反应堆安全分析英文期末复习资料.pdf

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1、AFP auxiliary feedwater pump辅助给水泵 ATWS anticipated transient without scream未能停堆的预计瞬变 ANSI American national standards institute 美国标准协会 BDBA beyond design basic accident 超设计基准事故 BOL beginning of life 寿期初 CSS containment spray system 安全喷淋系统 CVCS chemical and volume control system 化学控制系统 CSRDM control

2、and safety rod drive mechanism 控制棒驱动机构 CHF critical heat flux 临界热流密度 CIAE china institute of atomic energy 中国原子能科学研究院 CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团 CERN European organization for nuclear research 欧洲核子研究组织 DNBR departure from nuclear boiling ratio 偏离泡核沸腾比 DOE department of energy 核能

3、部 DCH direct containment heating 安全壳直接加热 EOL end of life 寿期末 EFS emergency feedwater system 应急给水系统 EFW emergency feedwater system 应急给水系统 EPRI electric power research institute（美国）电力研究中心 EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆 ESF engineered safety features 专设安全设施 ECCS emergency core coolant system 应急

4、堆芯冷却系统 ESD emergency shutdown system 紧急停堆系统 HPIS high pressure injection system 高压安注系统 INSAG international nuclear safety advising group 国际核安全咨询小组 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 ICRU international commission on radia

5、tion units and measurements 国际辐射单位与测量委员会 JINR joint institute for nuclear research 俄罗斯联合原子研究所 LPIS low pressure injection system 低压安注系统 LOCA loss of coolant accident 失水事故 LOOP loss of offsite power 失流事故 LANL los alamos national laboratory洛斯阿拉莫斯国家实验室 MSLB main steam line break 丧失蒸汽发生器事故 NRC nuclear r

6、egulatory commission 美国核管会 NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会 ORNL oak ridge national laboratory 橡树岭国家实验室 PSA probability safety assessment概率安全分析 PRA probability risk assessment 概率风险评价 RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵 RIA reactivity insertion accident 反应性引入事故 RHR residual heat removal 余热排出 SGTR stea

7、m generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂事故 SG steam generator 蒸汽发生器 CVCS chemical and volume control system 华容控制系统 ASME american society of mechanical engineers 美国机械工程师协会 ASCOT assessment of safety culture in organizations team 核安全评价方法 LOFW loss of boilen feed water 丧失蒸汽发生器给水 LOFA loss of flow accident 失流事故ESP emergent shutdown device 紧急停堆 MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀 RCS reactor coolant system 反应堆冷却剂系统 RSC reactor safeguards committee 反应堆安全技术委员会 SBLOCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故