核电专业词汇表(中英文)

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1、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

2、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

3、：堆1Accidentsequence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2Accidentsequence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、3Accidentsequence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

4、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。Basicevent共因故障由于共同的原因而使两个或更多的部件在短时间内相继失效的故7Commoncausefailure障。堆芯损坏反应堆堆芯裸露并加热至预计会发生长时间氧化及燃料严重损坏8Coredamage的程度，并且损坏的堆芯足以引起放射性核素大量释放。堆芯损坏频率9单位时间内（一般以堆年为单位）堆芯损坏事件的预计次数。Coredamagefrequency,序号名词定义CDF某一物项实现其功能所

5、依赖的外部要求，并且与相关事件有联系，相关性10这些相关事件由其他事件或事情所确定，或受它们影响，或与它Dependency们有相互关系。诊断对相关信息进行检查和评价，以确定SSC的状态或产生这种状态11Diagnosis的原因。事故序列终止时的状态的集合，它表征了事故序列对电厂或环境终态的影响。大多数PSA中，典型的终态包括：成功状态(即对电厂12Endstate或环境的影响可忽略的状态)、一级PSA序列的电厂损伤状态、LERF序列的放射性释放类别。一种逻辑图，该逻辑图以某一始发事件或状态开始，通过一系列事件树13描

6、述系统或操纵员预期性能的成功或失败的分支说明事故的进Eventtree展，并最终达到某一的终态。事件树题头事件在事件树中以分支点形式所考察的事件，包括：系统行为或其可14Eventtreetopevent用性、人员行动或现象事件。由某一技术领域中的技术专家，根据经验判断或根据对推理（这专家判断15种推理包括理论的、模型的或试验的评估）的合理解释所提供的Expertjudgment信息。故障机理导致故障的各种过程，包括：化学、电气、机械、物理、热能和16Failuremechanism人员失误等各种活动、作用。设备不能实

7、现某一具体功能的表现（即：观察者可以据此判断故故障模式17障已经发生）。一般表现为妨碍某一设备、某一部件或某一系统的Failuremode成功运行（如：不能启动、不能运行、泄漏）。故障模式和影响分析鉴别特定部件的故障模式并评价其对其它部件、子系统和系统的18Failuremodeandeffects影响的过程。analysis,FMEA故障概率构筑物、系统和部件不能投运或不能在规定的任务时间内持续运19Failureprobability行的可能性。故障率单位时间内的预计失效次数。该值可通过某类部件总的失效次数20Fa

8、ilurerate与其总的观察时间之比来得到。故障树一种逻辑演绎图，说明特定的不希望事件（顶事件）是如何由其21Faulttree它不希望事件的逻辑组合引发的。指标量22从PSA分析获得的定量值，如CDF或LERF。Figureofmerit序号名词定义在PSA分析中，所考虑的能直接对一特定的事故实施缓解的系统前沿系统23（如安全