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核反应堆增材制造材料的腐蚀测试需求和注意事项
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温室气体排放估计1,000 MWE反应堆和阿布莱基督教大学熔融盐研究反应堆
表1中列出的用于建造核电站的设备的估计排放是基于需要适量进行地形修饰的站点的单个核电站估计的设备使用时间（Unistar 2007-TN1564）。建筑设备一氧化碳（CO）排放估计值是从设备使用的时间得出的，然后使用CO排放估算二氧化碳（CO 2）排放量，使用缩放系数为172吨/吨的CO（Chapman等）（Chapman等2012- TN2644）。缩放系数基于CO 2与柴油燃料工业发动机的CO排放因子的比率，如AP-42 AP-42汇编的表3.3-1所报道（EPA 2012-TN2647）。A CO 2至总温室气体等效因子为0.991，以解释其他温室气体的排放，例如甲烷（CH 4）和一氧化二氮（N 2 O）（Chapman等人（Chapman等）2012-TN2644）。等效因素基于非道路/建筑设备，根据相关指南（NRC 2014-TN3768； Chapman等人。2012-TN2644）。假定退役的设备排放估计值是建筑设备的设备排放量的一半。没有用于退役的设备排放数据的数据；一半的因素是基于这样的假设，即与参与建筑活动相比，退役将涉及材料的泥土和拖运以及较少的劳动时间（Chapman等人）（Chapman等人。2012-TN2644）。
先进反应堆成本估算文献综述
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热反应堆物理学：兴奋与挑战
反应堆物理学因其多学科性质而令人兴奋且引人入胜。探索原子核释放了原子的潜力和迷人的中性粒子——中子的作用！对原子核内能量转移的复杂现象以及孤立中子的相互作用的理解为能源生产打开了许多机会。裂变链式反应的发现对世界来说是一个伟大的尤里卡时刻，这个想法已经得到成功利用。回顾芝加哥堆的 80 年，我们已经取得了长足的进步，并成功设计和运行了几种类型的核反应堆。在世界上所有的动力反应堆中，超过 90% 是基于热中子能谱的。热反应堆的物理特性由散射介质中复杂的中子传输控制，以实现所需的中子谱。新一代反应堆通常必须满足四个主要方面，即可持续性、更好的燃料利用率、固有安全性和更好的经济性。本文旨在介绍这些新型反应堆设计中的设计挑战，其中使用先进燃料来实现上述目标，并调整中子谱以实现更高的安全性。因此，我们必须使用更新的材料并探索未知领域。本文尽量简洁，以便其他领域的读者也能理解反应堆物理学的这些特点。
艾尔森微反应器季刊
CAMP 会议 2023 年 4 月，SAF/IEE 还在北极分馆图书馆主办了阿拉斯加微型反应堆计划 (CAMP) 理事会会议。SAF/IEE 提供了有关微型反应堆试点项目、利益相关者外展工作和部落协商过程的高级更新。NRC 详细介绍了当前的环境和安全审查和许可途径以及他们为小型先进反应堆提出的新许可途径，该途径正在开发中，预计将于 2025 财年完成。能源部 (DOE) 介绍了他们的微型反应堆工作，包括爱达荷国家实验室的 MARVEL 反应堆的进展。了解有关 MARVEL 反应堆的更多信息，请访问 https://www.energy.gov/ne/articles/new-marvel-project-aims-supercharge-microreactor-deployment 。下一次 CAMP 会议定于 2023 年 8 月 30 日举行。请访问微型反应堆网站了解更多信息。DAF 和 NRC 将提供试点项目更新，并提供时间供社区领导讨论和问答。
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。
SECY-93-087，“与进化和先进轻水反应堆 (ALWR) 设计有关的政策、技术和许可问题”
在附件 1 中，核管理委员会工作人员讨论了 42 个与进化型轻水反应堆、被动型轻水反应堆或两者有关的技术和政策问题。工作人员此前在委员会文件草案《进化型和被动型轻水反应堆问题及其与当前监管要求的关系》（日期为 1992 年 2 月 20 日）和《设计认证许可政策问题》（日期为 1992 年 6 月 25 日）中确定了这些问题。在考虑了反应堆保障咨询委员会 (ACRS)、行业和供应商的意见后，工作人员已就许多问题达成最终立场，并强调了其请求委员会批准的立场。工作人员还讨论了其他问题，
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了一些建议，以指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的问题。本文件补充了两个附录。附录 A 总结了 PLC 的特性。特别介绍了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急停机系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了可编程逻辑控制器在紧急停机系统中的使用。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了一些建议，以指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的问题。本文件补充了两个附录。附录 A 总结了 PLC 的特性。特别介绍了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急停机系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了可编程逻辑控制器在紧急停机系统中的使用。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。