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通用 CANDU 概率安全评估
AC 交流电 AECB 原子能控制委员会 AECL 加拿大原子能有限公司 AFW 辅助给水 ALWR 先进轻水反应堆 ASDV 大气蒸汽排放阀 ASQ 事故序列量化 BFR 二项式故障率 BHEP 基本人为错误概率 BNSP 平衡核蒸汽厂 BOP 工厂平衡 BUE/F 电气总线（E 或 F） BWR 沸水反应堆 CAFTA 计算机辅助故障树分析 CANDU 加拿大氘铀 CC 组件类别 CCDP 条件堆芯损坏概率 CCF 常见原因故障 CCFP 条件安全壳故障概率 CCW 冷凝器循环水 CDFM 保守确定性故障裕度 CER 控制设备室 CFF 安全壳故障频率 CFR 美国联邦法规 CIGAR 反应堆通道检查和测量设备 CIS 安全壳隔离系统 CN 组件编号 CNSC 加拿大核安全委员会 COMPBRN IIIe 火灾计算机代码 CSA 加拿大标准协会 CSDV 冷凝器蒸汽排放阀 CT 排管 CV 排管容器 CVIS 安全壳通风隔离系统 DBE 设计基础 地震 DC 直流电 DCC 双控制计算机 DCS 分布式控制系统 DD 设计说明 DG 柴油发电机 DHC 延迟氢化物裂解
candu 工厂计算机系统 - L3Harris
L3Harris 为 SNC-Lavalin 提供了 CANDU 6 工厂的全实时模拟，该工厂在 PC/Windows 平台上运行，由业界领先的 Orchid® 模拟环境提供支持。该模拟器配备了代表 MCR 和双 DCC 仿真的交互式软面板。交互式软面板在多个视频显示单元上启用，以表示增强型 CANDU 6 (EC6) MCR。模拟的 DCC 用作基线，使用在我们的 Orchid® 建模环境中建模和验证的新 PES 控制软件迭代地更改控制程序和逻辑。此外，还提供培训和支持，以确保满足 SNC-Lavalin 的所有目标。
状态报告 68 - 增强型 CANDU 6 (EC6)
工厂功率输出提高至 740 MWe（目标）。更坚固的遏制系统和增强的被动安全功能（例如，更厚的壁、钢衬里）。增强严重事故管理 增加紧急热量去除系统 (EHRS) 作为安全系统。提高停机性能，以应对更大的冷却剂损失事故 (LOCA) 裕度。升级防火系统，以满足当前加拿大和国际标准。遵循尽可能低的合理可行 (ALARA) 原则，增加设计功能，以改善对工人和公众的环境保护。自动化和单元化的备用电源和水系统。根据概率安全评估 (PSA) 研究，其他改进可满足与加拿大和国际标准一致的更高安全目标。增加反应堆停堆次数，提高停堆覆盖率和效率。电厂寿命为 60 年，燃料通道和进料器等关键设备在中期寿命延长一次。容量系数为 90%（寿命）
先进燃料 CANDU 反应堆 - 技术摘要
可靠而坚固的设计................................................................................24 故障安全设计....................................................................................................24 单一故障准则....................................................................................................24 多样性...................................................................................................................24 可靠性...................................................................................................................24 分组和分离.............................................................................................................25 抗震鉴定.............................................................................................................25 环境鉴定.............................................................................................................25 老化.............................................................................................................................25 辐射防护.............................................................................................................26 人为因素.............................................................................................................26 