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AM（增材制造）材料的疲劳评估
比在空气中的要短。一般来说，由于应变速率较低和温度较高，疲劳寿命会降低。 环境修正系数 ( F en ) 定义为 LWR 环境 ( NW ) 中的疲劳寿命与空气中 ( NA ) 中的疲劳寿命之比，环境中的疲劳使用量 ( U en ) 为 F en 与空气中的疲劳使用量 ( U f ) 相乘所得。 包括环境在内的疲劳数据
C8 Corvette 结构件限制
GM 零件描述 GM 零件编号 加固 ASM-F/END UPR 拉杆 - 84639679 加固 ASM-F/END UPR 拉杆 - 84728501 钢轨 ASM-F/CMPT FRT LWR SI 84557544 钢轨 ASM-F/CMPT FRT LWR SI 84557545 钢轨 ASM-F/CMPT FRT LWR SI 84784688 钢轨 ASM-U/B FRT SI 84784687 钢轨 ASM-U/B FRT SI 84960394 钢轨 ASM-U/B FRT SI 84960395 钢轨 ASM-F/CMPT INR SI 84805420 钢轨-F/CMPT INR SI 84805423 延伸件-DA PNL SI 84128509 延伸件-DA PNL SI 84128510 面板 ASM-BODY H/PLR INR 84837037 加固件-DA UPR EXTN PNL 84559287 面板 ASM-FLR K/UP 84537692 面板，DA 84971037 面板 ASM-FLR K/UP 84631390 加固件 ASM-U/B BR 84574903 面板 ASM-FLR K/UP 84612017 面板 ASM-FLR K/UP 84871338 支架 ASM-FLR PNL TUN PNL REINF 84613765 支架 ASM-FLR PNL TUN PNL REINF 84613766 延长件 ASM-F/FLR PNL 84749418 延长件 ASM-F/FLR PNL 84836475 延长件 ASM-F/FLR PNL 84749420 钢筋 ASM-FLR PNL #3 CR 84517157 导轨 ASM-U/B INTER SI 84749414 导轨 ASM-U/B INTER SI 84749415 导轨 ASM-U/B INTER SI 84885692 导轨 ASM-U/B INTER SI 84885693 钢筋 ASM-FLR PNL #2 CR 84775420 延长件-U/BS/RL 84508250 延长件-U/BS/RL 84508251 延长杆 ASM-RKR INR PNL 84613993 延长杆 ASM-RKR INR PNL 84613994 杆 ASM-R/CMPT PNL RR CR 84711556 杆 ASM-R/CMPT PNL RR CR 84711557 导轨 ASM-R/CMPT FLR PNL RR 23310605 导轨 ASM-R/CMPT FLR PNL RR 23310606 导轨 ASM-R/CMPT FLR PNL RR 84856590
地下盐穴大规模储氢新型核混合能源系统动态模拟
术语 缩写 LCOE 平准化电力成本 LWR 轻水反应堆 NHES 核混合能源系统 PEM 聚合物电解质膜 SMR 小型模块化反应堆 符号 𝑛 𝑛𝑒𝑢 中子密度 𝑡 时间 𝑇 温度 𝑉 体积 𝐶 𝑝 热容量 𝑊 功率 𝑚̇ 质量流速 𝐸 𝑓 每次裂变平均可回收能量 𝜎 𝑓
化学技术部 - ORNL
4.8.2 早期裂变产物释放试验 ......................................4-19 4.8.3 化学开发科 .........。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。....4-20 4.8.4 重新开始裂变产物释放试验 ..............................4-20 4.8.5 听证会和调查支持。........。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。......4-21 4.8.6 对TMI-2事故的响应。.............。。。。。。。。。。。。............4-21 4.8.7 TMI-2 事故总统委员会（Kemeny 委员会）。.....4-22 4.8.8 TMI-2 事故前后的铯、碘和碘化铯。......4-23 4.8.9 TMJ 后 LWR 研究 ..............。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。......4-24 4.8.10 燃料释放裂变产物。， ..............。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。4-24
OPA：单个客户端的单发私人聚合...
