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特洛伊独立乏燃料安装许可证续期
ALARA 尽可能低 AMP 老化管理计划 CDE 承诺剂量当量 CFR 美国联邦法规 EFSC 能源设施选址委员会 EPA 美国环境保护署 EWEB 尤金水利电力局 FR 联邦公报 ISFSI 独立乏燃料贮存设施 LCA 许可证变更申请 LRA 许可证续期申请 MPC 多用途罐 NRC 美国核管理委员会 NDCC 俄勒冈州核能发展协调委员会 NTEC 俄勒冈州核能与热能委员会 OAR 俄勒冈州行政法规 ODOE 俄勒冈州能源部 OERS 俄勒冈州应急响应系统 ORS 俄勒冈州修订法规 PAG 防护行动指南 PGE 波特兰通用电气 PWR 压水反应堆 SAR 安全分析报告 SER 安全评估报告 SNC/BNFL 塞拉核能公司/英国核燃料有限公司 TEDE 总有效剂量当量 TLD 热释光剂量计 USDOE 美国能源部
西屋 ap1000 反应堆的经济影响 - ...
• 西屋电气有着悠久的历史，于 1957 年在宾夕法尼亚州的 Shippingport 建造了第一座商用压水反应堆。 • AP1000 是唯一设计、建造和成功部署的第三代以上反应堆技术。目前，有五个机组投入商业运营，另外十个机组正在采购、建造和调试中。 • 西屋电气技术为全球 430 座核反应堆提供动力，约 50% 的运行核电站基于西屋电气技术。 • 西屋电气在 21 个国家/地区拥有 9,500 多名员工，其中 6,800 名位于美洲地区。 • 西屋电气目前的加拿大业务总部位于安大略省彼得伯勒，拥有 250 多名专家。 Brookfield Renewable Partners 和 Cameco 最近收购了西屋电气，确保该公司继续保持 100% 的加拿大所有权。 • 西屋电气一直在扩大其在加拿大的工程运营基地，以支持新的核项目（AP1000、AP300 和 eVinci），包括于 2024 年在安大略省基奇纳开设一个新的工程中心。加拿大现在是西屋电气 AP1000 反应堆的第三大工程中心，预计将在该中心雇用 200-400 名工程师，为国内外单位提供支持。
Dionysios CHIONIS - 信息科学 - EPFL
在动力反应堆的整个使用寿命期间，都会对反应堆探测器信号（包括中子噪声水平）进行持续监测，因为这些信息提供了有关堆芯行为及其动态的宝贵知识。更重要的是，中子噪声监测可用于及早发现反应堆运行期间可能发生的异常。几十年来，中子噪声现象一直是深入研究的课题，为开发众多噪声监测方法、信号处理技术和分析求解器奠定了基础，这些方法至今在全球范围内广泛使用。然而，在过去十年中，在欧洲 KWU 的 Konvoi 前压水反应堆设计反应堆中观察到一种意想不到的中子噪声水平增加趋势，引起了研究和工业界越来越多的关注。这种噪声水平增加趋势当然与安全无关。然而，自出现以来，它一直给公用事业带来不良的、代价高昂的运营后果。新的观察结果表明，需要更好地了解全功率反应堆中的中子噪声行为，这是本研究的主要目标。
船舶推进系统
裂变反应堆，通常是压水式（PWR），总是通过蒸汽涡轮机（它们类似于外燃机）。第一艘船肯定是由手工推动的，但很明显，风具有重要的夹带作用，并且锋面越大，推力就越大，这就是帆的起源。有证据表明，中东早在公元前 5000 年就出现了帆船和木桨，而在公元前 3000 年的古埃及，尼罗河是主要的运输路线，利用水流顺流而下，利用盛行的北风逆流而上。航行（顺风除外）需要对各种风况和海况有丰富的了解，有时还需要非凡的洞察力（例如如何返回港口）：大航海时代的两位先驱，大西洋上的哥伦布和太平洋上的乌达内塔，都利用低纬度的东风（信风）和中纬度的西风，以及一般的海洋环流（北半球顺时针），将遥远的大陆人口联系起来，建立永久的贸易路线。目前，大多数水上交通工具（与任何其他类型的陆地、空中或太空交通工具一样）都由储存在船上的液体燃料和热机提供动力，热机将该燃料与氧化剂燃烧的化学能转化为实际执行推进工作所需的机械能。因此，到最后
评估数字仪器和控制的安全性...
