技 术 程 序
核电工程常用缩略语汇编
(初 稿 )
正文页数：23
MN/OPS/002 版次：0 附件数：
文件：
与核安全、质量有关
与质量有关 与质量无关 X
密级：
无密级 X
限制
机密
磁盘：C:\WORK\ZH\MNOPS002.DOC
核 电 秦 山 联 营 有 限 公 司
秦山第二核电厂
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
程序修改跟踪单
版次修改原因日期修改页
0 产生 96.11.05
1 改错，增加附录 97.4.07
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
编写说明
1、查阅核电工程技术文献和资料经常遇到的困难之一是核工程技术文件中的缩略语很
多，缺少相应的工具时很难完全理解文件的全部含义。秦山二期核电工程以大亚湾核电站为参考电站，并和法国在技术上有较多的合作。因此，在使用参考电站和法国的技术资料时还经常出现它们惯用的缩略语，这更增加了学习和参考的难度。本汇编就是为提供这方面的帮助而编制的。
2、本汇编是部分生产准备人员在工作过程中顺便搜集、长时间积累形成的。由于编写
人员接触的文件和资料有限，知识和经验有限，又经历了较长的时间，有些词条并不确切、全面，有的甚至还没有找到确切的注释原文，使用者应结合文件和资料的范围和行文的综合含义，灵活、有选择地使用，或另外查找专门的工具书。
3、本汇编只是编写者遇到的秦山核电二期工程常用缩略语的一部分，大家在工作过程
中还会发现，许多常用的缩略语未编入，需要补充和完善。对此，我们非常希望大家动手，广为搜集，为编制出准确、完善的核电工程常用缩略语汇编出力，为大家阅读核电工程和技术资料提供方便的工具。
4、本汇编将根据大家提供的补充和完善资料，不定期进行修改。
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
核电工程常用缩略语汇编
(生产准备处搜集整理，未经仔细核查，应结合上下文义使用。)
A A Unit Accident Operating Procedures 机组事故处理程序
A-E Architect-Engineer 建筑工程师
AA Alarm Manual 报警手册
AB Auxiliary Building 辅助厂房
ABH Assistant Branch Head 处长助理
AC Alternating Current 交流(电)
ACC Auxiliary Core Cooling 堆芯辅助冷却
ACS Auxiliary Coolant System 辅助冷却系统
ACVS Air Conditioning & Ventilating System 空调与通风系统
AD Administrative Procedures 厂级管理程序
ADC Analog /Digital Converter 模拟－数字转换器、交直流变换器
AED Assistant Emergency Director 应急指挥助理
AEOD Analysis and Evaluation of Operational Data 运行数据分析与评价
AFW Auxiliary Feedwater 辅助给水
ALARA As Low As Raesonably Achievable 合理可达尽量低原则
AM Administrative Management 行政管理
ANS American Nuclear Society 美国核学会
AO Axial Offset 轴向偏移(通量)
AOM Assistant to Operations Manager 生产部经理助理
AOQ Average OutGoing Quality 平均逸出质量
AOV Air Operated Valves 气动阀
APC Automatic Power Control 自动功率控制系统
ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会
ASP Accident Sequence Precursor 事故序列先兆
ASS Auxiliary Steam System 辅助蒸汽系统
AT Accumulator Tank 安注箱
ATP Acceptance Testing Programme 验收试验大纲
ATP Authorization to Proceed 批准开工、开工许可证
ATWS Anticipated Transient Without Scram 未紧急停堆的预期瞬态
ATWT Anticipated Transient Without Trip 未紧急停堆的预期瞬态
AVB Antivibration Bar 防振杆
AVR Automatic Voltage Regulator 自动电压调节器
AVT All Volatile Treatment 全挥发处理
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
B
B&PVC Boiler and Pressure Vessel Code 锅炉与压力容器规范(美国)
B&W Babcock and Wilcox 巴布考克与威尔科克斯公司(美国)
BAST Boric Acid Storage Tank 硼酸箱
BAT Boric Acid Tank 硼酸箱
BC Boron Concentration 硼浓度
BDS Blow Down System 排污系统
BH Branch Head 处长
BHA Branch Head Advisor 处长顾问
BHO Building Hand-Over 厂房移交
BINE Beijing Institute of Nuclear Engineering 北京核工程研究设计院 BIT Boron Injection Tank 硼注入箱
BL Blocking or Locking Procedures 隔离或加锁程序
BNI Balance of Nuclear Island 核岛辅助系统
BOC Bank of China 中国银行
BOL Beginning of Life 寿期初(燃料循环)
BOP Balance of Plant 电厂主厂房以外的其他系统和子项
BP Branch Procedures 处级程序
BP Burnable Poison 可燃毒物
BPS Basic Principle Simulator 基本原理模拟机
BTS 技术规格书
BW Borated Water 含硼水
BWR Boiling Water Reactor 沸水堆
C
CA Calibration Procedures 标定程序
CAE Certified as Executed 竣工(图纸)
CAR Corrective Action Request 纠正行动申请单
CB Control Board 控制盘
CBA Computerized Blocking Assistance 计算机化的辅助隔离系统
CCHX Component Cooling Heat Exchange 设备冷却热交换器
CCR Common Control Room 公用控制室
CCS Coordination Control System 协调控制系统
CCTV Closed Circuit Television 闭路电视、工业电视(在役检查)
CCW Component Cooling Water 设备冷却水
CCW Counter Clock Wise 逆时针方向
CCWS Closed Cooling Water System 闭式冷却水系统
CCWS Component Cooling Water System 设备冷却水系统
CD Coastdown 惰走
CDI Core Damage Index 堆芯损坏指数
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
CDR Conceptual Design Report 概念设计报告
CE Combustion Engineering Inc. 燃烧工程公司(美国)
CE Examination Procedures 检查程序
CED Company Emergency Director 公司应急指挥
CFA Clear for Action 批准执行、空白试验报告(文件状态)
CFC Conform for Construction 可用于施工(文件状态)
CFM Core Follow-up Module 堆芯跟踪模块
CFT Cold Functional Test 冷态功能(性能)试验
CH Chemistry & Radiochemistry Analysis Procedures 化学与放射化学分
析程序
CHF Critical Heat Flux 临界热通量、临界热流密度
CHLAs Candidate High Level Actions 待用的高级行动
CHOC Construction Hand-Over Certification 土建工程移交证书
CI, C/I Core Internals 堆内构件
CIMS Computer Integrated Manufacture System 计算机集成制造系统
CIN Component Intervention Notice 设备(部件)问题处理通知单
CIV Containment Isolation Valve 安全壳隔离阀
CL Cold Leg 冷端
CM Contracts Management 合同管理
CM Corrective Maintenance 纠正性维修
CM Common Method Procedures 通用方法程序
CMP Computer & Data Management 计算机与数据管理
CMS Computer Monitor System 计算机监视系统
CNEIC The China Nuclear Energy Industrial Corporation 中国原子能工业
公司
CNIC China Nuclear Information Centre 中国核情报中心
CNNC The China National Nuclear Corporation 中国核工业总公司
CO Commercial Operations 商业运行
COR 反应堆物理启动程序
CP Charging Pump 上充泵
CP Condensate Pump 凝结水泵
CP Construction Permit 建造许可证
CP Commissioning Programme 调试大纲
CPM Critical Path Method 关键路径法
CPU Central Processing Unit 中央数据处理器
CQAP Company Quality Assurance Programme 公司质保大纲
CQOM Company Quality Organization Manual 公司质量管理手册
CR Clarification Report 澄清报告
CR Control Room 控制室
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
CRDM Control Rod Drive Mechanism 控制棒驱动机构
CRF Clarification Request Form 问题澄清单
CRGT Control Rod Guide Tubes 控制棒导向管
CRT Cathode Ray Tube 阴极射线管
CS Containment Spray 安全壳喷淋
CSF Critical Safety Function 关键安全功能
CSIS Containment Spray Injection System 安全壳喷淋注入系统
CSRS Containment Spray Recirculation System 安全壳喷淋再循环系统 CST Condensate Storage Tank 凝结水箱
CT Common tool Procedures 通用工具程序
CT Construction Team 施工队
CV, C/V Containment Vessel 安全壳
CVCS Chemical and Volume Control System 化学与容积控制系统
