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World File Search System反应堆
研究反应堆退役技术
前言 在其国际角色中，国际原子能机构面临着各种各样的国家情况以及不同的技术、人力和财政资源可用性。虽然人们认识到核退役在某些发达国家是一个成熟的行业，并且可能很快成为一项常规活动，但在其他国家，情况绝非如此明朗。此外，从发达国家向发展中国家转让技术和专门知识不是一个自发的、简单的过程，需要时间和大量努力。根据其自身章程和成员国的要求，国际原子能机构继续通过监测技术进步、确保制定更安全、更有效的战略和促进国际信息交流来响应其成员国。 先前分别在 1984 年至 1987 年和 1989 年至 1993 年进行的协调研究项目 (CRP) 调查了退役的整个领域。在这些 CRP 中，没有区分在核电站、研究反应堆或核燃料循环设施进行的退役活动。随着技术进步和经验的积累，人们逐渐认识到研究反应堆的退役具有某些特定特点，需要采取专门的方法。此外，大量研究反应堆在 20 世纪 90 年代处于永久关闭状态，并有望迅速退役。随着研究反应堆的逐渐老化
海军反应堆独立的成本分析，...
GAO审查了海军付费燃料处理资本活力项目（SFHP）的第三基线修订（最近完成的）。GAO发现，海军反应堆的成本和进度估计并未完全反映可信和全面估计的关键特征。 例如，海军反应堆要求其主要的建筑项目遵循海军反应堆和DOE的项目管理订单。 DOE需要使用成本估算，以使用GAO的成本估算和评估指南中确定的最佳实践。 海军反应堆没有进行独立的成本估算，这是一种最佳实践。 为了验证估计，其承包商依靠分包商在项目外部完成的主要成本要素上进行了几次交叉检查。 通过遵循所有最佳实践，以进行可靠和全面的成本估算，在开发计划的第四个基线修订时，海军反应堆将更加保证估计的成本是现实的。GAO发现，海军反应堆的成本和进度估计并未完全反映可信和全面估计的关键特征。例如，海军反应堆要求其主要的建筑项目遵循海军反应堆和DOE的项目管理订单。DOE需要使用成本估算，以使用GAO的成本估算和评估指南中确定的最佳实践。海军反应堆没有进行独立的成本估算，这是一种最佳实践。为了验证估计，其承包商依靠分包商在项目外部完成的主要成本要素上进行了几次交叉检查。通过遵循所有最佳实践，以进行可靠和全面的成本估算，在开发计划的第四个基线修订时，海军反应堆将更加保证估计的成本是现实的。
微型模块化反应堆 MMR®
反应中，必须在中子失活而无法激活原子核或离开反应堆之前将其用于裂变。能够维持链式反应的反应堆被称为具有临界质量。裂变过程中瞬发中子发射的能量约为 2 MeV。238 U 和 235 U 的裂变对中子能量的依赖性表明，235 U 对热中子（20 meV）的截面比 238 U 在 2 MeV 时的截面大三个数量级（238 U 裂变的阈值中子能量为 1.8 MeV）。因此，显然最好的选择是减慢中子的速度。尽管 235 U 约占总 U 同位素混合物的 5%。为了获得临界质量，有必要尽可能快地将它们减速到热能，此时裂变的截面大得多，而其他材料的活化截面较小。热化是通过与较小且不可活化的原子核（如氢或氘（在水中）或碳（石墨））的弹性碰撞完成的。快中子也可用于链式反应堆，但它们在将轻原子核嬗变为放射性原子核以及从重原子核产生可裂变材料方面更具反应性，例如通过中子俘获和随后的两次β衰变将铀 238 转化为钚 239。而快中子反应堆更为复杂。因此，几乎所有现有的商用核电站都使用热中子运行。在这里，有必要与聚变进行快速比较，在聚变中，氘核和氚核聚变形成氦原子和自由中子。释放的能量为 17.6 MeV，大部分是 14.2 兆瓦的超快中子。每输出 1 千瓦热量，就会产生更多、能量更高的中子，这将导致反应堆结构更大规模的激活。辐射对核电站结构的损害是一些裂变电站的寿命可以延长至一个世纪的原因，同时可以预见到更快的周转速度。然后，需要考虑转换成电能的效率。作为比较，第三代反应堆的转换效率约为 30%，而第四代高温反应堆使用联合循环可以达到 60%。在核聚变中，产生的电能中很大一部分必须用于简单地操作磁铁；即使热量可以以 60% 的效率转化为电能，总效率预计也只有 10-30%。由于这些原因，即使产生的能量超过了维持磁铁运转所需能量，聚变发电厂也需要几十年的时间才能实现经济可行性。