我们的工作最大程度地减少了安全计算中的互动，从而解决了沟通的高昂成本，尤其是与许多客户。我们介绍了单次私人聚合OPA，使客户只能在单服务器设置中进行每个聚合评估一次。这简化了辍学和动态参与，与Bonawitz等人等多轮协议形成鲜明对比。（CCS'17）（以及随后的作品），并避免了类似于Yoso的复杂委员会选择。OPA的沟通行为紧密地模仿每个客户群只会说话一次的学习。OPA建立在LWR，LWE，班级组和DCR上，可确保所有客户的单轮通信，同时还可以在客户数量中实现次线性开销，从而使其渐近且实用。我们通过中止和投入验证实现恶意安全，以防止中毒攻击，这在联邦学习中尤其重要，在这种学习中，对手试图操纵梯度以降低模型性能或引入偏见。我们从（阈值）密钥同型PRF和（2）的种子同源性PRG和秘密共享的（2）建立了两种口味（1）。阈值关键同构PRF解决了以前依赖于DDH和LWR的工作中观察到的缺点。（加密，2013年），将其标记为对我们工作的独立贡献。我们的其他贡献包括（阈值）键合型PRF和种子塑形PRG的新结构，这些构造是在LWE，DCR假设和其他未知顺序的类组下安全的结构。
ASME 第 III 条对安全或风险贡献最小的物品的替代要求
轻水反应堆机组首次建造时，系统、结构和部件被确定性地分为两类：安全相关或非安全相关。这些分类决定了建造是否符合核法规（安全相关）或工业法规（非安全相关）。当前的法规和规范最初是基于这种方法制定的。20 世纪 90 年代中期，开始从确定性规则转向基于评估堆芯损坏频率 (CDF) 和大型早期释放频率 (LERF) 的风险知情方法。这种转变主要是出于确保将工厂资源引导到对工厂安全案例风险最高、影响最大的领域的愿望。
美国核协会（ANS）标准ANSI/ANS-30.3- ...
ANS响应＃2：标准代表既定的实践最新技术（例如Nuscale设计认证和标准设计批准应用程序），并有望完全符合现有的NRC轻水反应堆（LWR）法规。此外，该标准在某些领域（例如，风险知名的单个故障标准）提供了指导，设计人员可以在案例基础上对特定法规或指导进行例外。第11节，“基于绩效的决策”，“基于绩效的决策”，描述了设计师如何为出发或例外的理由发展这种理由，而这是根据现有法规允许的。通过对NRC注释＃5（10 CFR 50.69）和＃7（10 CFR 50.47）的回答来解决其他具体评论。
RIL 2021-16，“先进反应堆和工厂现代化数字孪生应用支持技术研讨会论文集
为期三天的研讨会由五场技术会议和小组会议组成，来自众多国家和国际组织的 29 位演讲者出席，包括大学、国家实验室、政府机构、核供应商、核工业、先进反应堆开发商和数字孪生开发商。研讨会吸引了来自全球各地的 324 名参与者，为核工业和数字孪生利益相关者提供了一个论坛，讨论数字孪生和数字孪生支持技术（如先进传感器和仪器、数据分析、机器学习和人工智能）在当前轻水反应堆 (LWR) 机组和先进反应堆设计中的应用。研讨会还概述了核工业监管实现数字孪生的下一步措施。
关于KPQC回合2候选人评估的报告
2背景2 2.1通用晶格攻击。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。2 2.2安全假设。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。4 2.2.1研究ASPPTIONS的安全级别的重要性。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。5 2.2.2加密系统中使用的假设。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。6 2.2.3计算与决策LWE变量。。。。。。。7 2.2.4 LWE与LWR。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。7 2.2.5部分校正加密系统。。。。。。。。。。。8 2.2.6安全假设。。。。。。。。。。。。。。。。。。。8 2.2.7基本的REGEV加密系统。。。。。。。。。。。。。。10 2.3一般设计框架和可证明的安全性。。。。。。。12 2.3.1 Fujisaki Okamoto变换（有隐性拒绝）12 2.3.2安全损失。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。13 2.3.3菲亚特 - 沙米尔变换。。。。。。。。。。。。。。。。14 2.4关于回合2 C软件的一般说明。。。。。。。。。。。。。15 2.4.1正确性。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。15 2.4.2防止正时攻击。。。。。。。。。。。。15 2.4.3基准。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。16 2.4.4将来的速度。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。。16
2004 年先进轻水反应堆设计状况
国际原子能机构感谢国际原子能机构轻水反应堆先进技术技术工作组成员在编写本报告过程中提供的建议和支持。具体而言，国际原子能机构感谢以下指导小组成员对此项活动的支持：E. Patrakka（Teollisuuden Voima Oy，芬兰）；F. Depisch（Framatome ANP，德国）；N. Fil（Gidropress，俄罗斯联邦）；K. Foskolos（Paul Scherrer 研究所，瑞士）；以及 F. Ross 和 T. Miller（美国能源部，美利坚合众国）。国际原子能机构感谢参与开发先进轻水反应堆设计的多个组织以及提供有关其需求信息的潜在用户群体提供的信息。负责本出版物的国际原子能机构官员是核电司的 J. Cleveland。