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先进动力反应堆 1400 MWe（APR1400）
韩国从上世纪 80 年代开始，在核电站建设项目的各个方面启动技术自主计划，并通过 OPR1000 设计和建设项目实现了核技术自主。目前（截至 2010 年 8 月），共有 8 台 OPR1000 机组运行良好，最新版本的 OPR1000 机组正在建设中，并将于 2010 年至 2012 年投入商业运营。OPR1000 机组的重复建设和后续运行，造就了具有国际竞争力的建设技术和出色的工厂运行和维护能力。基于通过 OPR1000 的设计、建设、运行和维护积累的自主技术和经验，韩国于 1992 年启动了 APR1400 开发项目，并于 2002 年完成了其标准设计。
反应堆系统和未来能源市场需求
本报告反映了自 2017 年 7 月以来三年半的讨论成果，以及由 Aiden Peakman 博士主持的核能机构 (NEA) 先进反应堆系统和未来能源市场需求专家组 (ARFEM) 的四次会议成果。ARFEM 专家组成员名单可在本报告附件中找到。专家组成员参加了与先进反应堆利益相关者社区的四次会议和两次研讨会，代表们介绍了各自国家的相关工作。如果没有他们的宝贵贡献，如果没有帮助收集和汇总本报告信息的众多专家的工作，本报告就不可能完成。核能机构还要向核能机构核能发展和燃料循环技术和经济研究委员会 (NDC) 成员表示诚挚的感谢，感谢他们的宝贵意见。
惯性聚变能反应堆的燃料循环
在磁约束聚变 (MCF) 领域，氚燃料循环已得到详尽研究。[1,2,3] 已经开发出处理、监测、从化学结合物种中回收、浓缩和储存氚的技术，其产量接近反应堆相关产量。[4] 关键组件已在大型托卡马克或氚处理设施中进行了测试。[5] 该技术的很大一部分可转移到适用于惯性聚变能 (IFE) 的系统。然而，操作条件与磁性情况有很大不同，因此对 IFE 燃料循环组件施加了 MCF 情况下没有的条件，因此需要针对 IFE 特定主题进行研究。燃料回路由喷射器系统和用于回收反应堆流出物的基础设施组成。MCF 中的颗粒注入是一种将 DT 冰输送到托卡马克等离子体深处的有吸引力的方法。部署在 IFE 反应堆中的目标需要特定的设计来优化燃烧分数，该分数可能高达 1/3。这可能需要不同元素的复合层。湿泡沫等靶概念将由嵌入低密度 CH 泡沫中的液态 DT 组成，也很有前景。MCF 反应堆将在真空中运行，主要成分是氢同位素。一些 IFE 反应堆设计将在中等真空（几托）下运行，主要成分是氖或氙，以帮助缓和冲击波和对第一壁的粒子冲击。MCF 反应堆必须应对等离子体与偏滤器相互作用时产生的灰尘。IFE 反应堆需要将残留的靶碎片与流出物中的挥发性氢物种分离并去除。图 1 提供了 IFE 反应堆的通用燃料循环。作为代表性示例，该设计隐含了在薄壁塑料外壳内分层使用 DT 冰。泡沫填充的液态 DT 靶和更复杂的靶设计（例如采用空腔的靶设计）将需要更广泛的碎片收集和处理子系统（具体取决于细节）。燃料循环包括两个独立的回路：一个回路为反应堆提供燃料，另一个回路用于增殖氚。反应堆流出物被分离成两股：挥发性成分在气体离开反应堆时被低温抽吸，而颗粒碎片则通过重力送入收集器并氧化以将吸收的氢与碳物质分离。低温分离器将氦灰排放到环境中，将氖/氙转移以供再利用，并通过渗透器将氢同位素排放到同位素分离器。同位素分离器将氢排放到环境中，并将氘和氚引导到胶囊工厂和靶填充系统。增殖毯回路有两个主要功能：从反应堆中提取热量和增殖氚。反应堆周围是熔盐池，用于捕获和缓和聚变中子，作为氚增殖的前体。熔盐从反应堆泵出，通过热交换器、杂质去除子系统（用于净化熔盐）、氚提取模块，然后返回到反应堆周围的安全壳中。在 380 MWe IFE 反应堆中，主要物质的摩尔流速为：H、D、T、C、O、He 和 Xe，该反应堆使用封装在薄塑料壳中的 DT 冰靶。20 毫克氚靶以 0.5 Hz 的频率注入。燃烧分数假设为 25%。聚变功率转换为电能的比率假设为 30%。假设工厂占空比为 90%。
小型模块化反应堆部署技术路线图
2015 年 9 月，联合国大会通过了《2030 年可持续发展议程》[1]，其中包含 17 项可持续发展目标 (SDG)。目标 7、9 和 13 分别题为“可负担的清洁能源”、“工业、创新和基础设施”和“气候行动”。2015 年 12 月，在巴黎举行的联合国气候变化框架公约 (UNFCCC) 缔约方大会 (COP) 第 21 届年会上，195 个国家达成了一项具有历史意义的、有史以来第一个具有法律约束力的全球气候协议，制定了一项行动计划，将全球变暖限制在 2°C 以下 [2]。为了实现这些目标，需要在全球范围内改变能源生产和消费方式。此外，需要广泛的低碳能源技术支持这一转变，包括各种可再生能源技术、能源效率措施、先进车辆、碳捕获和储存以及核能。《巴黎协定》为核电发展提供了激励，因为每个签署国都必须每五年更新一次其国家自主贡献。
先进反应堆规范和标准需求评估
