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World File Search System设计基准
VR-SECY-06-0204-拟议规则制定
2007 年 1 月 29 日，委员会批准了最终的设计基准威胁规则 I 0 CFR 73.1，大型商用飞机的袭击不属于设计基准威胁的一部分。但是，委员会决定不将飞机袭击纳入设计基准威胁并不意味着委员会没有解决这个问题。根据 2002 年 2 月 25 日的命令，委员会要求所有运行中的动力反应堆制定并采用缓解策略来应对大型火灾和爆炸，包括由超出设计基准威胁的飞机撞击引起的火灾和爆炸。该命令中的要求正在被纳入委员会对 10 CFR 73.55 和第 73 部分附录 C 的拟议修订中。 一旦这些拟议的修订最终确定，现有和未来的动力反应堆都将被要求采用缓解策略来应对大型商用飞机撞击的影响。
威胁评估和设计基础威胁简报
《核材料保护法》（CPPNM）修正案和 NSS-13 核安全制度采用基于风险的分级方法和纵深防御的方法。 • NSS-20 的基本要素 9 国家应根据威胁评估或设计基准威胁，根据未经授权的拆除或破坏造成的后果，确定核材料和设施实物保护的要求 • NSS-13
![arxiv：2305.14749v7 [cs.lg] 2025年2月25日](/simg/g:\will\search\icon\source\c\c76d39d4c6e939d3fabf8e266ba4e6c3a39b970f.webp)
arxiv：2305.14749v7 [cs.lg] 2025年2月25日
计算RNA设计任务通常是作为反问题提出的，其中设计是基于采用单个所需的二级结构，考虑到3D构象多样性。我们介绍了Grnade，这是在3D RNA骨架上运行的G型RNA DE标志管道，以设计出解释结构和动力学的序列。GRNADE使用多状态图neu-ral网络和自回归解码来生成候选RNA序列，该候选RNA序列在一个或多个3D骨干结构上，在一个或多个碱的身份未知。在单态固定骨架上，来自Das等人鉴定的PDB的14个RNA结构的重新设计基准。（2010年），与罗塞塔（Rosetta）相比，Grnade获得了更高的天然序列恢复率（平均为56％）（平均45％），与Rosetta报告的小时相比，要花一秒钟的时间才能产生设计。我们进一步证明了Grnade在用于结构柔性RNA的多状态设计基准上的实用性，以及对最近的核酶的回顾性分析，突变适应性景观的零摄像排名。对10种不同结构化RNA骨架的实验性湿实验室验证发现，在设计伪后的RNA结构时，Grnade的成功率为50％，对于Rosetta而言，超过35％的增长率超过35％。开源代码和教程可在以下网址找到：github.com/chaitjo/ geometric-rna-design
反应性引发事故条件下核燃料行为的最新报告
燃料安全的关键领域之一是了解燃料在设计基准事故条件下的行为，例如反应性引发事故 (RIA)。2010 年，WGFS 发布了第一份关于 RIA 下燃料行为的最新报告（《反应性引发事故 (RIA) 条件下的核燃料行为：最新报告，2010》），涵盖了有关场景、与燃料行为相关的关键现象、测试方法、测试结果、预测计算机代码和最新计算机分析结果的信息。在过去十年中，RIA 中燃料行为的知识库得到了扩展，WGFS 认为有必要更新最新报告。
印度太阳能质量基础设施
标准被定义为设定系统设计基准并在评估/检查期间作为指南的规范。在本报告中，我们讨论了电网连接的屋顶太阳能光伏系统组件的相关最低技术要求、质量标准和规范以及可再生能源质量测试的基础设施要求。认证和测试是另外两种主要质量保证工具，对于确保高效的系统设计从而提高发电厂性能必不可少。标准认证是在以基准标准为参考点进行证实后颁发的。因此，必须使用我们内部开发的指标和考虑到当地情况的审计经验来对已安装组件的质量进行基准测试。验证有助于概述系统性能并有助于减少损失。
