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Westinghouse Devinci™微反应堆
- 170万美元的技术商业化基金（TCF）与LANL合作开发一个热管填充系统 - 从DOE ARPA-E MEITNER（DOE ARPA-E MEITNER（建模增强创新创新）开拓性的核能重新维持）计划，以模拟固体核心特征 - $ 450万doe Arpa-e after Indrestion-doe Arpa-e after Indrestions - $ 45M DOE FOA-1817设计和测试活动奖与核演示准备有关 - 1200万美元的DOD SCO阶段IA•积极参与行业组织
西屋 AP1000 - 技术报告 - ONR
3.1–3.7 分级方法 3.2–3.3 3.2 应使用分级方法确定对任何特定设施或活动进行安全评估的范围、程度、详细程度和工作量。3.3 在将分级方法应用于安全评估时，主要考虑的因素是设施或活动产生的潜在辐射风险的大小。这需要考虑正常运行中放射性物质的任何释放、预期运行事件和事故的潜在后果，以及发生可能产生严重后果的极低概率事件的可能性。审查结果 满足了要求。范围、程度、详细程度和工作量与核反应堆发生大量放射性释放的堆芯劣化事故的可能性相一致。按照美国核管理委员会的标准 DCD 格式，进行了安全分析，以确定设计和工程安全功能是否满足所需的安全功能。提供了有关如何实现美国核管理委员会、英国健康服务署和 WENRA 制定的安全目标和标准的详细信息。该设计利用了过去反应堆运行的经验，并满足了美国和欧洲公用事业的要求。事故分析的结果在 DCD 第 15 章中提供。分析遵循基于工厂条件分类的标准美国核管理委员会程序。分析涵盖正常运行、预期运行事件、设计基准事故、特殊事件和超设计基准事故。进行确定性和概率分析的目的是证明已达到足够的安全水平。考虑了发生极低概率事件但可能造成严重后果的可能性。特别是，设计特征符合 IAEA NS-R-1 要求，即“除了设计基础外，设计中还应考虑超出设计基础的特定事故（包括选定的严重事故）中工厂的性能”。特殊特征旨在通过冷却外表面来阻止反应堆压力容器内的熔融堆芯，从而避免对安全壳造成挑战。
Westinghouse AP1000 - 技术报告 - ONR
3.1–3.7 分级方法 3.2–3.3 3.2 应使用分级方法确定对任何特定设施或活动进行安全评估的范围、程度、详细程度和工作量。3.3 在将分级方法应用于安全评估时，主要考虑的因素是设施或活动产生的潜在辐射风险的大小。这需要考虑正常运行中放射性物质的任何释放、预期运行事件和事故的潜在后果，以及发生可能产生严重后果的极低概率事件的可能性。审查结果 满足了要求。范围、程度、详细程度和工作量与核反应堆发生大量放射性释放的堆芯劣化事故的可能性相一致。按照美国核管理委员会的标准 DCD 格式，进行了安全分析，以确定设计和工程安全功能是否满足所需的安全功能。提供了有关如何实现美国核管理委员会、英国健康服务署和 WENRA 制定的安全目标和标准的详细信息。该设计利用了过去反应堆运行的经验，并满足了美国和欧洲公用事业的要求。事故分析的结果在 DCD 第 15 章中提供。分析遵循基于工厂条件分类的标准美国核管理委员会程序。分析涵盖正常运行、预期运行事件、设计基准事故、特殊事件和超设计基准事故。进行确定性和概率分析的目的是证明已达到足够的安全水平。考虑了发生极低概率事件但可能造成严重后果的可能性。特别是，设计特征符合 IAEA NS-R-1 要求，即“除了设计基础外，设计中还应考虑超出设计基础的特定事故（包括选定的严重事故）中工厂的性能”。特殊特征旨在通过冷却外表面来阻止反应堆压力容器内的熔融堆芯，从而避免对安全壳造成挑战。
西屋电气——提交专题报告 WCAP-18482-……
6.1.2.5 燃料棒轴向生长 ...................................................................................... 6-9 6.1.2.6 包壳压扁 .............................................................................................. 6-9 6.1.2.7 燃料芯块过热（功率熔化） ...................................................................... 6-10 6.1.2.8 芯块-包壳相互作用 ............................................................................. 6-10 6.1.2.9 燃料棒设计标准结论 ............................................................................. 6-10 6.2 安全性分析 ............................................................................................................. 6-12 6.2.1 LOCA ............................................................................................................. 6-12 6.2.1.1 全谱 LOCA 评估模型 ............................................................................. 6-13 6.2.1.1.1 热性能 ............................................................................................. 6-13 6.2.1.1.2 材料行为 ............................................................................................. 