核电专业词汇表(中英文).pdf

ANS － 美国核学会 ASEP － 事故序列评价程序 ASME － 美国机械工程师学会 ATWS － 未能紧急停堆的预期瞬态 CCF － 共因事件 CCI － 共因始发事件 CDF － 堆芯损坏频率 EOP/AOP － 应急操作规程/异常操作规程 FMEA － 故障模式和影响分析 HFE － 人员失误事件 HLRs － 总体要求 HRA － 人员可靠性分析 HVAC － 暖通空调系统 IAEA － 国际原子能机构 V-LOCA － 一回路接口系统冷却剂丧失事故 LERF － 早期大量释放频率 LOCA － 冷却剂丧失事故 LOOP － 厂外电源丧失 MOV － 电动阀 NEI － 美国核能研究所 NPSH － 净正吸入压头 NRC － 美国核管会 PSA/PRA － 概率安全(风险)评价 PSF － 行为形成因子 PWR － 压水堆 RAW － 风险增加值 RCS/RCP － 反应堆冷却剂系统 RHR － 余热排出系统 RRI － 设备冷却水系统 SAR － 安全分析报告 SBO － 全厂断电 SEC － 重要厂用水系统 SGTR － 蒸汽发生器传热管破裂 SORV － 安全阀卡开 SRs － 具体技术要求 SSC － 构筑物、系统和部件 SW － 重要厂用水 THERP － 人员失误率预测技术(用于评价人员的失误) 1.1 定义 序号 名词 定义 根据发生的始发事件，结合随后的系统、功能和操纵员响应一系 事故序列 ( 列事件的成功或失败，来陈述一个可能导致不希望后果 如：堆 1 Accident sequence ) 芯损坏或放射性物质的早期大量释放的事故 的事故情形。一个 ( ) 事故序列有一个明确的终态如堆芯损坏或早期大量释放 。 模化的事故序列 2 Accident sequence 包含在PSA 中且大于模型截断值的事故序列。 modeled 事故序列分析 确定可能导致堆芯损坏或早期大量释放的始发事件、安全功能、 3 Accident sequence 系统失效或成功的组合的过程。 analysis 电厂运行工况，其特征是反应堆处于临界且产生功率，重要的安 功率运行 4 全系统的自动触发信号没有被隔离，必要的支持系统处于正常功 At power 率运行组态。 可用度 5 不可用度的补。 Availability 基本事件 6 在故障树模型中不需要进一步展开的事件。 Basic event 共因故障