XiaoMi-AI文件搜索系统
World File Search SystemLWRS
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。
先进反应堆材料挑战赛
先进反应堆概述先进反应堆设计通常在燃料形式、冷却剂或部署模型方面具有与现有轻水反应堆不同的属性。这包括水冷小型模块化反应堆 (SMR)、非水冷反应堆（如高温气冷反应堆或熔盐反应堆）和各种微反应堆概念。这些技术在安全性、经济性、性能和长期能源安全方面可能比当前的发电技术有实质性的改进。随着全球深度脱碳努力的持续发展，人们对先进反应堆作为一种无碳、可靠、经济且固有安全的发电和供热来源的兴趣日益浓厚。这些特性源于温度和环境的差异，这需要替代材料适应更高甚至更严酷的操作条件。
核设施材料和部件的老化管理
材料和部件老化对于核电站和其他核设施的安全、可靠和经济运行至关重要。老化会影响检查频率、部件维修或更换频率，并最终影响核设施的使用寿命。太平洋西北国家实验室 (PNNL) 的科学家和工程师了解老化的重要性，并运用我们的专业知识开发更坚固的材料，了解材料降解的条件，在缺陷导致故障之前检测出缺陷，并开发修复或减轻老化相关损坏的技术。在 PNNL 进行的研究和开发支持了美国目前运行的轻水反应堆 (LWR) 机组的持续运行，并可以支持部署未来更安全、更经济的核系统。
ans.org 使用 HALEU 的先进反应堆的保障和安全 | 立场声明 #84
美国核学会 (ANS) 支持继续开发和最终部署先进反应堆设计，包括使用铀 235 (U-235) 浓缩度在 10% 以上但低于 20% 的铀燃料（通常称为高纯度低浓缩铀 (HALEU)）。a 包括微反应堆、小型模块化反应堆和全尺寸先进反应堆在内的多种新兴反应堆设计都计划使用 HALEU，其中许多设计得到了美国能源部 (DOE) 先进反应堆示范计划的支持。这一事实凸显了 HALEU 对美国国内和国际核能未来愿景的重要性。 2,3 相对于轻水反应堆 (LWR) 使用的低浓缩铀（通常为 3% 至 5%），HALEU 能够显著提高反应堆性能，包括实现更高的功率密度、延长换料周期，以及通过提高燃料燃耗来提高燃料利用率。
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。