INL 先进测试反应堆
• 柴油可持续使用一个月以上 • 备用电池定期接受测试并安置在抗震加固室中 • 备用冷却水供应量超过 ATR 核心容量的 10 倍，包括一个 100 万加仑的水箱，该水箱配有柴油发动机驱动的泵，可以在所有电源中断时通过重力压力供水 • 备用水源上的阀门在断电时默认为打开位置 • 持续对操作员进行培训，以评估对异常和紧急情况的响应准备情况 • 持续审查和分析应急系统的准备情况
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
原型快中子增殖反应堆
核电站的布局是基于单个机组（图 1.1）而制定的。布局考虑了安全要求、能量流动距离、可建造性、可维护性、安全性和经济性。反应堆安全壳建筑 (RCB) 呈矩形。出于安全考虑，RCB、燃料建筑 (FB) 和两个蒸汽发生器建筑 (SGB) 连接并铺设在一个公共基座筏上。此外，控制建筑、两个电气建筑和放射性废物建筑也铺设在公共基座筏上，并连接起来形成一个由八座建筑组成的核岛，以减少地震荷载下的结构响应幅度和电缆长度。所有安全相关建筑的完工楼层均高于设计基准洪水水位 0.8 米。提供一座服务建筑以满足工厂服务的需求。涡轮机建筑的位置使得导弹轨迹位于安全相关建筑和烟囱之外。四台柴油发电机满足 III 类应急电源要求，安装在两个独立的安全相关柴油发电机建筑中。烟囱高 100 米，靠近放射性废物建筑。辐射区只有一个入口。开关站的定位符合电力疏散方案，基于 220 kV 输电系统。
DOE-STD-0100T；适用于 DOE 反应堆的 DOE 标准许可反应堆核安全标准
符合 NRC 通用设计标准、结构、部件和系统的分类、风和龙卷风载荷、水位（洪水）设计、导弹防护、针对与管道假设破裂相关的动态效应的防护、抗震设计、I 类结构设计、机械系统和部件、机电设备的抗震和动态鉴定、环境设计和鉴定。
研究反应堆仪表和控制技术
其中一些自建造以来就经过了修改、升级和翻新，以满足更高中子通量的要求。然而，其中一些老化的研究反应堆仍在使用其原有的仪表和控制系统 (I&C) 运行，这些系统对于反应堆安全非常重要，可以防止异常事件发生以及涉及启动、关闭和功率调节的反应堆控制。磨损和过时的 I&C 系统会导致运行问题以及难以获得替换零件。此外，要满足核监管机构规定的严格安全条件，需要对研究反应堆 I&C 系统进行现代化改造，并将额外的仪表单元集成到反应堆中。过去几年，I&C 系统的技术进步迅速，研究反应堆界应该采用这项技术。随着微处理器和个人计算机的使用增加，对高水平复杂度和可靠性的要求也随之提高，以满足各种操作和安全要求。这要求研究反应堆运营商在规划如何改进老化研究反应堆的仪表和控制时，以及在建造新设施时做出适当选择时，必须仔细考虑。为了澄清这些问题，并为反应堆运营商提供一些关于研究反应堆仪表和控制系统的最新技术和未来趋势的指导，1995 年 12 月 4 日至 8 日在斯洛文尼亚卢布尔雅那举行了研究反应堆仪表和控制技术和趋势技术委员会会议。
小型模块化反应堆技术
培养一支技术熟练的劳动力队伍来支持核能至关重要，因为 SMR 技术需要广泛的核工程、安全协议、反应堆操作等方面的专业知识。此外，在各种化石燃料领域接受过培训的工人将需要重新学习和再培训，以适应新的就业环境。需要对现有的教育计划进行评估，以确定相关的劳动力发展机会。通过在常春藤技术社区学院、普渡理工学院和普渡核工程以及其他相关学科之间建立协同作用，可以为印第安纳州各级劳动力提供全面的核培训。