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BEIS 核能创新计划概要手册
AFCP 是英国公共部门对未来燃料循环研发的最大投资。AFCP 成立的目的是通过综合燃料和回收创新来支持净零排放。通过发展能力和产能，AFCP 旨在为英国带来重大的经济、环境和国际影响。对于该计划的先进燃料部分，技术任务是开发当前和未来反应堆的燃料，以确保英国长期自主制造燃料。AFCP 已将近期轻水反应堆 (LWR) 的先进技术燃料 (ATF)、高温反应堆 (HTR) 的包覆颗粒燃料 (CPF) 和快堆燃料 (FRF) 的工作纳入其中。AFCP 专注于开发近期、商业上可行的 ATF 产品以及可在英国和国际上部署的未来反应堆的先进燃料。
先进轻水反应堆设计现状 2004
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状态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提供的信息，以及提供有关其需求信息的潜在用户群体。负责本出版物的国际原子能机构官员是核电司的 J. Cleveland。
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。
会议3-高级制造加速燃料资格白皮书
核燃料的开发和资格需要材料开发和表征的过程，不包括桩燃料性能测试和分析，整体照射测试和辐照后检查，以及对意外情况以及其他相关安全评估的分析，用于燃料资格和反应堆许可。当前的方法，没有现代建模和仿真工具的好处，在很大程度上取决于经验数据，并且通常依赖一系列积分燃料测试。从历史上看，这种经验方法已经花费了20年或更长时间来通过广泛的顺序测试获取数据。因此，资格和最终的新燃料系统的部署是一个长期的过程，尤其是对于实现较高燃料利用率和多年寿命的非LWR系统，例如在有效的高温高温气冷或熔融盐反应堆中使用的燃料。
政策问题 - 核管理委员会
《先进反应堆政策声明》（51 FR 24643）和 NUREG-1226《NRC 先进核电站监管政策声明的制定和利用》将先进反应堆定义为具有创新设计的反应堆，其许可要求与现有轻水反应堆 (LWR) 要求有显著不同。这些文件还为制定支持先进设计的新监管要求提供了指导。工作人员对这些先进反应堆设计的审查应尽可能利用现有法规。当需要新的要求时，工作人员应转向性能标准法规，而不是规定性法规。鼓励每位设计师提出评估设计的新标准和新方法。设计师与员工早期互动的目标应该是制定先进反应堆和 CANDU 3 设计许可标准的指导，并对该设计满足这些标准的潜力进行初步评估。
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。
马萨诸塞州技术学院
2023年3月1日SECY-23-0021：委员来自：丹尼尔·H·多曼（Daniel H.联邦法规（10 CFR）为商业核电站建立了自愿风险信息，基于绩效和包括技术的监管框架。摘要：美国核监管委员会（NRC）的工作人员建议增加第53部分，“针对商业核电站的风险信息，包括技术的，包括技术的监管框架”（第53部分）10 CFR。拟议规则草案提供了一个自愿，基于绩效的替代监管框架，用于许可未来的商业核电站。在这项拟议的规则制定的背景下，未来的商业核电站，包括非光反应堆（非LWRS）和LWR，可以选择根据第53部分获得许可。这些设施的申请人将继续选择根据现有要求的联系人获得许可：Robert Beall，NMSS/REFS
robotlar ve hazirgİmümümi（1）...
