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 assessment 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ANSI 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 SF emergency safety features 专设安全设施E P R I the electric power research institute 美国电力研究会EOL end o f life 寿期末EFPD effective full power days 有效满功率天数FP full power 满功率fission product 裂变产物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 assessment 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 insertion accident 反应堆引入事故SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故SARP severe accident research 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。
7.核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
8.始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。
9.初因事件：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。
10.固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠认为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。
11.停堆余量(深度)：全部毒物投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。
12.热流量：单位时间传递的热量。
13.热通量（热流密度）q：单位时间通过单位面积传递的热量。
14.传热系数K：单位时间、单位面积、温差为1℃时传递的热量，即单位传热量。
15.对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时，每单位壁面面积上单位时间所传递的热量。
16.热阻：阻碍热量传递的阻力。
17.等温面：温度场中，同一时刻温度相同的点所构成的面。
18.等温线：一平面与等温面的交线。
19.大容积沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
20.饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾。
21.热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的最大积分功率输出，最小冷却流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。
22.热管因子：热管因子是用各有关的热工或物理参数的最大值与平均值的比值来表示的。
23.热点：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点，在堆芯内最危险的燃料元件上的点。
24.偏离泡核沸腾：在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的气膜减少了从表面到液体的传热，致使在热流密度、温差曲线上出现了一个极值的沸腾。
25.子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着这个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量的交换。
26.单通道模型：把所要计算的热管看作是孤立的，它在整个堆芯高度上于相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。
27.比放射性活度A/m：单位质量放射源的放射性活度Bq/kg。
28.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间内产生的热量，单位kw/m。
29.热井：吸收热量的物体。
30.核应急：需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。
31.应急计划：又称应急响应计划，规定了核设施运营单位、地方政府等向国家和公众所承担的应急响应的任务。
32.反应堆有效增值系数：描述反应堆中子产生和消失的一个物理量，符号为keff，keff=中子的产生率/中子的消失率。