西屋 AP1000 - 技术报告 - ONR
3.1–3.7 分级方法 3.2–3.3 3.2 应使用分级方法确定对任何特定设施或活动进行安全评估的范围、程度、详细程度和工作量。3.3 在将分级方法应用于安全评估时，主要考虑的因素是设施或活动产生的潜在辐射风险的大小。这需要考虑正常运行中放射性物质的任何释放、预期运行事件和事故的潜在后果，以及发生可能产生严重后果的极低概率事件的可能性。审查结果 满足了要求。范围、程度、详细程度和工作量与核反应堆发生大量放射性释放的堆芯劣化事故的可能性相一致。按照美国核管理委员会的标准 DCD 格式，进行了安全分析，以确定设计和工程安全功能是否满足所需的安全功能。提供了有关如何实现美国核管理委员会、英国健康服务署和 WENRA 制定的安全目标和标准的详细信息。该设计利用了过去反应堆运行的经验，并满足了美国和欧洲公用事业的要求。事故分析的结果在 DCD 第 15 章中提供。分析遵循基于工厂条件分类的标准美国核管理委员会程序。分析涵盖正常运行、预期运行事件、设计基准事故、特殊事件和超设计基准事故。进行确定性和概率分析的目的是证明已达到足够的安全水平。考虑了发生极低概率事件但可能造成严重后果的可能性。特别是，设计特征符合 IAEA NS-R-1 要求，即“除了设计基础外，设计中还应考虑超出设计基础的特定事故（包括选定的严重事故）中工厂的性能”。特殊特征旨在通过冷却外表面来阻止反应堆压力容器内的熔融堆芯，从而避免对安全壳造成挑战。
Westinghouse AP1000 - 技术报告 - ONR
3.1–3.7 分级方法 3.2–3.3 3.2 应使用分级方法确定对任何特定设施或活动进行安全评估的范围、程度、详细程度和工作量。3.3 在将分级方法应用于安全评估时，主要考虑的因素是设施或活动产生的潜在辐射风险的大小。这需要考虑正常运行中放射性物质的任何释放、预期运行事件和事故的潜在后果，以及发生可能产生严重后果的极低概率事件的可能性。审查结果 满足了要求。范围、程度、详细程度和工作量与核反应堆发生大量放射性释放的堆芯劣化事故的可能性相一致。按照美国核管理委员会的标准 DCD 格式，进行了安全分析，以确定设计和工程安全功能是否满足所需的安全功能。提供了有关如何实现美国核管理委员会、英国健康服务署和 WENRA 制定的安全目标和标准的详细信息。该设计利用了过去反应堆运行的经验，并满足了美国和欧洲公用事业的要求。事故分析的结果在 DCD 第 15 章中提供。分析遵循基于工厂条件分类的标准美国核管理委员会程序。分析涵盖正常运行、预期运行事件、设计基准事故、特殊事件和超设计基准事故。进行确定性和概率分析的目的是证明已达到足够的安全水平。考虑了发生极低概率事件但可能造成严重后果的可能性。特别是，设计特征符合 IAEA NS-R-1 要求，即“除了设计基础外，设计中还应考虑超出设计基础的特定事故（包括选定的严重事故）中工厂的性能”。特殊特征旨在通过冷却外表面来阻止反应堆压力容器内的熔融堆芯，从而避免对安全壳造成挑战。
多伦多核事故应急响应计划
AAZ 自动行动区 BDBA 超出设计基准事故 CMOH 首席卫生官 CNSC 加拿大核安全委员会 CPZ 应急计划区 CRL 乔克河实验室 DNGS 达灵顿核电站 DPZ 详细规划区 EMCPA 应急管理和民事保护法 EIC 应急信息中心 EOC 应急行动中心 EPZ 应急计划区 IPZ 摄入计划区 ITB 碘甲状腺阻断剂 KI 碘化钾 km 公里 LGIC 副总督会同枢密院 MCSCS 社区安全和惩教服务部 MDU 监测和净化单位 MOHLTC 卫生和长期护理部 MTO 安大略省交通部 NEMCC 核应急管理协调委员会 PEOC 省应急行动中心 PNERP 省核应急响应计划 PNGS 皮克林核电站 PPE 个人防护设备 RD 放射设备 UTCC 统一交通协调中心 UTMP 统一交通管理计划
