和条件
　　经国家核安全部门认可的，为研究堆设施的安全运行而列举参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。
　　运行状态
　　正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
　　假设始发事件
　　经鉴明可能导致预计运行事件或事故工况及其后续故障效应的事件 。
　　保护系统
　　由各种电器件、机械器件和线路（从传感器到执行机构的输入端）组成的产生与保护功能相联系的信号系统。
　　质量保证
　　为使物项或服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统化的活动。
　　反应堆运行管理机构
　　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。
　　多重性
　　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至于引起所需总体安全功能丧失的措施。
　　研究堆
　　主要用于产生和利用中子注量率和电离辐射作研究和其它目的用的核反应堆。
　　核安全（安全）
　　完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免受过量辐射危害。
　　安全功能
　　为安全着想必须完成的特定目的。
　　安全限值
　　过程变量的各种限值，研究堆设施在这些范围内运行已证明是安全的。
　　安全裕度
　　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。
　　安全相关物项或系统
　　不属于安全系统的安全重要物项或系统。
　　安全系统整定值
　　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。
　　安全系统
　　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。
　　停堆裕度
　　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。
　　停堆反应性
　　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。
　　停堆系统
　　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。
　　单一故障
　　导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障，由单一随机事件引起和各种继发故障，均视作单一故障的组成部分。
　　厂址、厂区
　　具有确定的边界，在反应堆运行管理机构有效控制下的反应堆所在区域。
　　附录　在质量保证大纲中需要特别注意的研究堆运行问题实例
　　本安全规定的第十六章已经列出了对质量保证的总要求。其他各章（关于维修、记录、应用、修改和废物）列出了具体质量保证要求。本附录强调在质量保证中需要特别加以考虑的研究堆运行方面的问题。
　　反应性和临界管理
　　研究堆堆芯布置经常改变，而这些改变又涉及到诸如燃料组件、控制棒和实验装置等部件的操作，其中很多部件有相当大的反应性。必须注意保证在任何时刻都不超过燃料贮存和堆芯装载的相应的次临界度和反应性限值。
　　堆芯热工安全
　　上面提到的堆芯装载的经常改变影响到堆芯的核特性。必须注意保证在各种情况下正确确定这些特性，并在反应堆投入运行前对照有关核的和热工的限制对它们进行检查。
　　实验装置的安全
　　研究堆所用的实验装置，由于其技术的、核的或运行的特性，可能明显地影响反应堆安全。必须注意保证这些设施对安全的影响得到充分的评价，并备有适当的文件。
　　反应堆修改
　　研究堆及其实验装置经常要进行修改，以使其运行能力和实验能力适应不同的应用要求。需要特殊保证，以验证各种修改对安全的潜在影响已得到正确的评价、制订了文件并上报，而且在具有重大安全影响的修改后，未得到正式批准之前不得启动反应堆。
　　部件和材料的操作
　　特别是池式研究堆，经常在堆芯附近对部件、实验装置和材料进行操作。需要有特别的保证，以确保进行这些操作的人严格遵守所制订的规程和限制，防止对反应堆产生任何核的或机械的影响，将不可控的外来物件阻碍燃料冷却的可能性减至最小，并防止放射性释放和超剂量辐射照射。
　　外来人员监督
　　研究堆经常有来访的科学家、学员和其它人员参观。这些人要进入控制区，并可能主动地参与反应堆的运行和应用。必须注意确保所有旨在证实这些外来人员具有安全的工作条件并且其活动不会影响反应堆的安全的规程、限制和管理规则得到严格的遵守。