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LWR应用的意外耐受燃料（ATF）的特征
美国核监管委员会（NRC）和美国能源部（DOE）是2014年5月1日（谅解备忘录）的合作核安全研究备忘录的当事方。根据谅解备忘录，节省资源并避免重复努力，双方同意双方的最大利益是为了合作和共享数据和技术信息，并且在某些情况下，每当这种合作和成本共享都可能以相互益处的方式完成与此类研究相关的成本。此附录（附录）被NRC和DOE之间输入到当事方签名之日起有效的，以执行此附录（生效日期）。
与LWR核电站使用的期权的比较
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建筑环境指南和...
主要目标是对与轻水反应堆（LWR）发电厂相连的非电力，混合能源技术进行计划，设计，安装，测试，演示和评估。该项目的预期结果是，既有一个能够作为混合系统运行的功能齐全的氢植物，以测试与LWR相连的多种电解技术，以及用于混合可逆系统的设计开发。两个项目可交付成果均应集成到核电厂的正常运行常规中。此外，将在该项目的结论结束时制定详细的报告，该报告将突出这些非电动混合能源技术实施的技术可行性和经济可行性。该报告最终将由运营核电设施进行大规模商业化的其他公用事业（即数百兆瓦。）
LWR集成能源系统接口技术开发与演示
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州立法机构核监管概述
- 大型轻水反应堆 (LWR)：这些是传统的额定功率为 1,000 兆瓦 (MW) 的核反应堆，自 1950 年代以来一直在全球运行，包括目前在美国运行的 90 多座商用反应堆 - 小型模块化轻水反应堆 (SMR)：这是一种新型、现代化的 LWR 类型，其规模已缩小——通常额定容量在 100 到 300 MW 之间。因此，它们比传统的 LWR 反应堆占用空间更小。这些设计仍然依赖于传统的 LWR 设计概念，但包括增强的安全性和操作组件。SMR 通常旨在利用工厂制造模块化组件，这些组件将在现场组装，以简化项目开发并减少延误。（例如：NuScale Power。） - 先进反应堆：这些设计通常很小且模块化——设计为像 SMR 一样在工厂制造——但使用传统 LWR 设计的替代品，后者依靠水作为冷却剂。先进反应堆技术依赖于新型冷却剂和燃料，包括液态金属、氟化盐或气体。（例如：TerraPower、X-energy、Oklo。）
审查非浅水反应堆的计算机代码开发和验证
第3卷考虑了非LWR代码的开发，用于严重事故进展，源术语和后果分析。此功能涉及计算裂变产品库存，其运输，由此产生的来源项，大气分散和剂量后果。为此目的的主要计算机代码是量表（裂变产品清单），Melcor（运输和源术语）和MACC（分散和剂量）。这些代码需要一些新的建模。例如，较小的位点边界距离并释放，可以提高近场大气传输的重要性以及相对于在大型LWR的应用而被认为的特定放射性核素。除了这些考虑之外，员工的优先级是在几种代表性非LWR设计的全植物模型的开发和应用中。
核气溶胶最新报告
核气溶胶研究始于 20 世纪 60 年代末和 70 年代初。自 1979 年以来，CSNI 赞助的三份核气溶胶最新报告 (SOAR) 的发布证明了实验研究和代码开发方面取得的进展。最初，快堆安全是这项工作的主要关注点，这反映在第一份气溶胶 SOAR 的内容中。1979 年的 TMI 事故激发了人们对 LWR 源项的兴趣，并导致对第一份 SOAR 的补充产生了兴趣，该补充集中于 LWR 气溶胶问题。与快堆情况相反，事故发生后 LWR 安全壳大气中存在的大量蒸汽往往会使气溶胶颗粒更紧凑，从而减少了定义形状因子的建模问题。另一方面，必须模拟两种新效应：由于蒸汽凝结到表面（扩散电泳）而导致的沉积以及蒸汽凝结到颗粒本身而导致的颗粒生长。
爱达荷州先进反应堆示范项目机会
• 第一座核电站 • 美国第一个使用核能的城市 • 第一个经过测试的潜艇反应堆；截至 90 年代中期，已培训了近 40,000 名反应堆操作员 • 第一个为军队建造的移动式核电站 • 自持燃料循环的演示 • 轻水反应堆安全的基础 • 航空和航天反应堆测试 • 材料测试反应堆
danu-isg-2023-01非光...
本文档提供了临时人员指导（ISG），以帮助美国核监管委员会（NRC）员工审查非灯水反应堆（非LWR）设计的建设和运行申请，包括电力和非电力反应堆。本文档中的指南确定了员工审查领域，这对于寻求使用美国机械工程师协会（ASME）锅炉和压力容器代码（ASME代码）的材料可能是必需的，这是“核设施组件建设规则的规则”，第5区第5级，“高温反应堆”，“高温反应堆”（IIII-5节”（IIII-5）（ASME，2017）。III-5节指定了机械性能和允许应力，用于设计高温反应器（HTRS）中的组件。但是，如III-5节HBB-1110（g）所述，ASME代码规则没有提供评估由于腐蚀，传质现象，辐射效应或其他物质不稳定性而导致使用的恶化的方法。此ISG确定了员工应将其视为对非LWR应用程序评估的信息，以审查适用的设计要求，包括环境兼容性，资格和监视计划，用于安全 - 重要的结构，系统和组件（SSC）。审查资格和监视计划所需的实际信息将取决于许多因素，例如植物设计，组件的重要性，特定环境以及在给定领域的研究成熟度。员工应考虑到《联邦法规法规》第10条（10 CFR）第10部分（10 CFR）第50部分，“生产和利用设施的国内许可”，以及针对设计认证的非LWR申请，合并许可，标准设计批准或制造10 CFR第52部分“许可”，“核工厂”，“核工厂”，“核工厂”，认证，认证，和批准的核心批准'''，核心，认证，批准，和制造效力。