![arXiv:2103.14479v2 [quant-ph] 2021 年 12 月 28 日](/simg/g:\will\search\icon\source\d\dd34c1b8638c536220fabc5f622e2940f1a67543.webp)
arXiv:2103.14479v2 [quant-ph] 2021 年 12 月 28 日
量子变分优化已被提出作为解决优化问题的替代方案，比传统方法更快、更大规模。在本文中，我们系统地研究了纠缠、变分量子电路的结构和优化问题的结构在这些算法的成功和效率中的作用。为此，我们的研究重点是变分量子特征求解器 (VQE) 算法，该算法应用于可调密度随机图上的二次无约束二进制优化 (QUBO) 问题。我们的数值结果表明，根据问题的拓扑结构调整纠缠门的分布具有优势，特别是对于在低维图上定义的问题。此外，我们发现有证据表明，应用条件风险价值型成本函数可以改进优化，增加与最优解重叠的概率。然而，这些技术也提高了基于产品状态（无纠缠）的 Ans¨atze 的性能，这表明基于这些技术的新经典优化方法可以在某些方面胜过现有的 NISQ 架构。最后，我们的研究还揭示了问题难度与基态和第一激发态之间的汉明距离之间的相关性，这一想法可用于设计基准并了解优化方法的性能瓶颈。
NRC 非轻水反应堆愿景与战略；第 3 卷 - 严重事故进展、源项和后果分析的计算机代码开发计划
本报告总结了拟议的代码开发工作，以扩展 NRC 对非轻水反应堆技术的事故进展、源项和后果分析的建模和仿真能力。本报告描述了不同类型的非轻水反应堆以及 NRC 计算机代码的建模差距，包括用于事故进展和源项分析的 MELCOR、用于后果分析的 MACCS 和用于放射性核素清单的 SCALE。严重事故进展、源项和后果分析深深植根于 NRC 的监管政策和实践中。许可流程基于纵深防御的概念，其中发电厂的设计、运行、选址和应急计划构成了独立的核安全层。这种方法鼓励核电站设计师结合多道防线，以保持辐射危害与工人、公众和环境之间的物理屏障的有效性——无论是正常运行还是事故情况。与设计基准事故一起使用的各种监管源术语，建立和确认核设施的设计基准，包括安全重要项目，确保工厂设计符合美国联邦法规 (CFR) 中规定的安全和数值放射性标准（例如，10 CFR 100.11，“禁区、低人口区和人口中心距离的确定”；10 CFR 50.67，“事故源术语”；10 CFR 50.34(a)(1)(iv)；10 CFR 第 50 部分“生产和使用设施的国内许可”附录 A“核电站通用设计标准”中通用设计标准 19“控制室”）以及后续员工指导。通用设计标准 (GDC) 适用于轻水反应堆 (LWR)。非轻水反应堆将具有主要设计标准 (PDC)，其可能有类似的要求。 MELCOR 是桑迪亚国家实验室为 NRC 开发的最先进的计算机代码，用于执行核反应堆严重事故进展和源项分析。MELCOR 是一种灵活的集成计算机代码，旨在描述和跟踪严重事故的演变，以及相关放射性核素在封闭空间（如安全壳或建筑物）内的传输。它是一个知识库，包含价值数亿美元的实验和模型开发，特别关注轻水反应堆现象学以及非轻水反应堆技术的扩展功能。现象识别和排序表 (PIRT) 中已经开发和记录了特定的数据和计算需求，例如与 NGNP 相关的严重事故 (SA) PIRT 以及各种钠冷快堆和熔盐反应堆 PIRT 分析 [1] [2] [3] [4] [5] [6]。相关数据需求已从这些 PIRT 中收集并整合到本报告中。本报告提供了与各种非轻水反应堆设计相关的代码功能状态的高级理解。