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SNAP（空间核辅助动力）反应堆概述
当政府图纸、规格或其他数据用于与政府明确相关的采购无关的任何目的时，美国政府不承担任何责任或义务。政府可能已经制定或以任何方式提供上述图纸、规格或其他数据，但不应被视为
通用电气反应堆保护系统，1984 - 1995 年
本报告记录了 1984 年至 1995 年期间美国通用电气商用反应堆的反应堆保护系统 (RPS) 安全相关性能的分析。本报告分析的通用电气 RPS 设计包括采用继电器跳闸系统的设计。该分析基于 BWR/4 工厂设计。从核电站可靠性数据系统和许可证持有者事件报告中收集了所有美国通用电气商用反应堆的 RPS 运行数据。对数据进行了基于风险的分析，以基于系统的故障树模型估计 RPS 的观测不可用性。还对数据进行了趋势和模式的工程分析，以提供有关 RPS 性能的更多见解。将从数据中获得的 RPS 不可用性结果与来自单个工厂检查和其他报告的现有不可用性估计值进行了比较。
通用电气反应堆保护系统，1984 - 1995 年
本报告记录了 1984 年至 1995 年期间美国通用电气商用反应堆的反应堆保护系统 (RPS) 安全相关性能的分析。本报告分析的通用电气 RPS 设计包括采用继电器跳闸系统的设计。该分析基于 BWR/4 工厂设计。从核电站可靠性数据系统和许可证持有者事件报告中收集了所有美国通用电气商用反应堆的 RPS 运行数据。对数据进行了基于风险的分析，以基于系统的故障树模型估计 RPS 的观测不可用性。还对数据进行了趋势和模式的工程分析，以提供有关 RPS 性能的更多见解。将从数据中获得的 RPS 不可用性结果与来自单个工厂检查和其他报告的现有不可用性估计值进行了比较。
雀巢的供应链管理-IJRPR
废水处理对于保护环境和人类健康是必要的。传统方法需要花费金钱和资源来实施。在本文中，将设计和开发一种低成本，环保的反应堆，用于从房屋中处理废水。反应堆应使用可再生资源（例如Coir Pith和Acived Charcoal）提供负担得起有效的水净化方式。Coir Pith及其高水位保留和孔隙率是一种自然过滤介质，而活性炭有助于通过吸附去除污染物。这种方法不仅鼓励废水再利用，而且还通过利用农业废物作为产品来支持环境和农村就业。
通用电气反应堆保护系统，1984 - 1995 年
本报告记录了 1984 年至 1995 年期间美国通用电气商用反应堆的反应堆保护系统 (RPS) 安全相关性能的分析。本报告分析的通用电气 RPS 设计包括采用继电器跳闸系统的设计。该分析基于 BWR/4 工厂设计。从核电站可靠性数据系统和许可证持有者事件报告中收集了所有美国通用电气商用反应堆的 RPS 运行数据。对数据进行了基于风险的分析，以基于系统的故障树模型估计 RPS 的观测不可用性。还对数据进行了趋势和模式的工程分析，以提供有关 RPS 性能的更多见解。将从数据中获得的 RPS 不可用性结果与来自单个工厂检查和其他报告的现有不可用性估计值进行了比较。
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。
轻水反应堆可持续性计划综合风险...
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通用电气反应堆保护系统，1984 - 1995 年
本报告记录了 1984 年至 1995 年期间美国通用电气商用反应堆的反应堆保护系统 (RPS) 安全相关性能的分析。本报告分析的通用电气 RPS 设计包括采用继电器跳闸系统的设计。分析基于 BWR/4 工厂设计。从核电站可靠性数据系统和许可证持有者事件报告中收集了所有美国通用电气商用反应堆的 RPS 运行数据。对数据进行了基于风险的分析，以基于系统的故障树模型估计 RPS 的观测不可用性。还对数据进行了趋势和模式的工程分析，以提供有关 RPS 性能的更多见解。将从数据中获得的 RPS 不可用性结果与来自单个工厂检查和其他报告的现有不可用性估计进行了比较。
新反应堆许可流程经验教训回顾
美国核管理委员会 (NRC) 全面实施了其新反应堆许可流程 1 的许可部分，为沃格特尔 (Vogtle)、3 号和 4 号机组以及 V.C. 颁发了联合许可证 (COL)。萨默 (Summer)、2 号和 3 号机组。在颁发这些许可证后，NRC 启动了经验教训审查，以确定对《联邦法规法典》(10 CFR) 第 10 章第 52 部分“核电站的许可证、认证和批准”许可流程的潜在改进，并有助于更有效、更高效地审查未来的申请。此次经验教训审查仅限于第 52 部分的许可部分，不包括 COL 颁发后活动的经验。为了促进此次经验教训审查，NRC 进行了广泛的外展工作，以征求外部和内部利益相关者关于使用新反应堆许可程序的经验的反馈。具体而言，NRC 工作人员借鉴了之前对新反应堆许可程序部分内容的评估、NRC 2012 年监管信息会议上分享的经验教训、在公开会议上收到的经验教训反馈以及对新反应堆许可程序的内部和外部调查结果。尽管设计认证和综合许可审查花费的时间更长，技术挑战性也比预期的更大，但本次经验教训审查的结果表明，第 52 部分许可程序没有出现任何重大问题或障碍。其实施实现了在授权工厂建设之前解决安全和环境问题的预期结果。总体而言，NRC 收到了有关许可程序和最佳实践的积极反馈，这些反馈使得第 52 部分许可程序的成功实施成为可能。以设计为中心的审查方法，由以设计为中心的工作组、标准设计以及许可申请的标准格式和内容支持，经常被认为是许可流程的成功之处。还确定了其他一些最佳实践，例如申请人和 NRC 之间频繁举行会议以解决复杂的技术问题。与任何新流程一样，第 52 部分许可流程的首次实施带来了挑战。对这些挑战的评估确定了以下经验教训：
先进燃烧器测试反应堆预概念设计报告
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