CW Civil Works 土建工程
CW Clockwise 顺时针方向
CW Cooling Water 冷却水
CWP Circulating Water Pump 循环水泵
CWS Circulating Water System 循环水系统
CZP Cold Zero Power 冷态零功率
D
D Diverse Operating Procedures 其他运行程序
DAC Digital/Analog Converter 数字－模拟转换器
DAS 数字采集和处理系统
DBA Design Basis Accident 设计基准事故
DBE Design Basis Earthquake 设计基准地震
DBE Design Basis Event 设计基准事件
DBH Deputy Branch Head 副处长
DC Direct Current 直流电
DCH Direct Containment Heating (PWR) 安全壳直接加热
DCR Design Change Request 设计变更申请单
DCS Digital Control System 数字化控制系统
DCS Distributed Control System 分布式控制系统
DEC General Procedure to enter Procedures 故障或事故索引程序
DEF Abnormalities,Incident,Non-conformance 异常、故障、不符合项 DEH Digital Electrical Hydraulic System 数字电液控制系统
DEN Design Evolution Notice 设计变更通知单（专用于设备变更）
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
DG Design Guide 设计导则
DG Diesel Generator 柴油发电机
DFB Depature From Film Boiling 偏离膜态沸腾
DHP Dynamic Hold Point Procedure 状态转换控制(停工待检)点程序
DHRS Decay Heat Removal System 余热排出系统
DM Demineralized Water 除盐水
DMWS Demineralized Makeup Water System 除盐补水系统
DNB Departure from Nucleate Boiling 偏离泡核沸腾,烧毁
DNBR Departure from Nucleate Boiling Ratio 偏离泡核沸腾比，烧毁比
DND Delayed Neutron Detector 缓发中子探测器
DOC Documentation Control 文件管理（文件类型）
DOE Department of Energy 美国能源部
DOM Deputy Operation Manager 生产部副经理
DPC 汽机旁路控制系统
DSS Deputy Shift Supervisor 副值长
DT Destructive Test 破坏性试验
DTT Design Transition Temperature 设计转变温度
DUR Document Updating Request Form 文件更新申请单
DVM Digital Voltmeter 数字电压表
DVR Drain Return Vessel 疏回水容器
DW Demineralized Water 无离子水
E
E Unit Refueling and Maintenance Operating Procedure 机组换料与维
修操作程序 EAB Evacuating Area Boundary 撤离区边界
EAR Engineering Assistance Request 工程支援申请单
EBS Emergency Broadcast System 应急广播系统
EC Eddy Current Testing 涡流检验
EC Editorial Change 编辑修改
EC Erection Contractor 安装承包商
ECCS Emergency Core Cooling System 应急堆芯冷却系统
ECEPDI East China Electrical Power Design Institute 华东电力设计院
ECI Emergency Coolant Injection 应急冷却剂注入
ECN Engineering Change Notice 工程变更通知（单）
ECSR End of Construction Status Report 土建竣工状态报告
ECT Eddy Current Test 涡流探伤试验
EDG Emergency Diesel Generator 应急柴油发电机
EEC End of Erection Certification 安装竣工证书
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
EECW Emergency Equipment Cooling System Water 应急设备冷却水系统
EESR End of Erection Status Report 安装竣工状态报告
EF Experience Feedback Reports 经验反馈报告
EFPD Effective Full-Power Days 有效满功率天数
EFPD Equivalent Full-Power Days 等效满功率天数
EFW Emergency Feedwater 应急给水
EHC Electrical Hydraulic Control System 电液控制系统
EHV Extremely High Voltage 超高压
EIR Environmental Impact Report 环境影响报告书
EM Environmental Monitoring Report 环境监测报告
EM Environment Monitoring Procedures 环境监测程序
EMP Emergency Preparedness 应急准备（文件类型）
EMRV Electromatic Relief Valve 电磁泄压阀
ENG Engineering 工程（文件类型）
ENS Emergency Notification System 应急通知系统
EOC Emergency Operations Center 应急运行中心
EOF Emergency Operation Facility 应急指挥中心
EOL End of Life 寿期末
EOMM Equipment Operating and Maintenance Manual 设备运行维修手册
EOMR End of Manufacture Report 制造完工报告
EOPs Emergency Operating Procedures 应急运行程序
EP Emergency Plan Implementing Procedures 应急计划执行程序
EPCN Emergency Procedure Change Notice 应急程序修改通知
EPGs Emergency Procedure Guidelines 应急程序导则
EPRI Electric Power Research Institute(USA) 电力研究所(美国)
EPZ Emergency Planning Zone 应急计划区
ERDAS Emergency Response Data Acquisition System 应急响应数据获得系统 ERFIS Emergency Response Facility Information System 应急响应中心信息
系统
ERFS EESR Reservation Follow-up Sheet EESR后遗留问题跟踪单
ERGs Emergency Response Guidelines 应急响应导则
ERO Emergency Response Organization 应急响应组织
ERONS Emergency Response Organization Notification System 应急响应组织
通知系统
ERP Emergency Response Plan 应急响应计划
ES Maintenance-CI island 常规岛维修程序
ESD Emergency Shutdown Device 应急停堆装置
ESF Engineered Safety Feature 专设安全设施
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
ESS Engineered Safeguard System 工程保安监督系统
ESTD Elementary System Training Document 基本系统培训文件
ET Eddy-Current Testing 涡流检查
ETA Event Tree Analysis 事件树分析
ETF 施工记录档案
F
F System Normal Operating Procedures 系统运行程序(与核安全有关） FAC Final Acceptance Certificate （供货）最终接收证书
FAS Free Alongside Ship 船边交货
FBR Fast Breeder Reactor 快中子增殖堆
FC Flow Controller 流量控制器
FCN Field Change Notice 现场变更通知单
FCO Field Change Order 现场变更指令
FCP Field Change 现场变更建议书
FCR Field Change Request 现场变更申请单
FCV Flow Control Valve 流量控制阀
FDE Field Design Evolution 现场设计进展
FDW Feedwater System 给水系统
FE Nuclear fuel Economic Analysis 核燃料经济分析程序
FFD Failed Fuel Detector 破损燃料探测器
FFE Fire-Fighting Equipment 消防设备
FFW Fire-Fighting Water 消防水
FHS Fuel Handling System 燃料装卸系统
FM Fuel Management Procedure 燃料管理程序
FM Fuel Management Reports 燃料管理报告
FM Fissile Material 可裂变物质
FMX Framex (France) 法马克斯公司(法国)
FOB Free on Board 船上交货价、离岸价格
FP Fire Protection 防火
FP Full Power 满功率
FPC Fuel Pool Cooling and Treatment System 燃料池冷却与净化系统
FPM Fission Products Monitoring 裂变产物监测
FPS Fire Protection & Industry Safety 防火与工业安全（文件类型） FR Failure Report 事件（故障）报告
FRA Flow Recorder and Alarm 流量记录报警器
FRGs Function Restoration Guidelines 功能恢复导则
FROG Framatome Owners Group(France) 法马通业主集团(法国)
FSAR Final Safety Analysis Report 最终安全分析报告
FSS Full Scope Simulator 全范围模拟机
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
FT Flow Transient 流量瞬变
FTA Fault Tree Analysis 故障树分析
FTG Function Training Guide 职能培训导则
FTS Federal Telephone System 联邦电话系统
FUL Fuel Management 燃料管理（文件类型）
FW Feedwater 主给水
FWCV Feedwater Control Valve 主给水控制阀
FWH Feedwater Heater 给水加热器