本文件旨在确定能够为当今正在开发的先进反应堆设计类型带来最大益处的规范和标准，并对其进行优先排序，以便首先制定最有益的规范和标准。优先排序基于对潜在 NRC 申请人的益处，包括简化许可流程和降低设计、部件制造、设施建设和工厂运营成本。橡树岭国家实验室 (ORNL)、美国核学会 (ANS) 和 NRC 的先前活动确定了需要进行额外研究和开发的技术领域，以支持标准制定活动，并确定了一长串需要修订以支持先进反应堆部署的标准。在这些活动的基础上，本文所含的表格列出了优先的规范和标准，并包括其内容描述，以解释为促进应用于先进反应堆所需进行的具体更改的理由。
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）。
334945K，手册，Reactor 2 液压配料系统，英语
• 疲劳或受药物或酒精影响时，请勿操作设备。 • 请勿超过额定值最低的系统组件的最大工作压力或温度额定值。请参阅所有设备手册中的技术数据。 • 使用与设备湿润部件兼容的流体和溶剂。请参阅所有设备手册中的技术数据。阅读流体和溶剂制造商的警告。有关材料的完整信息，请向分销商或零售商索取 MSDS。 • 设备通电或受压时，请勿离开工作区域。 • 不使用设备时，请关闭所有设备并遵循压力释放程序。 • 每天检查设备。立即使用制造商的正品替换零件修理或更换磨损或损坏的零件。 • 请勿改造或改装设备。改造或改装可能会使机构批准失效并造成安全隐患。 • 确保所有设备都经过评级并经过批准，适合您使用的环境。 • 仅将设备用于其预期用途。请致电您的分销商了解信息。 • 将软管和电缆远离交通区域、锋利边缘、移动部件和热表面。• 不要扭结或过度弯曲软管，也不要用软管拉动设备。• 让儿童和动物远离工作区域。• 遵守所有适用的安全法规。
临时工作人员指导 - DANU-ISG-2022-01，先进反应堆应用内容项目，“风险知情、技术包容的先进反应堆应用审查 - 路线图”
临时工作人员指导 基于风险、技术包容的先进反应堆应用审查——路线图 DANU-ISG-2022-01 目的 美国核管理委员会 (NRC) 工作人员提供此临时工作人员指导 (ISG) 有两个原因。首先，本 ISG 提供指导以促进根据《联邦法规》第 10 篇 (10 CFR) 第 50 部分“国内生产和利用设施许可”(参考文献 1) 准备非轻水反应堆 (non-LWR) 的建造许可证 (CP) 或运营许可证 (OL) 申请，或根据 10 CFR 第 52 部分“核电站的许可、认证和批准”(参考文献 2) 准备联合许可证 (COL)、制造许可证 (ML)、标准设计批准 (SDA) 和设计认证 (DC)。 1 其次，本 ISG 为 NRC 工作人员提供了如何审查此类申请的指导。截至本 ISG 发布之日，NRC 正在制定一项规则以修订 10 CFR 第 50 和 52 部分（RIN 3150-Al66）。NRC 工作人员指出，本指南可能需要更新以符合通过该规则制定而采用的 10 CFR 第 50 和 52 部分的变更（如果有）。此外，截至本 ISG 发布之日，NRC 正在制定一个可选的基于性能、包含技术的监管框架，用于为指定为 10 CFR 第 53 部分“先进核反应堆的许可和监管”（RIN 3150-AK31）的核电站颁发许可证。在这些法规颁布后，NRC 工作人员预计本指南将更新并纳入 NRC 的监管指南 (RG) 系列或 NUREG 系列文件，以解决本文件中许可流程特有的申请考虑内容。本 ISG 中的指南提供了 (1) 根据 10 CFR 第 50 部分或 10 CFR 第 52 部分提交的非轻水反应堆申请应包含的信息的概述；(2) 为 NRC 工作人员提供的审查路线图，主要目的是确保工作人员审查的一致性、质量和统一性；以及 (3) 明确定义的基础，工作人员可以据此评估审查范围的拟议差异（例如，CP 与 OL）。本 ISG 中描述的信息的具体部分主要与 RG-1.233 中认可的许可现代化项目 (LMP) 方法一致，RG-1.233 是“非轻水反应堆许可、认证和批准申请许可基础和内容的技术包容性、风险知情和基于绩效的方法指南”，于 2020 年 6 月发布（参考文献 3），作为申请人在开发申请部分时可以使用的一种可接受流程。尽管如此，本 ISG 中的概念和一般信息也可用于审查使用其他方法（如适用）提交的申请，例如基于最大假设事故或确定性方法的方法。其他
聚变反应堆材料先进制造技术综述
过去几十年的深入研究已将核聚变领域推向了建造能够产生净能量的大型实验系统，目标是建造和运行用于发电和工艺热应用的核聚变动力系统。该领域已发展到最近在美国国家点火装置 (NIF)（一种激光驱动的惯性约束设施）中展示净发电量。正在建造的其他系统（如磁约束国际热核实验反应堆 (ITER)）也配置为展示净发电能力。这些项目以及其他等离子体科学和等离子体约束方面的进步使几家私营和公共资助的公司能够开发用于近期商业发电的发电核聚变系统。
监管技术发展计划 钠快堆
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