图 1. 每个控制器都包含一个受控过程的模型 2. 安全控制结构示例 3. 图 2 中操作过程的安全控制结构示例 4. 列车门控制器的简单安全控制回路 5. 不安全控制行为的结构 6. 导致危险的因果因素分类 7. 压水反应堆 8. 高级 PWR 安全控制结构 9. MSIV 的安全控制结构 10. 导致操作员不安全控制行为的因果因素 11. 导致操作员控制行为不被遵循的因果因素 12. 导致 DAS 不安全控制行为的因果因素 13. 导致 DAS 控制行为不被遵循的因果因素 14. 导致 PS 不安全控制行为的因果因素 15. 导致 PS 控制行为不被遵循的因果因素 表格 1. 事故和危险示例2. 简单列车门控制器的不安全控制动作 3. 所提供类型的示例上下文表 4. 未提供类型的示例上下文表 5. 系统级事故 6. 系统级危险 7. 关闭 MSIV 的不安全控制动作 8. 操作员提供关闭 MSIV 控制动作的上下文表 9. 未提供关闭 MSIV 的上下文表 10. 安全约束
小型模块化反应堆的意大利核供应链
意大利在制造，建筑，测试，工程及相关服务的核场传统自60年代以来就扎根于意大利的第一个核电站。高质量，企业家精神，灵活性，创新的传统一直活在欧洲和国际市场上，准备在新核技术的最具创新性和最具挑战性的项目上发挥作用。其中，小型模块化反应堆，这是一种绝大多数出现在核市场上的新范式，充满了承诺和机遇。意大利的知识和能力也很大程度上基于加压水反应堆的众所周知的经验，并具有整体方法的创新 - 即主反应堆压力容器内的所有主要组件 - 长期存在，是第一个研究和测试，其历史可以追溯到90年代。意大利公司准备应对挑战，并通过其经验，能力，倡议和承诺来加强挑战。他们准备为小型模块化反应堆建立意大利核供应链，以提供前所未有的有效性和质量，以维持SMR市场开发并部署SMR解决方案。此手册提供了意大利核工作的能力和质量的风味。第一个案例研究表明，意大利供应链如何有效地为SMR提供大型和关键的组成部分。第一个示例专用于反应堆压力容器，这是积分PWR技术的最重要组成部分。请继续关注。，但其他案例研究也会随之而来。
五系列可编程控制器用户手册，GFK-0122B
第 2 章 物理设备配置 (cant) 电源功能 PWR 指示器 接线端子连接 运行继电器连接 接地连接 电源连接 115/230 V ac 选择 I/O 扩展 I/O 扩展基座 系统散热 本地 I/O 配置 基座识别 本地 I/O 接口模块 I/O 扩展电缆 I/O 扩展电缆规格和接线信息 I/O 链终端插头 5 系列 PLC 的 I/O 模块 I/O 模块键控 现场接线与 16 点和 32 点模块的连接 现场接线与 64 点模块的连接 面板盖状态指示器 5 系列 PLC 的 I/O 模块 将 3 系列 PLC I/O 模块与 5 系列 PLC 一起使用 3 系列 PLC I/O 接口模块 3 系列 PLC I/O 配置 5 系列 PLC I/O 系统的 3 系列 I/O 模块 Genius 总线控制器 CCM 通信模块系统配置一般规格用户项目 ASCII/BASIC 模块 ASCn/BASIC 模块的用途一般规格 ASCII/BASIC 模块通信 ASCII/BASIC 模块配置 BASIC 语言内存使用操作模式 ABMHelper2 轴定位模块 PLC 接口 APM 硬件功能 VolksMotion 程序 APM 功能、优点和操作模式一般规格
NKS-138，俄罗斯海洋应用核电站