FWP Feedwater Piping 给水管道
FWP Feedwater Pump 给水泵
G
G Unit General Operating Procedures(NI) 机组通用运行程序（核岛） GAJ 公司应急支援组
GC Equipment Index Operating Procedure 设备索引操作程序
GCR Gas-Cooled Reactor 气冷堆
GCR Grid Control Room 网控楼
GE General Electric Company 通用电气公司(美国)
GEC General Electric Company(England) 通用电气公司(英国)
GECA GEC-Alsthom 通用－阿尔斯通电气公司
GEH 应急指挥部
GFHs 技术秘书（应急组织）
GIJ JVC公众信息组（应急组织）
GIS Gas Insulated Switchgear SF6气体绝缘开关装置
GJS 公司办公室
GL Guide Line 导则
GLS 后勤支持与现场保卫组（应急组织）
GMS 电厂应急维修组
GN General Notification 一般通知
GNPJVC Guangdong (Daya-Bay( Nuclear Power JVC 广东核电合营有限公司
GO Standard Status Definition Procedure 标准状态定义程序
GOP 电厂运行控制组（应急组织）
GOR General Operation Rules 运行总则
GOR 应急组织
GQS General Quality Specification 采购通用质量规格书
GRD Grid 电网（文件类型）
GRO Guang Dong Regional Office 广东监督站(国家核安全局)
GRP 电厂应急辐射防护组
GS Unit General Operating Procedures(CI) 机组通用运行程序(常规岛)
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
GTHR Gross Turbine Heat Rate 汽机毛热耗
GTS 技术支持组（应急组织）
GVS Emergency Response Group 应急响应组
H
H Unit Operating Procedures after Accident Beyond Design 超设计基
准事故处理程序 HA Hypothetic Accident 假想事故
HAZ Heat-Affected Zone 热影响区
HB Heat Barrier 热屏
HC Hot Channel 热管
HCU Hydraulic Control Units 液压控制单元
HCV Hand-Operated Control Valve 手动控制阀
HE Heat Exchanger 热交换器
HEPA High-Efficiency Particulate Air filter 高效粒子空气过滤器
HFP Hot Full Power 热态满功率
HFT Heat Functional Test 热态功能试验
HHSI High Head Safety Injection Subsystem 高压安注系统
HK Hong Kong 香港
HL Hot Leg 热端
HLDS Hold-Down Spring 压紧弹簧
HP Health Physics 保健物理通用程序
HP High Pressure 高压
HPCI High Pressure Coolant Injection 高压冷却剂注入
HPI High Pressure Injection 高压注入
HPME High Pressure Melt Ejection 高压熔喷
HPN Health Physics Network 保健物理网络
HPS High Pressure Steam 高压蒸汽
HPSI High Pressure Safety Injection 高压安注
HT Hydrostatic Testing 水压试验
HTGR High Temperature Gas-Cooled Reactor 高温气冷堆
HVAC Heating,Ventilating and Air Conditioning 采暖通风和空调系统
HW TOP Documents 红头文件、上级文件
HWR Heavy Water Reactor 重水堆
HX Heat Exchanger 热交换器
HZP Hot Zero Power 热态零功率
I
I Unit Operating Procedures after Incident 机组故障处理程序
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
I&C Instrumentation and Control 仪表与控制
I&M Inspection and Maintenance 检查与维修
I/O Input-Output 输入－输出
IAEA International Atomic Energy Agency 国际原子能机构
ICIS In-Core Instrumentation System 堆芯测量仪表系统
ICRP International Committee of Radiation Protection 国际放射性防护
委员会
ICS Integrated Control System 综合控制系统
IEC International Electric Commission 国际电工委员会
IEEE Institute of Electrical and Electronic Engineers 电气与电子工程
师协会(美)
IGSCC Intergranular Stress Corrosion Cracking 晶间应力腐蚀
IHSI Induction Heating Stress Improvement 热应力电感应改善
IHX Intermediate Heat Exchanger 中间热交换器
ILRT Integrated Leak Rate Testing 综合泄漏率试验
IOMR Interconnection Operation Management Rules 互连运行管理规则
IP Implemention Procedure 执行程序
IP Intermediate Pressure 中压
IPE Individual Plant Examination 个别电厂检查
IPT Intermediate Pressure Turbine 中压缸
IS Industrial Safety Procedures 工业安全程序
IS Industry Safety 工业安全
ISAR Intermediate Safety Analysis Report 中间安全分析报告
ISI In-service Inspection 在役检查
ISO International Standard Organization 国际标准化组织
ISS Integrated Safeguard Systems 综合保安系统
ITP Individual Training Planning 个人培训计划
IVI In-Vessel Inspection 压力容器内检查
Ixyz System Incident Operating Procedures 系统故障处理程序
J
JTIC Joint Telephone Information Center 电话信息联合中心
K
K Blocking or Locking Procedures 隔离或加锁管理程序
KWU Kraftwerke Union AG 电站联盟公司(德国)
L
LAN Local Area Network 局域网络
LBLOCA Large Break LOCA 大破口失水事故
LC Level Controller 水位控制器
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
LD－50 Lethal Dose 50 半致死剂量
LER Licensee Event Report 许可证持有者事件报告
LHSI Low-Head Safety Injection 低压安注
LI Level Indicator 水位指示器
LLRT Local Leak Rate Testing 局部泄漏率试验
LOCA Loss-of-Coolant Accident 一回路失水事故
LOFA Loss of Flow Accident 断流事故
LOFT Loss of Fluid Test 失水事故试验(装置)
LOFW Loss of Feedwater 失去主给水
LOFW Loss of Feedwater Flow 失去给水流量
LOI Letter of Intent 意向书
LOOP Loss of Off-site Power 电网停电事故、失去外电源
LP Low Pressure 低压
LPCI Low Pressure Coolant Injection 低压冷却剂注入
LPI Low Pressure Injection 低压注入
LPSI Low-Pressure Safety Injection System 低压安注系统
LPT Low-Pressure Turbine 低压缸
LPZ Low Population Zone 低人口区
LSS LOCA Surveillance System 失水事故监测系统
LT Leakage Test, Leak test 泄漏试验、严密性试验
LWR Light Water Reactor 轻水堆
LV Low Voltage 低电压
M
MAFP Motor Auxiliary Feedwater Pump 电动辅助给水泵
MAT Procurement & Material Control 采购与物质管理（文件类型） MCA Maximum Credible Accident 最大可信事故
MCB Main Control Board 主控制盘
MCCI Molten Core Concrete Interaction 熔化堆芯与混凝土反应
MCHF Maximum Critical Heat Flux 最大临界热流密度
MCL Management Counterpart lin k 管理对讲机通信线路
MCP Main Coolant Pump 主泵、主冷却剂泵
MCR Main Control Room 主控制室
MD Motor-Driven (in reference to pumps) 电动
ME Measuring Procedure 测量程序
ME Occupational Medical Procedures 职业医疗程序
MEH 给水泵汽机控制系统
MFW Main Feedwater 主给水
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
MFWP Main Feedwater Pump 主给水泵
MHSI Medium-Head Safety Injection 中压安注
MLD Mean Lethal Dose 半致死剂量
MM Meeting Minutes 会议纪要
MN Manual 手册
MO Modification Procedure 改进程序
MOR Modification Request 改进申请单
MOV Motor-Operated Valve 电动阀
MOX Mixed-Oxide Fuel Assembly (铀－钚)混合氧化物燃料组件
MP Maintenance Programme 维修大纲
MPC Maximum Permissible Concentration 最大容许浓度
MPDE Maximum Permissible Dose Equivalent 最大容许剂量当量
MPT Magnetic Particle Testing 磁粉探伤仪
MR Monthly Reports 月报
MSFWS Main Steam and Feed Water System 主蒸汽及给水系统
MSIV Main Steam Isolation Valve 主蒸汽隔离阀
MSIV Main Steam-Line Isolation Valve 主蒸汽管道隔离阀
