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先进水冷反应堆管道故障率评估方法
本出版物全面回顾了先进水冷反应堆管道可靠性参数评估的良好实践。良好实践是指管道可靠性分析中预期的流程和分析任务，以使结果真实地反映管道结构完整性。管道可靠性是一个复杂的课题，已从各种技术角度进行了广泛的研究（例如从设计规则的制定到材料降解减缓实践的制定）。为了协助成员国应用适当的方法对先进水冷反应堆的管道故障率进行分析，国际原子能机构组织了一个为期三年的协调研究项目，题为《先进水冷反应堆管道故障率评估方法》（2018-2021 年）。本出版物基于使用不同的先进方法在多种分析环境中应用并响应不同国家规范和标准的要求时获得的技术见解。
SECY-93-087，“与进化和先进轻水反应堆 (ALWR) 设计有关的政策、技术和许可问题”
在附件 1 中，核管理委员会工作人员讨论了 42 个与进化型轻水反应堆、被动型轻水反应堆或两者有关的技术和政策问题。工作人员此前在委员会文件草案《进化型和被动型轻水反应堆问题及其与当前监管要求的关系》（日期为 1992 年 2 月 20 日）和《设计认证许可政策问题》（日期为 1992 年 6 月 25 日）中确定了这些问题。在考虑了反应堆保障咨询委员会 (ACRS)、行业和供应商的意见后，工作人员已就许多问题达成最终立场，并强调了其请求委员会批准的立场。工作人员还讨论了其他问题，
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了一些建议，以指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的问题。本文件补充了两个附录。附录 A 总结了 PLC 的特性。特别介绍了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急停机系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了可编程逻辑控制器在紧急停机系统中的使用。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了一些建议，以指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的问题。本文件补充了两个附录。附录 A 总结了 PLC 的特性。特别介绍了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急停机系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了可编程逻辑控制器在紧急停机系统中的使用。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了一些建议，以指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的问题。本文件补充了两个附录。附录 A 总结了 PLC 的特性。特别介绍了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急停机系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了可编程逻辑控制器在紧急停机系统中的使用。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了一些建议，以指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的问题。本文件补充了两个附录。附录 A 总结了 PLC 的特性。特别介绍了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急停机系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了可编程逻辑控制器在紧急停机系统中的使用。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。
NUREG/CR-6303，“执行反应堆保护系统多样性和纵深防御分析的方法。”
NUREG-0493（1979 年 3 月）中的部分工作已逐字逐句地收录或略作修改，但未特别致谢。参考文献中的部分工作（Palomar 等人1993a、Palomar 等人1993b、Preckshot 1993a）已收录，但未特别致谢。作者感谢并认可该领域的前辈。特别是核管理委员会工作人员 Joseph P. Joyce，他既参与了最初的 NUREG-0493 工作，又直接参与并指导了本文所述的工作。Joyce 先生提供了连续性和远见，否则可能会缺乏这些。作者还感谢并认可了其他核管理委员会工作人员的努力，他们审查了这项工作并提供了自己的见解和评论。他们是 John Gallagher 先生和 Matthew Chiramal 先生。本文件的呈现在很大程度上归功于 Karen McWilliams 女士的努力。
NUREG/CR-6303，“执行反应堆保护系统多样性和纵深防御分析的方法。”
NUREG-0493（1979 年 3 月）中的部分工作已逐字逐句地收录或略作修改，但未特别致谢。参考文献中的部分工作（Palomar 等人1993a、Palomar 等人1993b、Preckshot 1993a）已收录，但未特别致谢。作者感谢并认可该领域的前辈。特别是核管理委员会工作人员 Joseph P. Joyce，他既参与了最初的 NUREG-0493 工作，又直接参与并指导了本文所述的工作。Joyce 先生提供了连续性和远见，否则可能会缺乏这些。作者还感谢并认可了其他核管理委员会工作人员的努力，他们审查了这项工作并提供了自己的见解和评论。他们是 John Gallagher 先生和 Matthew Chiramal 先生。本文件的呈现在很大程度上归功于 Karen McWilliams 女士的努力。
NUMARC 解决轻水反应堆全厂停电问题的指导方针和技术基础。
2.9.2 基础 ................................................................................................................ 2-16 安全壳隔离阀 ...................................................................................................... .2-16 2.10.1 假设 ................................................................................................................ 2-16 2.10.2 基础 ................................................................................................................ 2-16 飓风准备 ................................................................................................................ 2-17 2.11.1 假设 ................................................................................................................ 2-17 2.11.2 基础 ................................................................................................................ 2-17
NUMARC 解决轻水反应堆全厂停电问题的举措指南和技术基础。
一般标准 ................................................................................................................ 2-l 初始工厂条件 .............................................................................................................. 2-2 2.2.1 假设.. .............................................................................................................. 2-2 2.2.2 基础.. .............................................................................................................. 2-2 启动事件 ...................................................................................................................... 2-2 2.3.1 假设.. ................................................................................................................ 2-2 2.3.2 基础.. ................................................................................................................ 2-3 电站断电瞬变 ...................................................................................................... .2-6 2.4.1 假设.. ................................................................................................................ 2-6 2.4.2 基础.. ................................................................................................................ 2-7 反应堆冷却剂库存损失 ............................................................................................. 2-7 2.5.1 假设................................................................................................ 2-7 2.5.2 基础.. .............................................................................................................. 2-8 操作员动作.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.1 假设.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.2 基础.. .............................................................................................................. 2-9 通风损失的影响 ............................................................................................................. 2-9 2.7.1 假设.. ............................................................................................................. 2-9 2.7.2 基础.. ............................................................................................................. 2-11 系统交叉连接能力 ............................................................................................. .2-15 2.8.1 假设.. ............................................................................................................. 2-15 2.8.2 基础.. ............................................................................................................. 2-15 仪器和控制.. ................................................................... 2.9.1 假设 ...................................................................................................... ;-;: . 2.9.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 安全壳隔离阀 ........................................................................... .2-16 2.10.1 假设 ...................................................................................................... 2-16 2.10.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 飓风准备 ...................................................................................................... 2-17 2.11.1 假设 ...................................................................................................... 2-17 2.11.2 基础 ...................................................................................................... 2-17