国家标准、行业标准编制说明 《中华人民共和国标准化法》将中国标准分为国家标准、行业标准、地方 标准（DB）、企业标准（Q/)四级。 国际标准由国际标准化组织（ISO）理事会审查，ISO理事会接纳国际标准 并由中央秘书处颁布； 国家标准在中国由国务院标准化行政主管部门制定， 行业标准由国务院有关行政主管部门制定 企业生产的产品没有国家标准和行业标准的，应当制定企业标准，作为组 织生产的依据，并报有关部门备案。 法律对标准的制定另有规定，依照法律的规定执行。 制定标准应当有利于合理利用国家资源，推广科学技术成果，提高经济效 益，保障安全和人民身体健康，保护消费者的利益，保护环境，有利于产品的 通用互换及标准的协调配套等。 中国标准按内容划分有基础标准（一般包括名词术语、符号、代号、机械 制图、公差与配合等）、产品标准、辅助产品标准（工具、模具、量具、夹具 等）、原材料标准、方法标准（包括工艺要求、过程、要素、工艺说明等）； 按成熟程度划分有法定标准、推荐标准、试行标准、标准草案。 份国标通常有封面、前言、正文三部分组成。 标准号：标准号至少由标准的代号、编号、发布年代三部分组成。 标准状态：自标准实施之日起，至标准复审重新确认、修订或废止的时间， 称为标准的有效期；又称标龄。 归口单位：实际上就是指按国家赋予该部门的权利和承担的责任、各司其 责，按特定的管理渠道对标准实施管理。 替代情况：替代情况在标准文献里就是新的标准替代原来的旧标准。即在 新标准发布即日起，原替代的旧标准作废。另外有种情况是某项标准废止了， 而没有新的标准替代的。 实施日期：标准实施日期是有关行政部门对标准批准发布后生效的时间。 提出单位：指提出建议实行某条标准的部门。 起草单位：负责编写某项标准的部门。 ICS 27.120.01 F 80 NB 备案号：35988—2012 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20063--2012 核电厂仪表和控制术语 Glossary of terms of instrumentation and control for nuclear power plants 2012-01-06发布 2012-04-06实施 发布 国家能源局 NB/T20063—2012 目 次 前言 II 范围 1 基本概念 2 仪表控制系统和设备 8 计算机应用 4 17 5人机接口 20 6 鉴定 23 7 试验与维护 29 参考文献， 34 中文索引. 37 英文索引 45 H NB/T 20063-2012 言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中科华核电技术研究院有限公司。 本标准主要起草人：周舟、何文凯、熊国华、陆秀生。 II NB/T20063—2012 核电厂仪表和控制术语 1范围 本标准适用于核电厂工程应用，其他核设施可参照使用。 2基本概念 2.1 运行状态operational state 正常运行和预计运行事件两类状态的终 [HAF102（2004)] 2. 2 正常运行normal pperation 核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运 ［HAF102（2004） 2. 3 设计基准designbasis 确定构筑物、系统、部件或装置要实施特定功能租作为设计边界的参数量值或范围的信息。这些信 息既可以是一些限制（为达到功能！标的通常可接受的实践中得出的）， 也可以是一些要求[通过对构 筑物、系统或部件应满足其功能国标的假想事件进行运行分析和（或） 运行经验得出的]。 [ANSI/ISA-67.Q6.01:2002，定义3.5] 2.4 假设始发事件 postulated initiating event (PIE) 设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。 [HAF102（2004] 2.5 预计运行事件anticipated aperational occurrence 在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离止常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应 措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。 [HAF102（2004）] 2. 6 设计基准事件designbasisevent（DBE） 在设计中应用的假想事件，以便确定构筑物、系统和设备的可接受的性能要求。 [IEEE323:2003，定义3.6] 2. 7 设计基准事故designbasisaccident（DBA） 1 NB/T20063-2012 核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏 和放射性物质的释放保持在管理限值以内。 [HAF102（2004）】 2.8 超设计基准事故beyonddesignbasisaccident 注：某些超设计基准事故不引起堆芯性能明显恶化。 [IAEA SafetyGlossary:2007] 2. 9 事故工况 accidentconditions 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。 [HAF102（2004）] 2. 10 严重事故 severeaccidents 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 [HAF102（2004）] 2.11 事故管理 accidentmanagement 在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动： a）为防止堆芯未严重损害的事故升级为严重事故； b）减轻严重事故的后果； c): 实现长期稳定的安全状态。 注：改写HAF102（2004）的定义。 2.12 全厂断电 stationblackout 核电厂内给重要和非重要的配电装置母线供电的交流电源全部失去，即失去厂外电源同时汽轮机脱 扣和厂内应急交流电源故障，但未失去由厂内蓄电池通过逆变装置送到母线的交流电源或替代交流电 源。 [GB/T13177-2008，定义3.5] 2. 13 纵深防御defence-in-depth 对于一个安全目标采取多层次的防护措施，即使一个层次的防护措施失效也能达到安全目标。 各种设备和程序在不同层次分级布置，以防止预计运行事件逐步升级，并在运行状态和（对一些屏 障而言)事故工况下保持置于辐射源或放射性物质与运行人员、公众或环境之间的实物屏障的有效性。 [IAEASafetyGlossary:2007] 2.14 安全分析safetyanalysis 对与某种活动行为有关的潜在危害进行评估。 注：经常与安全评定不区分。当需要区分时，安全分析应当用于表示对安全的研究，而安全评定则表示对安全 的评价，例如评价危害程度，评价安全措施的性能以及判断其是否适当，或者量化设施或活动的总体放射 性影响或安全性。 [IAEA Safety Glossary:2007] 2.15 2