MSLB Main Steam-Line Break 主蒸汽管道破裂
MSLR Main Steam-Line Rupture 主蒸汽管道破裂事故
MSR Moisture Separation Reheater 汽水分离再热器
MSRV Main Steam Relief Valve 主蒸汽泄压阀
MSS 现场施工用材料传递单
MSTM Multistud Tensioning Machine 多螺栓拉伸机
MTN Maintenance 维修（文件类型）
MTR Materials Testing Reactor 材料试验堆
MUWP Make-up Water Pump 补给水泵
MWH MWH Meter 千度表、电度表
N
NAB Nuclear Auxiliary Building 核辅助厂房
NAS Nuclear Alert System 核警报系统
NC Non Conforming Item 不符合项
NC Non-conformance Item Records 不符合项记录
NCR Non Conformance Report 不符合项报告
NDE Nondestructive Examination 无损检验
NDT Nil Ductility Transition Temperature 无延性转变温度
NDT Nondestructive Testing 无损试验
NEA Nuclear Energy Agency 核能机构(巴黎)
NEPA National Environmental Protection Administration 国家环保局 NFU Notified for Use 经设计批准，可供使用
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
NI Nuclear Island 核岛
NIS Nuclear Instrument System 核仪表系统
NM Nuclear Materials Accounting & Control 核材料衡算与控制
NNSA National Nuclear Safety Authority 国家核安全局
NPIC Nuclear Power Institute of China 中国核动力院
NPRI Wuhan Research Institute of Nuclear Power Operation 武汉核动力
运行研究所 NPSH Net Positive Suction Head 净正吸入压头
NQR Non-Quality Related 与质量无关
NR Non-Conformance Report 不符合项报告
NRC Nuclear Regulatory Commission 美国核管会
NRV Non-Return Valve 止回阀
NSAR Nuclear Safety Analysis Reports 核安全分析报告
NSP Nuclear Safety Programme 核安全大纲（文件类型）
NSSS Nuclear Steam Supply System 核蒸汽供应系统
NUSS Nuclear Safety Standard 核安全标准
NWP Normal Working Pressure 额定工作压力
O
OBE Operating Basis Earthquake 运行停堆地震
ODAF 强迫油循环风冷方式(变压器)
OE Operation Engineer 运行工程师
OEA Operation Engineer Advisor 运行工程师顾问
OM Outage Maintenance Reports 停机大修报告
OMG Operation Department Manager 生产部经理
ONAN 油自然风冷方式(变压器)
OP Operating Procedure 运行程序(规程)
OPN Operation 运行（文件类型）
OPS Operations Department 生产部
OQAP Operation Quality Assurance Programme 运行质量保证大纲
OQS Quality Assurance Branch 质量保证处
ORG Organization 组织机构（文件类型）
ORG Contractors Report 承包商报告
ORGs Optimal Recovery Guidelines 最优化恢复导则
OSC Operational Support Center 运行支援中心
OSG Operational Startup Group 启动运行组（调试组织）
OTO Overall Temporary Operation 暂时综合运行
OTSG Once-Through Steam Generator 一次通过式蒸汽发生器
P
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
P-T Pressure-Temperature 压力－温度
P.QOM Plant Quality Organization Manual 电厂质量组织手册
PA Particular System Operating Procedures 特殊系统运行程序
PAC Provisional Acceptance Certificate （供货）临时接收证书
PAMS Post-Accident Monitoring System 事故后监测系统
PANS Public Alert and Notification System 公众警报与通知系统
PASS Post Accident Sampling System 事故后取样系统
PBX Private Branch Exchange 专用小型交换机
PC Pressure Controller 压力调节器
PCFS Post-EESR Change Follow-up Sheet 安装竣工状态报告后变更跟踪单 PCG Procedure Coordination Group 程序协调组
PCI Pellet-Cladding Interaction 芯块－包壳相互作用
PCN Procedure Change Notices 程序修改通知
PCRV Prestressed Concrete Reactor Vessel 预应力混凝土压力容器
PCV Pressure Control Valve 压力控制阀
PD Positive Displacement(in reference to pumps) 正位移
PD Project Department 工程部
PDC Plant Damage Conditions 电厂损坏条件
PED Plant Emergency Director 电厂应急指挥
PG Periodic Lubrication Procedures 定期润滑程序
PHWR Pressurized Heavy Water Reactor 加压重水堆
PI Periodic Inspection Procedures 定期检查程序
PI Pressure Indicator 压力指示器
PID 公众信息助理（应急组织）
PIP Control Rod Position Indication Probe 控制棒位置指示探头
PM Periodic Maintenance Procedures 定期维修程序
PM Preventive Maintenance 预防性维修
PMCL Protective Measures Counterpart Link 防护措对讲机通信线路
Pn Normal Power 额定功率
PNSC Plant Nuclear Safety Committee 电厂核安全委员会
PO Interface Procedures 接口程序
PORV Power Operating Relief Valve 电动卸压阀
PORV Pilot-Operated Relief Valve 先导式泄压阀
POSRV Power-Operated Safety-Relief Valve 电动安全－泄压阀
PP Preservation Plan 常规岛保养计划行动
PPS Plant Protection System 电厂保护系统
PQS Particular Quality Specification 特殊质量规范书
PR Preservation Procedures 保养程序
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
PR Procurement Procedures 采购程序
PR Progress Report 进展报告
PRA Probabilistic Risk Analysis 概率风险分析
PRE Preliminary 预备、呈报待批(文件状态)
PRM Power Range Monitor 功率量程监测仪
PRT Pressurizer Relief Tank 稳压器卸压箱
PRV Pressure Relief Valve 泄压阀
PRZR Pressurizer 稳压器
PSA Probabilistic Safety Analysis 概率安全分析
PSAR Preliminary Safety Analysis Report 初步安全分析报告
PSI Pre-Service Inspection 役前检查
PT Periodic Test Procedures 定期试验程序
PT Liquid Penetrant Examination (Test,Inspection) 着色检验、液体渗
透检验
PTEST Periodic Test Management System 定期试验管理系统
PTS Pressurized Thermal Shock 受压热冲击
PV Pressure Vessel 压力容器，压力壳
PWR Pressurized Water Reactor 压水堆
PZR Pressurizer 稳压器
Q
QAC Quality Assurance 质量保证（文件类型）
QP Quality Plan 质量计划
QR Quality Records 质量记录
QR Quality Related 与质量有关
QSDR Quality Surveillance Deficiency Report 质量监查缺陷报告
QSR Quality and Nuclear Safety Related 与质量和核安全有关
R
RB Reactor Building 反应堆厂房
R/C Reinforced Concrete 钢筋混凝土
RBCCW Reactor Building Closed Cooling Water System 反应堆厂房闭环冷却
水系统
RBCW Reactor Building Chilled Water System 反应堆厂房冷冻水系统
RBE Relative Biological Effectiveness 相对生物效应
RCC Regles de conception et de construction des centrales nucleaires 法国压水堆核电站核岛设计和建造规则
RCC-C -Partie combustible 压水堆核电站燃料组件设计和建造规则
RCC-E -Partie Electricite 压水堆核电站电气设计和建造规则
RCC-G -Partie genie civil 90万千瓦压水堆核电站土建设计和建造规则
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
RCC-I -Partie protection incendie 核电站防火设计和建造规则
RCC-M -Partie materiels mecaniques 压水堆核电站核岛机械设备设计和建造规则 RCC-P -Partie procedes 90万千瓦压水堆核电站系统设计和建造规则
RCCA Rod Cluster Control Assembly 棒束控制组件
RCCGT Rod Cluster Control Guide Tube 棒束控制导向管
RCDT Reactor Coolant Drain Tank 反应堆冷却剂疏水箱
RCFC Reactor Containment Fan Cooler 反应堆安全壳风冷器