摘要 为了建立一种系统的方法，用于分析俄罗斯海军核反应堆系统未来的扩散和环境影响，本文总结并分析了有关反应堆系统和核燃料设计特性的现有开源信息。指出了俄罗斯海军反应堆发展的最显著特点，并讨论了俄罗斯军用和民用反应堆系统和燃料之间的异同。附件一列出了所有使用核动力的俄罗斯舰艇的相关更新信息。本文的基本分析划分为舰艇代数（第一代至第三代）和反应堆类型（压水反应堆和 LMC 技术）。大多数可用信息与核破冰船有关。对这些信息进行了系统分析，以确定俄罗斯民用海军核反应堆的发展阶段。讨论了三种不同的反应堆模型：OK-150、OK-900 和 KLT-40，以及它们的几个版本。关于军用反应堆，无法确定单个反应堆模型的特征，因此基本划分遵循船舶代数 - 第一代到第三代。然而，从现有信息来看，可以确定潜艇设计（特别是第一代和第二代）的主要路线。结论包含对结果可能产生的影响的讨论，以及对进一步工作的建议。关键词 潜艇、破冰船、俄罗斯、设计、船用反应堆、海军反应堆、OK-150、OK-900、KLT-40 NKS-138 ISBN 87-7893-200-9 电子报告，2006 年 4 月 报告可从 NKS 秘书处 NKS-775 P.O. 获取。Box 49 DK - 4000 Roskilde，丹麦 电话 +45 4677 4045 传真 +45 4677 4046
NKS-138，俄罗斯海洋应用核电站
摘要 为了建立一种系统的方法，用于分析俄罗斯海军核反应堆系统未来的扩散和环境影响，本文总结并分析了有关反应堆系统和核燃料设计特性的现有开源信息。指出了俄罗斯海军反应堆发展的最显著特点，并讨论了俄罗斯军用和民用反应堆系统和燃料之间的异同。附件一列出了所有使用核动力的俄罗斯舰艇的相关更新信息。本文的基本分析划分为舰艇代数（第一代至第三代）和反应堆类型（压水反应堆和 LMC 技术）。大多数可用信息与核破冰船有关。对这些信息进行了系统分析，以确定俄罗斯民用海军核反应堆的发展阶段。讨论了三种不同的反应堆模型：OK-150、OK-900 和 KLT-40，以及它们的几个版本。关于军用反应堆，无法确定单个反应堆模型的特征，因此基本划分遵循船舶代数 - 第一代到第三代。然而，从现有信息来看，可以确定潜艇设计（特别是第一代和第二代）的主要路线。结论包含对结果可能产生的影响的讨论，以及对进一步工作的建议。关键词 潜艇、破冰船、俄罗斯、设计、船用反应堆、海军反应堆、OK-150、OK-900、KLT-40 NKS-138 ISBN 87-7893-200-9 电子报告，2006 年 4 月 报告可从 NKS 秘书处 NKS-775 P.O. 获取。Box 49 DK - 4000 Roskilde，丹麦 电话 +45 4677 4045 传真 +45 4677 4046
NKS-138，俄罗斯海洋核电站
摘要 为了建立一种系统的方法，用于分析俄罗斯海军核反应堆系统未来的扩散和环境影响，本文总结并分析了有关反应堆系统和核燃料设计特性的现有开源信息。指出了俄罗斯海军反应堆发展的最显著特点，并讨论了俄罗斯军用和民用反应堆系统和燃料之间的异同。附件一列出了所有使用核动力的俄罗斯舰艇的相关更新信息。本文的基本分析划分为舰艇代数（第一代至第三代）和反应堆类型（压水反应堆和 LMC 技术）。大多数可用信息与核破冰船有关。对这些信息进行了系统分析，以确定俄罗斯民用海军核反应堆的发展阶段。讨论了三种不同的反应堆模型：OK-150、OK-900 和 KLT-40，以及它们的几个版本。关于军用反应堆，无法确定单个反应堆模型的特征，因此基本划分遵循船舶代数 - 第一代到第三代。然而，从现有信息来看，可以确定潜艇设计（特别是第一代和第二代）的主要路线。结论包含对结果可能产生的影响的讨论，以及对进一步工作的建议。Key words submarines, icebreakers, Russia, design, marine reactors, naval reactors, OK- 150, OK-900, KLT-40 NKS-138 ISBN 87-7893-200-9 Electronic report, April 2006 The report can be obtained from NKS Secretariat NKS-775 P.O.Box 49 DK - 4000 Roskilde, Denmark Phone +45 4677 4045 Fax +45 4677 4046