反应堆安全分析整理资料
核反应堆安全分析
英文缩写
ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆
APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆
AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂
ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构
AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵
ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT asssment of safety culture organizational teams
安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态AN
SI American National Standards Institute 美国标准协会
ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆
BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故
BOL Beginning Of Life 寿期初
CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆
CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统
CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度
C I A E C h i n a i n s t i t u t e o f a t o m i c e n e r g y中国原子能科学研究院
D B A design basic accident 设计基准事故
DOE department of energy 美国能源部
拱桥简笔画DCH direct containment heating 直接安全壳加热
DNB departure from nucleate boiling 偏离泡核沸腾
DNBR departure from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比
ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器
E S S emergency shutdown system 紧急停堆系统
E C C S e mergency core coolant system 应急堆芯冷却系统
EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆
E F S emergency feed-water system 应急给水系统
E F W emergency feed water 紧急供水
E S
F emergency safety features 专设安全设施
E P R I the electric power rearch institute 美国电力研究会
EOL end o f life 寿期末
行书练习
EFPD effective full power days 有效满功率天数
盼贷FP full power 满功率
fission product 裂变产物
互相帮助的英文
FRC fuel rod cladding 燃料包壳
GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆
HPIS high pressure injection system 高压安注系统
酒店大堂经理H T G R high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆
IFR integral fast reactor 整体快堆
IAEA international atomic energy agency 国际原子能机构
ICRP international commission on radiological protection 国际辐射防护委员会INSAG International nuclear safety advisory group 国际核安全咨询组黑暗古堡
LPIS low pressure injection system 低压安注系统
L O C A loss of coolant accident 失水事故
L OFA loss of flow accident 失流事故
L O F W loss of feed water 主给水丧失
L O O P loss of off-site power 失去厂外电源
MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀
春节法定假期
MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂
NRC nuclear regulatory commission 美国核管会
NSC nuclear safety culture 核安全文化
NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会
PWR pressurized water reactor 压水堆
P S A p robabilistic safety asssment 概率安全评价
R C S reactor coolant system 反应堆冷却系统
RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵
ROH reactor outlet header 反应堆出口集管
R I H reactor inlet header 反应堆入口集管
R H R residual heat removal 余热排出
R S S reactor safety study 反应堆安全研究
RSC radiation safety committee 辐射安全委员会
R I A reactivity inrtion accident 反应堆引入事故
SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故
SARP vere accident rearch program 严重事故研究项目
S F R sodium-cooled fast reactor 钠冷快堆
SIR safe integral reactor 固有安全堆
S C W R super-critical-water reactor 超临界水冷堆
SG steam generator 蒸汽发生器
SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂
S G C C s tate grid corporation of china 国家电网公司
板羽球的正确玩法
V H T R very-high-temperature reactor 超高温气冷堆
名词解释
1.冗余度：核电厂安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。
2.多样性：应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。
3.独立性：为了提高系统的可靠性，防止发生因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。
4.故障安全：即核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。
5.单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发反应。
6.单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。