RCL Reactor Coolant Loop 反应堆冷却剂环路
RCP Reactor Coolant Pump 反应堆冷却剂泵(主泵)
RCPB Reactor Coolant Pressure Boundary 反应堆冷却剂压力边界
RCS Reactor Coolant System 反应堆冷却剂系统、主系统
RCT Reactor Coolant 反应堆冷却剂
RE Repairing Procedures 检修程序
REMS Remote Energy Metering System 遥控能量计量系统
RF Refueling 换料
RHE Residual Heat Exchanger 余热导出热交换器
RHRP Residual Heat Removal Pump 余热导出泵
RHR Residual Heat Removal System 余热导出系统
RHX Regenerative Heat Exchanger 再生式热交换器
RM Requalification Procedures 再鉴定程序
RP Radiation Protection Procedures 辐射防护程序
RP Radiation Protection Report 辐射防护报告
RP Rated Power 额定功率
RPIS Rod Position Indicating System 棒位指示系统
RPS Reactor Protection System 反应堆保护系统
RPS Radiological Protection Procedures 辐射防护程序
RPV Reactor Pressure Vessel 反应堆压力容器
RSCL Reactor Safety Counterpart Link 反应堆安全对讲机线路
RSS Reactor Safety Study(WASH-1400) 反应堆安全研究
RST Restart Safety Assessment 重新起动安全评定
RT Radiographic Test 辐射探伤试验
RT Reactor Engineering 反应堆工程
RTD Resistance Temperature Detector 电阻式温度探测器
RTNDT Reference Nil-Ductility Transition Temperature 基准无延性转变温度 RTO Rated Thermal Output 额定热输出功率
RV Reactor Vessel 反应堆压力容器
RVLIS Reactor Vessel Level Instrumentation System 反应堆压力容器水位
测量系统
秦山第二核电厂 MN/OPS/002
RVLIS Reactor Vessel Liquid Inventory System 同上
RWD Radioactive Waste Demineralizer 放射性废水除盐装置
RWM Radioactive Waste Management 放射性废物管理（文件类型）
RWN Radioactive Release 放射性排放（文件类型）
RWST Reactor Refuelwater Storage Tank 换料水箱
S
S All Other System Normal Operating Procedures 除NSSS外所有其他系
统正常运行程序
S/OIL Seal Oil 密封油
SAMGs Severe Accident Management Guidance 严重事故管理导则
SAR Safety Analysis Report 安全分析报告
SAS Safety Assessment System 安全评价系统
SBLOCA Small Break LOCA 小破口失水事故
SC Site Contractor 现场承包商
SC Supply Contractor 供货商
SCC Stress Corrosion Cracking 应力腐蚀破裂
SCP Standard Commissioning Procedure 标准调试程序
SCR 网控楼控制室
SCS Sequence Control System 顺序(程序)控制系统
SCY Security 保安（文件类型）
SD Shutdown 停堆
SDM System Design Manual 系统设计手册
SED Site Emergency Director 现场应急指挥
SFP Spent Fuel Pit 乏燃料贮存水池
SG Standard Guideline 标准试验导则(调试)
SG Steam Generator 蒸汽发生器
SGBDS Steam Generator Blowdown System 蒸汽发生器排污系统
SGTR Steam Generator Tube Rupture 蒸汽发生器传热管破裂
SH Section Head 科长
SHM Safety and Health Manager 保健安全经理
SHP Static Hold Point Procedures 停机状态控制(停工待检)点程序
SI Safety Injection 安注
SI Site Instruction 现场施工指令(基建)
SIP Safety Injection Pump 安全注射泵
SIR Site Interface Procedure 现场接口程序(基建)
SIS Safety Injection System 安注系统
SIWT Safety Injection Water Tank 安注水箱
SL Sludge Lancing 淤积物清除水枪
SOV Solenoid Operated Valve 电磁阀
核电厂仪表与控制 第一章： 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括： 1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章： 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统：P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts：也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中，除了被控制过程、检测变送器和执行器以外，就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统，该系统以网络为基础，采用分布式结构，将控制功能分散，而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章： 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比，而在反应堆中，中子注量率是空间位置的函数。定义：在核电厂中，反应堆释放出来的能量传给了冷却剂，所以，反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理：以气体探测器的工作原理为基础，气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，当带电粒子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子（即离子对）。离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。
世界核电营运者协会NRC 美国核管会 IAEA 国际原子能机构 OE 运行经验 SOER 重要运行经验报告SER 重要事件报告 JIT 即时经验反馈 EAR 事件分析报告 ENR 事件通告 MER 其他事件报告 INES 国际核事件分级表IRS 国际核事件报告系统LOER 运行事件报告IOER 内部事件报告 其他事件报告 INES 国际核事件分级表IRS 国际核事件报告系统LOER 运行事件报告IOER 内部事件报告SOER （Significan t Operating Event Report） 重要运行经验报告
（Significan t Event Report） 重要事件报告 JIT（Just InTime） 及时报告 WANO良好实践和强项 EAR 事件分析报告 ENR 事件通告 MER 其它事件报告 ETR（针对通 用性问题进行 经验分享，类 似于SOER） 事件主题报告 WANO成员事件报告（电厂向WANO汇报或 WANO事件报告（WANO向各成员通告） IRS 经济合作与发展组织的核能机构 (OCED/NEA)和国际原子能机构(IAEA)的事件报告系统 在强化运行经验大纲的过程中，WANO将各成员递交的事件报告，按照重要问题所涉及领域开发SOER。WANO根据重大问题对核安全或电厂可靠性的重要程度提出推荐性建议，并通过SOER进行传播和交流。WANO成员承诺要根据SOERs里的建议在本厂采取相应的纠正行动，在同行评估时对这些行动和措施要进行一旦WANO中心负责运行经验的人员确定一个事件有显著的核安全或可靠性影响并对其它WANO成员具有广泛的适用性时，就编写一个SER。其中一部分报告强调了一些普遍并长期存在的问题。这些SER报告是针对那些复杂的或者具有重要的潜在原因和经验教训的事件编写的。当在不同的核电厂内发生几起类似的事件时，可能在同一份SER中讨论每起事件的情况。每个JIT报告包含了事件的简要描述，或是确定了一些与不同电厂设备和／或电厂活动相关的缺陷。这些报告提供了特殊格式的培训／摘要材料，帮助人员准备，实现电厂的逐步发展。这种简要的材料由一些重要的行业运行经验组成，是从WANO事件报告数据库中针对具体情况汇编成。一线监督人员和领班长在例会上或开工前情况简介时，应将JIT报告用于讨论。WANO良好实践描述了已经取得高业绩水平的一些实践。通过不同的WANO大纲确定这些实践，这些实践在各成员间可以相互作用和影响。当公司或电厂完成的某一项活动达到或者超过期望的优秀水平时，WANO将其确定为强项。强项主要在WANO同行评估期间确定。EARs描述了有重要的根本原因和经验教训的事件，向WANO报告EAR。ENR用来立即通知其它WANO成员发生了什么事件。对同类电厂来说，应该立即审查ENR，确定本电厂是否会存在同样问题。电厂在完成事件分析并提交EAR后，就应删除相应的ENR。如果一个事件很重要却不符合EAR／ENR准则，但考
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过 2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流 等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组 调节棒组硼溶液的稀释和加硼 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 平均温度的折中方案 5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒补偿棒 调节棒 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器 的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的 保护排放 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量 8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵_______ 和给水 调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽 流量，但此流量还受到回路传递热量而产生的 蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机讲汽阀来调节
