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AP1000 安全案例概述—路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的卸载，存储池可以运行 18 年以上。临界计算已经完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新卸载的燃料，区域 II 用于存储反应性较低的燃料）提供了燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请来解决。乏燃料储存既依赖于场地，也依赖于公用事业。
AP1000 安全案例概述 - 路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的排放，储存池可以运行 18 年以上。临界性计算已完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新排放的燃料，区域 II 用于储存反应性较低的燃料）提供燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请解决。乏燃料储存既依赖于地点，也依赖于公用事业。
AP1000 安全案例概述—路线图
每个 AP1000 工厂都有自己的乏燃料池和相关处理系统（燃料处理机和 150 吨（136.078 公吨）单故障防爆桶处理起重机）。容量为 889 个存储位置；其中五个位置可以处理有缺陷的燃料电池。这五个单元尺寸过大，可以处理能够存储未固结的燃料裸燃料棒的特殊碎片容器。考虑到 18 个月的燃料循环和 64 个组件的卸载，存储池可以运行 18 年以上。临界计算已经完成，为这两个离散区域乏燃料架系统（区域 I 架用于新燃料和新卸载的燃料，区域 II 用于存储反应性较低的燃料）提供了燃耗极限。超过 18 年的长期储存将通过场地许可申请来解决。乏燃料储存既依赖于场地，也依赖于公用事业。
综合废物管理办公室 (IWM) 更新
• Paul Murray 是 NE-8 核能局新任乏燃料和废物处置副助理部长！ • DAS Murray 从奥拉诺联邦服务局来到核能办公室，他最近担任该局的首席技术官。 • 他在核能领域拥有长期的职业生涯，包括从事乏燃料管理、先进反应堆和事故容错燃料的工作。 • Paul 将于 2023 年 10 月 10 日开始他的联邦职业生涯，并将驻扎在华盛顿特区的 Forrestal 大楼。
核工程与技术 - 韩国科学
乏燃料池 (SFP) 旨在将乏燃料组件存储在池中。此外，SFP 冷却和清理系统通过与组件冷却水交换热量的热交换器冷却 SFP 冷却剂。如果冷却系统发生故障或接口管道（例如吸入管或排出管）破裂，则可能会失去冷却功能，从而可能导致燃料损坏。为了防止此类事件发生，需要通过恢复冷却系统或向 SFP 注入水来适当冷却 SFP 中的乏燃料组件。概率安全评估 (PSA) 是评估 SFP 起始事件发生时 SFP 风险的良好工具。由于到目前为止 PSA 一直专注于反应堆侧，因此需要研究 SFP 的 PSA 方法框架，并通过案例研究确定燃料损坏频率 (FDF) 方面的关键因素。因此，本研究基于 APR-1400 的设计信息对 SFP-PSA 进行了定量研究，并进行了几项敏感性分析，以了解关键因素对 FDF 的影响。© 2020 韩国核学会，由 Elsevier Korea LLC 出版。这是一篇根据 CC BY-NC-ND 许可开放获取的文章（http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。
二氯甲烷在离子交换树脂生产中的应用
• 冷却塔水，• 反应堆冷却剂水，• 压水反应堆二次侧蒸汽/水回路，• 定子冷却，• 乏燃料池净化，• 放射性废水管理• 任何水管理过程的变化都需要广泛的资格认证，因为一旦发生故障，反应堆将关闭，造成令人遗憾的影响。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场地评估中人为引起的外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何相邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料再处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。 2 外部事件是指源自场址之外的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或完全没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中，出于设计目的对其进行识别和选择。源自场址但在重要安全建筑物之外的事件应与场外外部事件相同处理，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括场址上的任何耦合设施，例如生产氢气的设施）。本出版物对“外部事件”一词的定义进行了略微修改。 3 国际原子能机构，《核电站场址评价中的外部人为事件》，国际原子能机构安全标准系列第 NS-G-3.1 号，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场地评估中人为引起的外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何相邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料再处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。 2 外部事件是指源自场址之外的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或完全没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中，出于设计目的对其进行识别和选择。源自场址但在重要安全建筑物之外的事件应与场外外部事件相同处理，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括场址上的任何耦合设施，例如生产氢气的设施）。本出版物对“外部事件”一词的定义进行了略微修改。 3 国际原子能机构，《核电站场址评价中的外部人为事件》，国际原子能机构安全标准系列第 NS-G-3.1 号，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场址评价中人为外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何毗邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料后处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。2 外部事件是指在场址之外发生的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中为设计目的而识别和选择。发生在现场但在安全重要建筑物之外的事件应与场外外部事件同等对待，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括现场的任何耦合设施，例如生产氢气）。本出版物中使用的“外部事件”一词的定义略有修改。3 国际原子能机构，核电站场址评估中的外部人为事件，国际原子能机构安全标准系列号NS-G-3.1，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。