ABWR  advanced boiling water reactor  先进沸水堆
APWR  advanced pressurized water reactor  先进压水堆
AP  advance passive plant  先进非能动电厂
ADS  accelerator driven system  加速器驱动机构
AFP  auxiliary feedwater pump  辅助给水泵
ATWS  anticipated transient without screen  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
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  化容控制系统
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
DHX  direct heat exchanger  直接热交换器
DBA  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
DNBR  departure from nuclear boiling ratio  偏离泡核沸腾比
ESD  emergency shutdown device  紧急停堆仪器
ECCS  emergency core cooling system  应急堆芯冷却系统
EPR  European pressurized reactor  欧洲压水堆
ESS  emergency shutdown system  紧急停堆系统
EFS  emergency feedwater system  应急给水系统
ESF  emergency safety features  专设安全设施
EPRI  the electric power research institute  美国电力研究会
EOL  end of life  寿期末
EFPD  effective full power days  有效满功率天数
EM  evaluation model  评价模型
EFW  emergency feed water  紧急供水
GFR  gas-cooled fast reactor  气冷快堆
HEM  homogeneous equilibrium model  均相平衡模型
HPIS  high pressure injection system  高温安注系统
HTGR  high-temperature gas-cooled reactor  高温气冷堆
HTTR  high-temperature test reactor  高温工程试验堆
IFR  integral fast reactor  整体快堆
IHX  integral heat exchanger  中间热交换器
INSAG  International nuclear safety  国际核安全咨询
IDCOR  industry degraded core rule making  工业退役堆芯规则
LFR  lead-cooled fast reactor 铅冷快堆
LPIS  low pressure injection system  低压安注系统
LOCA  loss of coolant accident  失水事故
LOFA  loss of flow accident  失流事故
LOFW  loss of boilen feed water  丧失蒸汽发生器给水
LOOP  loss of offsite power  热阱丧失事故
MHTGR  modular high-temperature gas-cooled reactor 模块化高温气冷堆
MSR  molten salt reactor  熔盐堆
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
PBMR  pebble bed modular reactor  球床模块式反应堆
PCRV  prestressed concrete reactor vessel  预应力混凝土反应堆容器
PIUS  process inherent ultimate safety  过程固有最终安全堆
PRA  probabilistic risk assessment  概率风险评价
PSA  probabilistic safety assessment  概率安全评价
PFBR  prototype fast breeder reactor  快中子增殖堆
RCS  reactor coolant system  反应堆冷却系统
RCP  reactor coolant pump  反应堆冷却剂泵
reactor pressure中文POH  reactor outlet header  反应堆出口集管
RIH  reactor inlet header  反应堆入口集管
RHR  residual heat removal  余热排出系统
RELAP  reactor excursion and leak analysis program  反应堆泄漏分析程序
RSS  reactor safety study  反应堆安全研究
RIA  reactivity insertion accident  反应堆引入事故
SBLOCA  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
SFR  sodium-cooled fast reactor  钠冷快堆
SIR  safe integral reactor  固有安全堆
SCWR  super-critical-water reactor  超临界水冷堆
SPX  super-phoenix reactor  超级凤凰堆
SGTR  steam generator tube rupture  蒸汽发生器传热管道破裂事故
SGCC  state grid corporation of china  国家电网公司
THTR  thorium high-temperature nuclear reactor 钍高温气冷堆
VHTR  very-high-temperature reactor  超高温气冷堆

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