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制、频率控 字 转换为模拟量 拟量 转换为数字量 。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采 样，采样频率是否越高越好？为什么? 经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信 号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采 样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采 样上，而失去了实时控制机会。 频率不小于模拟频谱的最高频率的 现场总线技术控制系统 16.DCS 英文和中文各是什么？并详述 DCS 的结构体系及其功 能。 Distributed control system 集散控 压力控制 应力控制 11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ,它是把数 12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ,它是把仝 14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足 采样 15.数字化计算机监控系统的类型， 随着技术的发展，基本可 以分为直接数字控制系统 集散控制系统 DCS 的结构
核电站基准文件的管理 作者：陈丽嫔 来源：《办公室业务（上半月）》 2017年第2期 文档与设备、人才并列为核电站管理的三大要素，文档记录着一个企业的建立、成长、发 展的过程，是企业开展生产经营活动的基础，是企业的宝贵记忆和财富。核电文档从大的阶段分，主要分为工程文档和生产文档，生产文档管理中有一个特殊的名词“基准文件”，这个被 核电运行维修等一线员工耳熟能详而又青睐有加的文件是什么，它是如何管理进而成为生产一 线工作人员的工作宝典。 一、什么是基准文件 基准是机械制造中应用十分广泛的一个概念，在测量工作中用作起始尺度的标准作用，而 基准文件就是一线人员工作的标准文件，基准文件是核电站在生产运营活动中使用的文件的原 件或主件，因职能活动而处于被经常利用状态，主要范围包括：技术程序和技术支持文件，其 中技术程序包括运行技术程序、维修技术程序等，技术支持文件包括系统设计手册、设备运行 维修手册、安装竣工图、土建竣工图等。基准文件保持与现场系统、厂房、设备实际状态一致，而又随着现场工程改造和物项替代发生变化而升版，基准文件始终处于现行文件状态。 二、基准文件的管理要求 基准文件是电站运行、维修、工程改造、物项替代等使用的依据文件，具有最高的有效性。其遵循文件管理的一般流程，而又由于重要性和核电站的特点而具有特殊的管理要求。（一） 基准文件的产生。技术支持文件和技术程序同属基准文件范畴，技术支持文件来源于工程技术 文件移交，是反映核电站厂房、系统、设备的功能和存在状态的一类重要文件，技术程序来源 于生产部门编写，是指在所有工况下进行生产活动的技术要求、操作步骤和（或）指导说明。 虽然来源不同，文件产生的要求却是相同的，所应用的计算机软件版本必须统一，所有文件 （含图纸）必须使用规范的格式（合同商提供的文件也不例外），包括规范的封面格式、规范 的内容要求和唯一的文件编码，任何不规范的文件不得生效使用；产生、升版、取消须制订规 范的编审批流程，文件的生效须经过相应级别责任部门、有授权人员的编写、审核和批准；变 更时必须由审核和批准原文件的同一单位进行审核和批准，或由其专门指定的有资格的其他单 位进行审核和批准。 （二）基准文件的流转。流转是基准文件管理最关键的一个环节，已生效的文件需快速、 准确的分发到各卫星库和一线部门，用于作为现场工作指导和依据的文件，为了实现高时效性、高准确率的要求，需引入标准分发清单的工具，即根据文件编码、责任部等属性对应出需分发 到的卫星库或部门，并将分发清单配置入系统，通过系统自动判断分发范围后再辅以人工检查。纸/电文件需同步考虑，电子文件分发效率更高，方便各部门在系统中快速查询、阅览，作为现场工作使用文件，纸质文件却更为便利和实用，纸质文件分发须在其封面进行标识，标明是基 准文件和分发到哪个卫星库，有标识的文件，才会被一线部门认定为是通过合法渠道分发的文件。同时文件接收部门应在接收文件时，根据清单，检查文件是否完整、文件版本是否正确、 文件格式是否符合要求，一旦发现问题及时联系解决。 （三）基准文件的保管。电子基准文件保管于系统中，纸质基准文件保管于库房中，库房 必须能防止文件被火灾、水灾、虫和有齿动物等损坏，库房管理遵循“八防”原则，应有通风 和温湿度控制，并备有消防器材。基准文件需进行分类存放管理，其文件排架规则应遵循方便 存储、易于查找的原则，台山公司采取的排架方式是，技术程序按专业类别、系统、机组、流 水号排列，这些信息都呈现在文件编码里，技术程序全部出版完成将约上万份，后续主要是在
一、核电厂仪表与控制系统概述 1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统？ 测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等 控制系统：反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等 2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么？ 系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能 3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些？ （1）传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；（2）设置有安全系统：为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统（例：反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统）必要时启动专设安全设施，保护堆芯安全；（3）核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性； 4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级？哪些属于安全级设备？ 安全级设备；是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的 安全有关的设备；在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用 非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用 二、自动控制与调节基本知识 1、什么是开环控制系统？其优缺点是什么？ 开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快；缺点是调节精度低，抗干扰能力差。 2、什么是闭环控制系统？其优缺点是什么？ 闭环控制系统：凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高，抗干扰能力强；缺点是系统较为复杂，成本高，可能存在振荡现象。 3、请画出闭环控制系统的方框图，并说明其工作原理。
技 术 程 序 核电工程常用缩略语汇编 (初 稿 ) 正文页数：23 MN/OPS/002 版次：0 附件数： 文件： 与核安全、质量有关 与质量有关 与质量无关 X 密级： 无密级 X 限制 机密 磁盘：C:\WORK\ZH\MNOPS002.DOC 核 电 秦 山 联 营 有 限 公 司 秦山第二核电厂
秦山第二核电厂 MN/OPS/002 程序修改跟踪单 版次修改原因日期修改页 0 产生 96.11.05 1 改错，增加附录 97.4.07
秦山第二核电厂 MN/OPS/002 编写说明 1、查阅核电工程技术文献和资料经常遇到的困难之一是核工程技术文件中的缩略语很 多，缺少相应的工具时很难完全理解文件的全部含义。秦山二期核电工程以大亚湾核电站为参考电站，并和法国在技术上有较多的合作。因此，在使用参考电站和法国的技术资料时还经常出现它们惯用的缩略语，这更增加了学习和参考的难度。本汇编就是为提供这方面的帮助而编制的。 2、本汇编是部分生产准备人员在工作过程中顺便搜集、长时间积累形成的。由于编写 人员接触的文件和资料有限，知识和经验有限，又经历了较长的时间，有些词条并不确切、全面，有的甚至还没有找到确切的注释原文，使用者应结合文件和资料的范围和行文的综合含义，灵活、有选择地使用，或另外查找专门的工具书。 3、本汇编只是编写者遇到的秦山核电二期工程常用缩略语的一部分，大家在工作过程 中还会发现，许多常用的缩略语未编入，需要补充和完善。对此，我们非常希望大家动手，广为搜集，为编制出准确、完善的核电工程常用缩略语汇编出力，为大家阅读核电工程和技术资料提供方便的工具。 4、本汇编将根据大家提供的补充和完善资料，不定期进行修改。
电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订大纲审查会议纪要 能源行业发电设计标准化技术委员会于2016年4月8日在上海市组织召开了电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》(项目编号：能源20140653) 修订大纲审查会。参加会议的有：电力规划设计标准化管理中心、电力规划设计总院、东北电力设计院有限公司、华东电力设计院有限公司、西北电力设计院有限公司、广东省电力设计研究院有限公司、国核电力规划设计研究院、深圳中广核工程设计有限公司、中广核研究院有限公司等单位的专家和代表。会议组成了专家委员会（名单附后）。 会议期间，主编单位华东电力设计院有限公司代表编制组对《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》（以下简称本规程）修订大纲的修订原则、修订内容、修订进度等进行了介绍，与会专家和代表对以上内容进行了认真讨论，并提出修改意见和建议。现将主要审查意见纪要如下： 一、本规程编写格式和用词应符合《工程建设标准编写规定》（建标〔2008〕182号）的要求。 二、本规程主编单位为华东电力设计院有限公司和中广核研究院有限公司，参编单位为国核电力规划设计研究院和广东省电力设计研究院有限公司。 三、本规程的名称修改为“核电厂常规岛仪表与控制设计规程”。
四、本规程适用于大中型压水堆核电厂常规岛仪表与控制的设计。 五、本规程中“主工艺系统”修改为“热力系统”，热力系统的划分参照《核电厂常规岛设计规范》GB/T 50958-2013。 六、请编制组结合其他标准的编制情况确定主、辅机检测、报警等编制内容。 七、建议通过调研，确定第3章中常规岛配套设施控制系统的编制内容。 八、第4.3 节“设备选择”相关内容并入第4.1节中。 九、第6.5节“给水泵保护”相关内容并入第6.4节中。 十、第9.2节“功能设计”中增加“常规岛配套设施控制系统的功能”。 十一、第11章“通信”相关内容并入第9章“控制系统”中。 十二、取消第14章“管理信息系统和仿真机”。 十三、增加“电子设备间和就地控制室布置”一章，通过调研确定本章节编制内容。 十四、调整后初步确定的本规程章节如下： 1 总则； 2 术语和符号； 3 控制方式； 4 控制室和电子设备间布置； 5 检测； 6 报警； 7 保护； 8 开关量控制； 9 模拟量控制；10 控制系统；11 常规岛与核岛之间仪控的接口要求；12 电源和气源；13 就地设备安装、管路及电缆；14 视
