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国际原子能机构技术文档系列
分离工艺涉及从乏核燃料或后处理产生的高放射性废物中分离锕系元素（包括次锕系元素），目的是在快堆或加速器驱动系统中燃烧它们。次锕系元素的回收可以高效利用资源，减少废物的体积、热负荷和放射性毒性。分离工艺对于增加和维持核能增长的重要性已为全世界所认识。因此，正在开发先进的分离工艺以分离钚和次锕系元素，目的是将它们主要在快堆中燃烧，以降低乏核燃料的长期放射性毒性。本出版物回顾了各成员国处理乏核燃料的火工工艺的发展现状和趋势，并确定了进一步发展的领域。
1 camvolt.co.uk 可充电电池，包括锂离子...
不同电池化学成分的电池堆压力也不同，它对电池的成功化成也至关重要。在初始化成循环期间，均匀的固体电解质界面 SEI 的形成对电池循环寿命起着重要作用，而最佳电池堆压力 2,6 则高度依赖于此。如果压力不足，会导致颗粒和电解质之间的固体电解质界面增厚，从而中断电池中的电传输，导致功率和容量降低。未优化的压力施加设备还会导致颗粒级变形，这将在化成和长期循环后逐渐导致软包电池内部应力的累积，从而缩短循环寿命并增加容量衰减 1013 。
讨论 - ASTM International
David Franklin^ -问题：1.您用来预测辐照不锈钢设计性能的方程式之一包含辐照和未辐照材料面积减少的比率。这个参数的物理意义是什么？与均匀伸长率等其他参数相比，这个参数对辐照不是相对不敏感吗？2.EBR-II 反应堆内蠕变实验表明，除了在高温下，堆内蠕变对材料性能的影响与辐照后蠕变非常不同。那么，您如何预测辐照后蠕变对材料性能的影响。那么，您如何通过使用辐照后测试来预测蠕变保持时间的影响？3.疲劳测试的最新实验表明，由于保持时间而导致的损坏可能仅在钠冷反应堆中不存在的气氛中发生。这会影响您对堆内材料性能的预测吗？
氧化还原流量电池 - 长时间储能（LDE） -
较低的每千瓦时资本支出：较长持续时间系统的较低单位成本（$/kWh）低OPEX：无需更换细胞堆或电解质显着的打捞值：可重复使用的长时间系统的电解质
ARC-100 技术概要
安全优势 • ARC-100 池式设计确保主冷却剂、反应堆堆芯、主泵、反应堆组件和中间热交换器均包含在主反应堆容器内。 • 大量的主钠提供了更大的热容量（更大的热惯性），从而允许在温度超调期间有更长的缓冲期。 • 钠池中的自然循环将堆芯的残余衰变热转移出去，确保在温度超调期间的长期被动安全。 • 金属燃料快谱堆芯的固有安全特性使反应堆除了主、辅停机装置外，还能够可靠地实现自限反应性。 • 消除了反应堆容器顶部以下的管道穿透，避免了由于管道故障而导致的冷却剂流失事故。
德国鱼雷和微型潜艇用原电池的发展，
最初计划在 13 T 电池托盘中安装 40-50 个电池，这些电池可以做得很小，由于 Mg-C 电池具有高电流容量，现在足以提供动力。电池供电鱼雷中的第二个托盘的空间需要用于放置所需的硝酸和铬酸以及循环泵。铝板电池壳每个用于容纳两个碳电极和三个镁电极。然而，由于外壳盖中的电流引出困难，导致 1941 年 10 月初放弃了这种电池结构。决定根据伏打电堆原理制造 Mg-C 电池。TVA 制造了这种电池，其中直径为 400 毫米的圆盘堆叠在一个 pertinax 管上，该管同时用于承载电解质。均匀的
比弗谷发电站，2 号机组，更新的最终安全分析报告第 25 次修订，第 12 章，辐射防护
表格列表 表号 标题 12.2-1 设计辐射源清单计算中使用的选定参数（历史） 12.2-2 设备位置 12.2-3 堆芯清单（历史） 12.2-4 燃料组件的辐射源强度（径向峰值因子为 1.65） 12.2-5 辐射源术语，安全壳结构（历史） 12.2-6 再生热交换器和过量排放热交换器（历史） 12.2-7 辅助建筑物的辐射源术语（历史） 12.2-8 冷凝水精处理建筑物的辐射源术语（历史） 12.2-9 辐射源术语，废物处理建筑物（历史） 12.2-10 辐射源术语，LOCA 后集水坑水（历史） 12.2-11 辐射源术语，LOCA 后一次冷却剂（历史） 12.2-12 辐射源术语，LOCA 后取样系统（历史） 12.2-13 辐射源术语，LOCA 后安全壳大气（历史） 12.2-14 辐射源术语，LOCA 后安全壳外系统的安全壳大气（历史） 12.2-15 反应堆冷却剂 N-16 活度（历史） 12.2-16 燃料池水中的预期浓度（历史） 12.2-17 燃料池水中的设计浓度（历史） 12.2-18 辐照堆芯探测器和驱动电缆最大抽取源强度（历史） 12.2-19 辐照堆芯探测器驱动电缆源强度（历史） 12.2-20 关闭条件下的辐射源术语（4 小时衰减）（历史）