6-14 6.2.1.2 NOTRUMP 评估模型 ......................................................................6-15 6.2.1.2.1 材料特性 ......................................................................................6-15 6.2.1.2.2 材料行为 ......................................................................................6-16 6.2.2 非 LOCA 瞬态分析 ......................................................................................6-16 6.2.2.1 ADOPT 燃料芯块对非 LOCA 分析模型的影响 ................................6-16 6.2.2.2 验收标准 ......................................................................................6-16 6.2.2.3 非 LOCA 结论 ......................................................................................6-17 6.2.3 安全壳完整性分析 ................................................................................6-17 6.2.3.1 短期 LOCA 质量和能量（M&E）释放 ........................................................6-17 6.2.3.2 长期 LOCA 质量和能量（M&E）释放.....................................................6-18 6.2.3.3 短期蒸汽管破裂 M&E 释放........................................................6-19 6.2.3.4 长期蒸汽管破裂 M&E 释放........................................................6-19 6.2.3.5 结论.............................................................................................6-20 6.2.4 放射性后果分析.......................................................................6-20 6.2.4.1 瞬态输入的计算....................................................................................6-20 6.2.4.2 间隙分数.............................................................................................6-21 6.2.4.3 燃料核素清单.............................................................................6-21 6.2.4.4 结论.............................................................................................6-21 6.3 对核设计要求的影响................................................. 6-21 6.4 热工水力设计方法的适用性 ...................................................................... 6-22 6.5 许可标准结论 .............................................................................................. 6-22 6.6 第 6 章参考文献 .............................................................................................. 6-23
主提交列表 Westinghouse 非专有 3 类
2007 年，西屋电气开始了一项雄心勃勃的任务，即向英国监管机构提交 AP1000 标准工厂设计，这些监管机构包括英国健康与安全执行局 (HSE) 核能理事会 (ND；负责颁发允许核电站建设和运营的许可证)、HSE 民用核安全办公室 (OCNS；负责批准核电站的总体安全计划) 和环境署 (EA；负责批准核电站放射性废物的处置和排放以及其他环境许可)（参考文献 1）——以促进 AP1000 设计在英国的运营。为了让英国监管机构对欧洲 AP1000 设计进行全面审查，有必要提交一份综合安全文件——一份或一系列文件——以满足所有监管机构的要求。
西屋电气在被动式电厂安全性方面取得进展—ap600
如果某些常见模式硬件或软件故障导致正常保护系统无法运行，则关闭工厂。如果收到紧急停堆信号时反应堆未跳闸，DAS 将紧急停堆、跳闸涡轮机并启动被动余热去除系统以提供热量去除。这类似于现有工厂中的 AMSAC 功能。此外，DAS 还会启动选定的工程安全功能，包括堆芯补充罐 (CMT) 和安全壳隔离。如果正常保护系统发生多个故障，DAS 可防止正常瞬态发展为事故。被动安全相关系统内的多层防御也提供了事故抵抗力。例如，被动余热去除系统的衰变热去除由使用 CMT 和自动减压系统 (ADS) 的进料和排气功能支持。
泄漏监测系统 - 西屋电气公司
识别和定位压水反应堆安全壳内的泄漏源非常重要，这样工厂人员才能及时采取安全措施。压水反应堆的主要水泄漏来自反应堆容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵或加压器，可能导致碳钢反应堆压力边界腐蚀或冷却剂损失。泄漏监测系统 (LMS) 旨在满足监管指南 1.45 修订版 1“反应堆冷却剂系统泄漏监测和响应指南”的建议。
西屋电气公司 1968 年年度报告
公司行为科学家、工程师和人力开发专家团队正在开发解决政府和行业面临的大量培训问题的新系统。为了帮助满足经济不景气者的需求，匹兹堡高失业率地区的一家新工厂正在培训整个劳动力队伍。在相关活动中，学习公司根据全国商人联盟计划为雇用核心失业人员的公司开发和管理培训计划。通过这些计划，受训人员获得了保住工作和建立职业生涯所需的技能以及心理和态度准备。对于劳工部的集中就业计划，补救教育和就业发展中心正在马里兰州运营