A/M auto/manual 自动/手动 ADS automatic dispatch system 自动调度系统 AGC automatic generator control 机组自动发电控制 AOP auxiliaty oil pump 辅助油泵 AOV air operated valve 汽动门 AST automatic stop trip 自动停机跳闸系统 A-STP auto stop 自动停止 A-STRT auto start 自动启动 ATC automatic turbine control 汽轮机自动控制 A-TRIP auto trip 自动跳闸 AUX auxiliary 辅助的 BAF baffle 隔板 BASE base 基本方式 BBL barrel 圆筒型支架 BF boiler follow 锅炉跟随方式 BKUP backup 备用 BOPMS balance of plant master system 机组辅助设备主控顺序BP base plate 底版，支撑板 BPS bypass control system 旁路控制系统 BRG bearing 轴承 BW backwash 反洗 BYP bypass 旁路 CAB cabinet 小室 CAEP condenser air extraction pump 真空泵 CAV cavity 空腔 CAVIT cavitation 汽蚀 CC closing coil 闭式循环 CCCW closed circuit cooling water 闭式循环冷却水 CCCWP closed circuit cooling water pump 闭式循环冷却水泵CCW condenser circulating water 循环水 CCW counter clockwise 逆时针的 CCWP condenser circulating water pump 循环水泵
核电缩略语 A给水供应 ABP 低压给水加热器系统 ACO 给水加热器疏水回收系统 ADG 给水除氧器系统 AET 主给水泵汽轮机轴封系统 AGM 电动主给水泵润滑油系统 AGR 主给水泵汽轮机润滑、调节油系统 AHP 高压给水加热器系统 APA 电动主给水泵系统 APG 蒸汽发生器排污系统 APP 汽动主给水泵系统 APU 主给水泵汽轮机疏水系统 ARE 主给水流量调节系统 ASG 辅助给水系统 C凝汽器（冷凝、真空、循环水） CAR 汽轮机低压缸排汽口喷淋系统 CET 汽轮机轴封系统 CEX 凝结水系统 CFI 循环水过滤系统
CFM 凝汽器精滤系统 CGR 循环水泵润滑油系统 CPA 阴极保护系统 CPP 凝结水净化处理系统（没安装）CRF 循环水系统 CTA 凝汽器管清洗系统 CTE 循环水处理系统 CVI 凝汽器真空系统 D通讯、装卸设备、通风、照明 DAA 冷、热机修理车间和仓库电梯 DAB 办公楼电梯 DAI 核岛厂房电梯 DAM 汽轮机厂房电梯 DEB 办公楼冷、热水系统 DEG 核岛冷冻水系统 DEL 电气厂房冷冻水系统 DMA BOP装卸搬运设备 DME 主开关站装卸搬运设备 DMH BOP区域内的各种起吊设备 DMI 混凝土桶长期存放用的装卸搬运设备DMK 核燃料厂房装卸搬运设备
DMM 汽轮机厂房机械装卸设备 DMN 核辅助厂房装卸搬运设备 DMP 循环水泵站装卸搬运设备 DMR 反应堆厂房装卸搬运设备 DMW RX外部龙门架，WX、DX、LX和核废物辅助厂房装卸搬运设备 DNH 正常照明系统 DSI 厂区保安系统 DSH 应急照明系统 DTL 闭路电视系统 DTV厂区通讯系统 DVA 冷机修理车间和仓库通风系统 DVC 主控室通风系统 DVD 柴油机房通风系统 DVE 电缆层通风系统 DVF 电气厂房排烟系统 DVG 辅助给水泵房通风系统 DVH 上充泵房应急通风系统 DVI 核岛设备冷却水泵房通风系统 DVK 核燃料厂房通风系统 DVL 电气厂房主通风系统
核电站英文名称缩写手册 1 Quality and nuclear safety related system(完全与质量和核安全相关系统) Partially quality and nuclear safety related system(部分与质量和核安全相关系统) Quality related system(与质量相关系统) Non quality related system（与质量无关系统） A Feedwater Supply(供水系统) ABP Low Pressure Feedwater Heater(低压给水加热器系统) ACO Feedwater Heaters Drain Recovery（给水加热器疏水回收系统） ADG Feedwater Deaerating Tank and Gas Stripper(给水除氧器系统) ADS LV AC Network 380V(ET Buiding)/低压交流电源380V系统（ET厂房）AET Feedwanter Pump Turbine Gland(主给水泵汽机轴封系统) AGM Moter Driven Feedwater Pump Lubrication(电动主给水泵润滑系统) AGR Feedwater Pump Turbine Lubrication and Control Fluid(主给水泵汽机润滑油及调节油系统) AHP High Pressure Feedwataer Heater(高压给水加热器系统) APA Moter-Driven Feedwater Pump(电动主给水泵系统) 2 APD Start-up Feedwater System(启动给水系统) APG Steam Generator Blowdown(蒸汽发生器排污系统) APP Turbine－Driven Feedwater Pump（汽动主给水泵系统） APU Feedwater Pump Turbine Drain(主给水泵汽机疏水系统) ARE Feedwater Flow Control(给水流量控制系统) ASG Auiliary Feedwater (辅助给水系统) ATE Condensate Polishing Plant(凝结水净化处理系统) C Condenser(Condensation－Vacuum－Circulating Water)/凝汽器（冷凝－真空－循环水） CAR Turbine Exhaust Water Spraying(汽机排汽口喷淋系统) CET Turbine Gland(汽机轴封系统) CEX Condensate Extraction(凝结水抽取系统) CFI Circulating Water Filtraation(循环水过滤系统) CGR Circulating Water Pump Lubrication(循环水泵润滑系统) CPA Cathodic Protection（阴极保护系统） CRF Circulating Water（循环水系统） 3 CTE Circulating Water Treatment(循环水处理系统) CVI Condenser Vacuum(凝汽器真空系统) D Ventilation－Handling Equipment－Communications－lighting(通风－吊装设备－通讯－照明) DAA BOP Elevator System(BOP电梯系统) DAI Nuclear Island Building Elevators(核岛厂房电梯) DAM Turbine Hall Elevators（汽机厂房电梯）
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势申伽奇 发表时间：2019-07-02T14:38:54.683Z 来源：《防护工程》2019年第6期作者：申伽奇 [导读] 核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。 中核高温堆控股有限公司北京 100081 摘要：核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。为确保核电厂安全有效运行，利用数字化仪表及控制系统对核电厂进行合理监控十分必要。数字化仪表可以使核电厂运作状况完美呈现于工程师眼前，控制系统可以确保核电厂及时规避安全事故发生，保障周边地区安全环境。文本将以未来核电厂数字化以及控制系统进行分析，为核电厂未来发展提供更多可参考建议。 关键词：核电厂；数字化仪表；控制系统 引言 过去核电厂数字化仪表控制系统是单机测控系统，但是随着计算机技术的飞速发展，其已经发展成为集散控制系统，并且在通信技术飞速发展的背景下出现了全数字化仪表控制系统。全数字化仪表控制系统的优点是在现场总线控制系统以及可编程控制器中融入了常规电厂集散控制系统，其应用领域更加广泛，比如应用在常规岛、BOP以及核岛的全过程控制，确保核电厂安全稳定运行。 1.核电厂数字化仪表与控制系统概述 基于数字计算机技术完成自动控制与保护、信息显示以及网络通信来实现核电厂的监测与控制功能，履行该功能的所有硬件设备和软件就被称为核电厂数字化仪表与控制系统。该系统的主要功能分为信息处理与显示功能和控制功能。其特点是实现全厂信息管理和过程控制以及复杂的控制规律的综合控制。核电厂数字化仪表与控制系统提供了一个集成的计算机系统，其信息、控制和监测功能覆盖了核电厂的所有过程系统。核电厂数字化仪表与控制系统的类型主要分为集中型和集散型。集中型计算机控制系统具有能集中显示操作、利用率高等特点。但是集中型控制系统网络控制、分散控制的优点体现不出来，还需使用大量的控制电缆，灵活性、扩展性较差。另外，系统可靠性也是一个主要的问题，即所谓的危险集中，通常是采用多重冗余计算机的方式提高系统的可靠性。 2.核电厂运用数字化操作系统的原由 众所周知，核电厂利用核能进行发电[1]。核能在地球上储量十分丰富，可以为人类提供的能量要远远超过传统化石能源数十万倍，同时核能在性价比上也要远远高于传统能源，其体积小而能量释放却要高于化学能源数百万倍，同时由于其开采成本低，利用核聚变反应技术更是可以利用海水作为核电厂能源燃料，这就使得核电厂发电成本极低。据相关部门实验与统计，传统火电站在工作运营状态下排放出的二氧化硫，以及氧化氮等物质会严重污染周边地区环境质量。而核电厂由于在工作状态下严密保护，为防止核能泄漏会设置层层壁垒使得其对外基本零排放污染物质，即使是有其污染程度也要远小于传统火电站。权威部门认证核电站在工作运营状态下，向空气排放的污染物一整年对周边居民影响程度，还远不及居民做一次X光受到的辐射剂量。因此目前世界超过16%的电能皆由世界各国的核电厂提供，有9个国家接近半数的电量直接来源于核能。数字化仪控操作系统基于电子信息技术的控制以及安全防护，能够通过核电厂能量平衡性，以及核能的爆发状态数字化显示，帮助工程师对核电厂全局进行有效控制，从而履行其监控职能。同时数字化仪表控制可以高效处理核电厂工作大数据，通过集成数字化内容，帮助工程师及时测量和检测整个电厂的工作运营装填，保障其可以实现核能利用率高，信息监控系统集中化显示，降低核电厂工作操作难度，减缩工作流程。所以为有效确保核电能源的安全性质，对核电厂运行情况实时掌握，必须利用数字化仪表对核电厂做到24小时工作状态有效监控。 3.核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状 3.1 提供更加智能化的人机界面 随着科学技术不断发展，我国核电厂建设程度逐渐加深，但在过去几十年中核电厂运行过程中发生各种事故，其主要原因是由于人为失误造成的。著名的三哩岛事故以及切尔诺贝利事故经调查显示是由于人为失误导致事故发生的主要原因。这就意味着，核电厂必须开展人机界面的重要改革。随着核电厂应用数值化仪表与控制系统，真正提供更加智能化的人机界面，真正改变信号的显示内容与显示方式，同时有效避免控制室显示信号过多，且过于分散以及工作面过大的状况。通过数字化仪表与控制系统，有效缓解操作员的观察、分析以及判断负担，在事故工况下，减轻操作员正确决策的依赖，为操作员提供有利的决策支持，以及操作引导功能。 3.2 高度的自动化 现代的核电厂需要实现高度的自动化运行。一方面为了进行负荷跟踪发电和全厂综合协调控制运行，使核电厂运行在最佳状态，以达到更好的经济性；另一方面，使各种操作尽可能自动执行，所有保护动作都自动触发自动完成，在预计运行事件或设计基准事故开始后30min时间内，不需要操纵员的干预，使核电厂的运行性能和安全不直接依赖于操纵员的立即响应，也使操纵员有比较充裕的时间进行冷静、全面的分析和判断，从而可以大大减少误判和盲目处置的概率。 3.3 高度的可靠性 仪表和控制系统的问题，如控制特性不好、信号传输过程中的干扰、重要设备故障是引起堆处、不安全状态或计划外停堆的重要原因，因此需要仪表和控制系统达到高度的可靠性。 3.4 高度可维护性 核电厂数字化仪表与控制系统本身就是一个十分复杂且庞大的系统，确保其开展长期、连续、可靠的工作状态，从而确保核电厂的安全、正常运行。核电厂数字化仪表与控制系统是一项工作量巨大，同时技术性很强的工作，对于核电厂的正常营运来说具有一定的负担，因此，核电厂数字化仪表与控制系统具备高度可维护性，从而为核电厂数字化仪表与控制系统的正常、安全运行打下坚实基础，真正促进核电厂健康持续发展。 4.核电厂数字化仪表与控制系统的发展趋势 随着科学技术不断发展，我国电子、仪表以及控制设备领域中发生了翻天覆地的变化，数字化技术在各个领域中应用的程度逐渐加