堆芯外临界安全.............................................................................................26 在役测试、维护、修理、检查和监测规定.....................................................................................................26 严重事故恢复和热量排出系统 (SARHRS) .............................................................................................................27
Candu所有者组（COG）协作更新
COG参与行业活动和论坛如何为会员带来价值？作为G4SR-5会议全体计划委员会的联合主席，我努力将行业领导者汇集在一起，讨论关键主题，包括土著参与，监管合作和创新。该会议强调了加拿大在SMR和高级反应堆开发方面的领导，会议探讨了核技术如何支持AI等高科技行业。与近400名参与者一起，题为“加拿大的三个流策略：愿景对现实”的全体会议，其中包括COG核安全与环境事务总监Carlos Lorencez发表的演示，为COG提供了一个平台，以展示其如何促进行业协作，以支持SMR开发和在加拿大范围内的行业和固定行业范围内的SMR开发和部署。
加拿大核协会
加拿大核学会今年的年会将在萨斯喀彻温省的萨斯卡通举行，因此，将小型模块化反应堆纳入讨论范围十分有趣且恰当。正如省属电力公司 SaskPower 总裁兼首席执行官 Robert Watson 所言，萨斯喀彻温省面积广阔，“电线杆比人口还多”，而电网的发电量仅为 4000 MWe，主要来自进口煤炭。然而，萨斯喀彻温省铀资源丰富，预计其经济增长将在不到十年的时间内翻一番。利用本土资源满足日益增长的电力需求是明智之举。然而，目前的反应堆对于电网中小型且分散的负载来说实在太大了。既环保又经济可行的解决方案是引入小型反应堆，而不会造成电网稳定性问题。根据大多数供应商的说法，“小型”是指 40 到 200 MWe 之间，尽管 CNSC 的许可定义是 200 MWt（热能），这将低于约 70 MWe（电能）。CANDU EC6 是一个中型反应堆，发电量约为 700 MWe。Meneley 博士的论文（本期）建议在极北地区使用约 50 MWe 的 CANDU 型反应堆，那里目前使用昂贵的柴油。传统规模的反应堆项目经常遇到财务问题，因为市场不愿意
2024-25 至 2028-29 公司计划摘要
从市场和整体运营环境来看，加拿大核电行业正在蓬勃发展，AECL 准备通过创新和技术开发方面的贡献来推动增长，但最重要的是，Chalk River Laboratories 为加拿大政府提供的重要服务有助于其履行与核法规、研究、政策和计划以及联邦核废料清理和管理有关的核心职责。Chalk River Laboratories 还在支持核电行业方面发挥着关键作用，包括维持现有 CANDU 反应堆群的安全运行以及随着加拿大提高发电能力而增加大型反应堆的潜在作用。关键项目的环境评估仍然是 AECL 管理的主要关注领域，因为关键项目需要监管部门批准才能继续推进。
政策问题 - 核管理委员会
《先进反应堆政策声明》（51 FR 24643）和 NUREG-1226《NRC 先进核电站监管政策声明的制定和利用》将先进反应堆定义为具有创新设计的反应堆，其许可要求与现有轻水反应堆 (LWR) 要求有显著不同。这些文件还为制定支持先进设计的新监管要求提供了指导。工作人员对这些先进反应堆设计的审查应尽可能利用现有法规。当需要新的要求时，工作人员应转向性能标准法规，而不是规定性法规。鼓励每位设计师提出评估设计的新标准和新方法。设计师与员工早期互动的目标应该是制定先进反应堆和 CANDU 3 设计许可标准的指导，并对该设计满足这些标准的潜力进行初步评估。
主要设备老化管理
对安全至关重要的主要核电站部件的老化。报告中记录了目前对加拿大氘铀反应堆 (CANDU) 、沸水反应堆 (BWR)、压水反应堆 (PWR) 和水慢化水冷能源反应堆 (WWER) 电厂选定部件的安全裕度 (适用性) 评估和老化退化的检查、监测和缓解做法。这些做法旨在帮助所有直接和间接参与确保核电站安全运行的人员；同时也为电厂运营商和监管机构在处理与老化相关的许可问题时进行对话提供共同的技术基础。由于这些报告是从安全角度编写的，因此它们不涉及电厂部件的寿命或生命周期管理，这涉及老化管理和经济规划的整合。报告的目标受众包括来自核电站的技术专家以及监管、电厂设计、制造和技术支持组织的技术专家，这些组织处理报告中涉及的特定电厂部件。
如何克服CESA核电项目中的问题
注意：1）加压水反应堆（PWR）使用轻水作为冷却剂和中子主持人，在高压下运行，以防止沸腾并将热量转移到二级电路中，以产生蒸汽以产生电力。相比之下，加压的重水反应堆（PHWR）将重水作为冷水和主持人，使其可以有效地将天然铀用作燃料，同时保持相似的高压条件以避免沸腾。1）VVER（水水能量反应堆或Vodo-Vodyanoi Energetichesky反应堆） - 一系列最初在苏联和现在俄罗斯开发的加压水反应堆设计。2）Candu（加拿大铀氘） - 加拿大反应堆的PHWR设计。3）WH 2LP（Westinghouse双循环主要冷却） - 美国开发的一种PWR，其特征是其两环主要冷却系统，可提高效率和可靠性。4）乌克兰的Zaporizhzhia NPP的六个反应堆由于安全措施而在2022年9月之后处于关闭状态。来源：世界核协会，IAEA，EY CESA能源中心