自我：目的：本研究的主要目的是检测用于在现成的服装生产或在开发阶段发现的机器人技术。从稍后确定的相关机器人技术开始，它的目的是将机器人技术的最新状态提供给Ready -to -to -Wear业务，并提供有关对该领域感兴趣的人员或机构确定的缺陷的信息。方法：在研究范围内扫描相关文献。的发现：由于文献筛选，织物的屋顶（PR2 RO-BOT，抓地力和采摘垫），缝纫（Kuka LWR 4和机器人臂），熨烫（Baxter和humanoid Robot Motoman SDA10D）开发和//要么开发和//要么/要////eres///eres//eres/。但是，没有发现用于切割和质量控制程序的机器人技术。结论：尽管已经开发了一些机器人系统以用于现成的服装生产中，但已经得出结论，在该领域需要进行新的研发研究，以确保生产仍然能够机器化。
2005 年《信息权利法》信息手册作为……
2005 年法案。 2. NFC 表示核燃料综合体 3. DAE 表示原子能部 4. UCIL 表示印度铀业有限公司 5. ECIL 表示印度电子业有限公司 6. NPCIL 表示印度核能公司 7. BARC 表示巴巴原子能研究中心 8. ICRP 表示国际放射防护委员会 9. PFBR 表示原型快中子增殖反应堆 10. FBTR 表示快中子增殖试验反应堆 11. PHWR 表示加压重水反应堆 12. BWR 表示沸水反应堆 13. AHWR 表示先进重水反应堆 14. ESL 表示环境监测实验室 15. HPU 表示健康物理单位 16. HWB 表示重水委员会 17. HWP 表示重水厂 18. ALARA 表示低至合理可行 19. Bq 表示贝克勒尔 20. LWR 表示轻水主管 21. CPIO 表示根据第 5(1) 条指定中央公共信息官员
临时员工指南草案-DANU-ISG-2022-08，应用程序项目的高级反应堆内容，“风险知名技术规格”
DANU-ISG-2022-08目的美国核监管委员会（NRC或委员会）的工作人员正在提供此临时员工指导（ISG），原因有两个。首先，此ISG根据《联邦法规守则》第10条（10 CFR）第50部分（10 CFR）第50条，“生产和利用设施的国内许可”提交了申请人的申请内容指南，该申请人的申请内容（CP）或运营许可（CP）或操作许可（OL）（REF。2），用于无光水反应堆（非LWR）。ISG中发现的申请指南支持与申请人的技术规格（TS）相关的非LWR应用程序的开发。1秒，此ISG为NRC工作人员提供了有关如何审查此类申请的指导。 截至ISG日期，NRC正在制定一项规则，以修改10 CFR Parts 50和52（RIN 3150-AL66）。 NRC工作人员指出，可能需要更新此指南，以符合通过该规则制定采用的10个CFR第50和52部分（如果有的话）的更改。 此外，截至ISG之日起，NRC正在开发一个基于可选的基于性能的，包括技术的监管框架，用于许可指定为10 CFR第53部分的核电站，“先进的核反应堆的许可和调节”（RIN 3150-AK31）。 ARCAP比应用程序项目（TICAP）的行业领导的技术内容更广泛。1秒，此ISG为NRC工作人员提供了有关如何审查此类申请的指导。截至ISG日期，NRC正在制定一项规则，以修改10 CFR Parts 50和52（RIN 3150-AL66）。NRC工作人员指出，可能需要更新此指南，以符合通过该规则制定采用的10个CFR第50和52部分（如果有的话）的更改。此外，截至ISG之日起，NRC正在开发一个基于可选的基于性能的，包括技术的监管框架，用于许可指定为10 CFR第53部分的核电站，“先进的核反应堆的许可和调节”（RIN 3150-AK31）。ARCAP比应用程序项目（TICAP）的行业领导的技术内容更广泛。在颁布了这些法规后，NRC工作人员预计该指南将被更新并纳入NRC的监管指南（RG）系列或NUREG Series文档，以解决本文档中特定于许可过程的应用程序注意事项的内容。背景ISG基于应用程序项目的高级反应堆内容（ARCAP），其目的是开发包含技术，风险信息和基于性能的应用程序指南。ISG中的指导补充了高级反应堆和非功率生产和利用设施（DANU）-ISG-2022-01的指南，“审查风险知名的，包括技术的高级反应堆应用 - 路线图 - 路线图 - 2023年5月（参考）3），它为开发应用程序的所有部分提供了路线图。ISG中的指导仅限于