常用缩略语大全 LOI Letter of Indemnity 赔偿保证书（外 贸）Letter of Intent 意向书 BCL银行资信证明（买方） BANK CAPABILITY LETTER 银行资信证明 (Credibility Letter) 银行保函，银行安慰信：Bank comfort letter (BCL) 银行保函：Bank capability letter (BCL) Bank comport letter POF银行资金证明 PROOF OF FUNDS CISS 全面进口监管计划 COMPREHESIVE IMPORT SUPERVISION SCHEME 实施CISS的国家包括：安哥拉、阿根廷、玻利维亚、布基那法索、布隆迪、柬埔寨、喀麦隆、 中非、刚果共和国、象牙海岸、厄瓜多尔、几内亚、肯尼亚、马拉维、马里、毛里塔尼亚、墨 西哥、巴拉圭、秘鲁、菲律宾、卢旺达、塞内加尔、刚果民主共和国、赞比亚。 ＳＧＳ是ＳｏｃｉｅｔｅＧｅｎｅｒａｌｅｄｅＳｕｒｖｅｉｌｌａｎｃｅＳ．Ａ．的简称，译为“通用公证行”。 SGS介入的目的是协助CISS国家政府对海关和（或）外汇管理系统的管理 ＣＲＦＣｌｅａｎＲｅｐｏｒｔｏｆＦｉｎｄｉｎｇ清洁报告书 CIQ China Inspection and Quarantine 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局CHINA EXIT AND ENTRY INSPECTION AND QUARANTINE BUREAU 商检局 CCIC China Certification＆Inspection（Group）Co . , Ltd . 中国检验认证（集团）有限 公司 P.B. Performance Bond 履约保证金 FCO与LOI是一个PROCEDURE中的两个环节，一般做大宗产品的采购，买家需要先填写LOI表明采购方面的内容，之后，卖方回复FCO，双方可签定正式合同，合同签定后，买家可开立一 个暂不生效的信用证至卖方，卖方则通过银行将2%的履约保函P/B发至买方银行，之后信用证生效，双方按合同与信用证要求行事即可。 ASWP： ANY SAFE WORLD PORTS 全球任何安全港 ASTM American Society for Testing and Materials 美国材料与试验协会 LOI Letter of Intent 购买意向书 BCL Bank Comfort/Commitment Letter 银行资金证明 ICC International Chamber of Commerce 国际商会 NCND Noncircumvention, Nondisclosure&Working Agreement
核电常用缩略语大全 缩略词中文说明英文说明 Current AC 交流(电) Alternating Without Comment ACC 无意见接收 Accepted With Comment AEN 带意见接收 Accepted Agreement AIA 议标协议 Award Intention AL 铝 Aluminum AMS 行政事务管理系统Administration Management System ANSI 美国国家标准协会American National Standards Institute ASME 美国机械工程师学会American Society of Mechanical Engineers ASTM 美国材料试验学会American Society for Testing and Materials ATP 开工令Authorization to Proceed AWN 额外工作通知Additional Work Notice AWS 美国焊接协会American Welding Society B/L 装船提单，运货证书Bill of Landing BCL 回填土检查单Backfilling Check List BF 扁钢Flat Bar BHO 厂房移交r Building Hand Ove BNI 核岛配套设施Balance of Nuclear Island BO 隔离办Blocking Office BOD 董事会Board BOP 电站配套设施Balance of the Plant BOQ 工程量表Bill of Quantities BS 英国标准British Standard BSI 英国标准协会British Standard Institute BTS 技术规范Book of Technical Specification BW 对接焊，对接焊焊缝Butt Weld BWR 沸水堆Boiling Water Reactor C&F 离岸加运费价格Cost and Freight Executed CAE 竣工状态（文件管理用语） Certified as Report CAR 纠正措施报告（质保用语） Corrective Action Certificate Condition CCC 货物状态证书 Cargo CCL 灌浆检查单Concreting Check List CCP 商务变更建议Contractual Change Proposal CEMDS 设备或材料在现场交货条件Condition of Equipment or Material upon Delivery on-Site CEAR 建筑安装工程一切险Construction & Erection all Risks CFA 可以使用Clear for Action Construction For CFC 可供施工使用（文件状态） Certified
核电厂安全仪表控制系统的发展 发表时间：2018-12-14T09:42:21.997Z 来源：《建筑学研究前沿》2018年第23期作者：李欢[导读] 核电厂的保护系统用来在核电厂异常和事故工况下停堆并且缓解事故状况。核电站保护系统是核安全级系统,并且应在安全设计要求的引导下开发 李欢 中核辽宁核电有限公司辽宁省兴城市 125112 摘要：核电厂的保护系统用来在核电厂异常和事故工况下停堆并且缓解事故状况。核电站保护系统是核安全级系统,并且应在安全设计要求的引导下开发。核仪表与控制系统开发项目正在开发数字化保护系统和安全级可编程逻辑控制器。为了优化核电站保护系统的设计,可编程逻辑控制器应该满足通讯、实时性、可靠性、性能、设备硬件鉴定和软件整定的要求等。在核仪表与控制系统开发项目下开发的数字 化核电站保护系统和可编程逻辑控制器将用于升级现有运行核电厂的仪表与控制系统和新的核电厂仪表控制系统。 关键词：反应堆保护系统；核电仪表；安全 1核电厂保护系统的设计趋势核电站保护系统(DR)应该在核电厂异常和事故工况下自动停堆并且缓解事故状况。因此,一个核电站保护系统包括一个反应堆保护系统和一个工程安全设施启动系统。其中，反应堆保护系统的作用是：在异常情况下自动停堆；工程安全设施启动系统则用于开启阀和泵来缓解事故情况。 通常，一个反应堆保护系统包括4个通道，每个通道拥有相同的构造和设备。每个反应堆保护系统的通道从4个独立的Class-IE仪表通道中的一个获得过程参数的值，如果其中一个过程参数的值超过了设定的事故保护定值，系统通道则输出停堆信号。如图1所示，每个通道包含一个双稳态触发器BP、与门触发器CP、测试处理器TP。双稳态触发器比较过程参数值和事故保护定值，然后产生停堆状态信号。与门触发器对这个停堆状态信号进行4取2逻辑判断。测试处理器则对双稳态触发器和与门触发器进行维护和测试。 工程安全设施启动系统使用从反应堆保护系统得来的初始信号，来产生启动安全设施（如泵、阀）用的启动信号。通常情况下，为了满足冗余需求，工程安全设施启动系统要有两套，每套都需要具有工程安全设施的功能，如：安全注入启动、外壳隔离启动、外壳喷射启动、Main-Stream-Isolation和辅冷却水启动。 核电站保护系统的主要设计要求如下： 核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全、可靠、经济运行在很大程度上取决于I&C设备的性能水平。随着计算机及其软件技术的快速发展，核电站的I&C系统也由传统的模拟控制发展到模拟-数字控制，进而发展到全数字式控制。目前，国内外核电站主控制系统的发展基本上可以分为三个阶段。 2.1以模拟量组合单元仪表为主的控制系统 目前，已在我国运行的300MW秦山核电站主控制系统，应用FOXBORO公司的SPEC200组装仪表（包括MICRO-SPEC-200），该产品已广泛应用在诶过和世界上80多座核电站。大亚湾2*900MW核电站主控制系统采用Baily9020系统，它也属于这一类。 模拟量仪表采用小规模集成电路、运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而，系统所需要的仪表器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，主控制室也显得较大。 2.2以模拟量和数字量混合运用的主控制系统 这实际是模拟量加上数字式分散控制系统（DCS）。除模拟量外，数字量则依托以大规模集成电路为基础的数字技术、网络通信技术、CRT显示技术等，形成模拟量控制、逻辑量控制、保护系统综合考虑的网络型分散控制系统。其特点是系统所需仪表数量大为减少，系统大量采用硬件和软件自诊断技术、冗余技术，提高了系统运行可靠性，采用网络通信技术，使系统数据管理更加科学和方便。为了确保核电站安全可靠运行，这些新技术的应用也是经过大量反复的试验验证后，逐步先运用于常规岛等辅助系统，而核岛仍采用模拟量为主的控制。 2.3集成数字式主控制系统 集成数字式与上一类不同之处，不仅在常规岛、BOP部分采用数字技术，而且在核岛部分、涉及核安全保护和控制的回路等也都采用数字化控制技术。对于一座核电站来说，要使其安全、稳定的运行，很大程度上取决于每一个涉及核安全及保护回路的控制系统的可靠性。正因此，从设计到建造都严格的选用满足上述要求的成熟产品。所以，核电站由原来模拟控制，进展到模拟与数字混合控制，发展到目前最新的集成全数字化控制，这是新一代核电站仪表与控制系统产品升级的主要标志。它也是新一代先进的核电机组，无论是先进的压水堆（APWR），还是先进的沸水堆（ABWR）等先进机型的重要标志之一。 3安全重要仪控系统所需标准
汽轮机常用英文缩写 A/M auto/manual 自动/手动 ADS automatic dispatch system 自动调度系统 AGC automatic generator control 机组自动发电控制 AOP auxiliaty oil pump 辅助油泵 AOV air operated valve 汽动门 AST automatic stop trip 自动停机跳闸系统 A-STP auto stop 自动停止 A-STRT auto start 自动启动 ATC automatic turbine control 汽轮机自动控制 A-TRIP auto trip 自动跳闸 AUX auxiliary 辅助的 BAF baffle 隔板 BASE base 基本方式 BBL barrel 圆筒型支架 BF boiler follow 锅炉跟随方式 BKUP backup 备用 BOPMS balance of plant master system 机组辅助设备主控顺序BP base plate 底版，支撑板 BPS bypass control system 旁路控制系统 BRG bearing 轴承 BW backwash 反洗 BYP bypass 旁路 CAB cabinet 小室 CAEP condenser air extraction pump 真空泵 CAV cavity 空腔 CAVIT cavitation 汽蚀 CC closing coil 闭式循环 CCCW closed circuit cooling water 闭式循环冷却水 CCCWP closed circuit cooling water pump 闭式循环冷却水泵CCW condenser circulating water 循环水 CCW counter clockwise 逆时针的