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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。
国际原子能机构技术文档系列
材料和物质进入并移动到工厂系统设计中不属于它们的部分，可能会损坏重要设备或组件，或整个系统本身。此类物质和材料（通常称为异物）进入或已经存在于系统或组件中，可能会对正常运行期间所需或期望的性能或功能产生不利影响。因此，它们可能导致长时间或计划外停机、计划外维护或增加工厂人员和设备的放射性暴露。更重要的是，如果管理不当，异物进入或带入关键系统、结构和组件，例如反应堆堆芯和燃料、正常或应急堆芯冷却系统、安全壳隔离或保护系统、仪表和控制元件和其他安全相关系统（或支持它们的非安全相关系统），可能会通过降低或消除安全裕度来阻碍安全运行，甚至导致在事故条件下需要时系统部分或完全不可用。
NUMARC 解决轻水反应堆全厂停电问题的举措指南和技术基础。
一般标准 ................................................................................................................ 2-l 初始工厂条件 .............................................................................................................. 2-2 2.2.1 假设.. .............................................................................................................. 2-2 2.2.2 基础.. .............................................................................................................. 2-2 启动事件 ...................................................................................................................... 2-2 2.3.1 假设.. ................................................................................................................ 2-2 2.3.2 基础.. ................................................................................................................ 2-3 电站断电瞬变 ...................................................................................................... .2-6 2.4.1 假设.. ................................................................................................................ 2-6 2.4.2 基础.. ................................................................................................................ 2-7 反应堆冷却剂库存损失 ............................................................................................. 2-7 2.5.1 假设................................................................................................ 2-7 2.5.2 基础.. .............................................................................................................. 2-8 操作员动作.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.1 假设.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.2 基础.. .............................................................................................................. 2-9 通风损失的影响 ............................................................................................................. 2-9 2.7.1 假设.. ............................................................................................................. 2-9 2.7.2 基础.. ............................................................................................................. 2-11 系统交叉连接能力 ............................................................................................. .2-15 2.8.1 假设.. ............................................................................................................. 2-15 2.8.2 基础.. ............................................................................................................. 2-15 仪器和控制.. ................................................................... 2.9.1 假设 ...................................................................................................... ;-;: . 2.9.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 安全壳隔离阀 ........................................................................... .2-16 2.10.1 假设 ...................................................................................................... 2-16 2.10.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 飓风准备 ...................................................................................................... 2-17 2.11.1 假设 ...................................................................................................... 2-17 2.11.2 基础 ...................................................................................................... 2-17
NUMARC 解决轻水反应堆全厂停电问题的举措指南和技术基础。
一般标准 ................................................................................................................ 2-l 初始工厂条件 .............................................................................................................. 2-2 2.2.1 假设.. .............................................................................................................. 2-2 2.2.2 基础.. .............................................................................................................. 2-2 启动事件 ...................................................................................................................... 2-2 2.3.1 假设.. ................................................................................................................ 2-2 2.3.2 基础.. ................................................................................................................ 2-3 电站断电瞬变 ...................................................................................................... .2-6 2.4.1 假设.. ................................................................................................................ 2-6 2.4.2 基础.. ................................................................................................................ 2-7 反应堆冷却剂库存损失 ............................................................................................. 2-7 2.5.1 假设................................................................................................ 2-7 2.5.2 基础.. .............................................................................................................. 2-8 操作员动作.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.1 假设.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.2 基础.. .............................................................................................................. 2-9 通风损失的影响 ............................................................................................................. 2-9 2.7.1 假设.. ............................................................................................................. 2-9 2.7.2 基础.. ............................................................................................................. 2-11 系统交叉连接能力 ............................................................................................. .2-15 2.8.1 假设.. ............................................................................................................. 2-15 2.8.2 基础.. ............................................................................................................. 2-15 仪器和控制.. ................................................................... 2.9.1 假设 ...................................................................................................... ;-;: . 2.9.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 安全壳隔离阀 ........................................................................... .2-16 2.10.1 假设 ...................................................................................................... 2-16 2.10.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 飓风准备 ...................................................................................................... 2-17 2.11.1 假设 ...................................................................................................... 2-17 2.11.2 基础 ...................................................................................................... 2-17
国际原子能机构技术文档系列
材料和物质进入并移动到核电站系统设计中不属于它们的部分，可能会损坏重要设备或部件，甚至整个系统本身。这些物质和物质（通常称为异物）进入或已经存在于系统或部件中，可能会对正常运行期间所需或期望的性能或功能产生不利影响。因此，它们可能会导致长时间或计划外的停机、计划外的维护，或增加核电站人员和设备的放射性暴露。更重要的是，如果管理不当，关键系统、结构和部件（如反应堆堆芯和燃料、正常或应急堆芯冷却系统、安全壳隔离或保护系统、仪表和控制元件以及其他安全相关系统（或支持它们的非安全相关系统））中的异物（或携带进入这些部件）可能会通过降低或消除安全裕度来妨碍安全运行，甚至导致在事故条件下需要时系统部分或完全不可用。
NUMARC 解决轻水反应堆全厂停电问题的举措指南和技术基础。
一般标准 ................................................................................................................ 2-l 初始工厂条件 .............................................................................................................. 2-2 2.2.1 假设.. .............................................................................................................. 2-2 2.2.2 基础.. .............................................................................................................. 2-2 启动事件 ...................................................................................................................... 2-2 2.3.1 假设.. ................................................................................................................ 2-2 2.3.2 基础.. ................................................................................................................ 2-3 电站断电瞬变 ...................................................................................................... .2-6 2.4.1 假设.. ................................................................................................................ 2-6 2.4.2 基础.. ................................................................................................................ 2-7 反应堆冷却剂库存损失 ............................................................................................. 2-7 2.5.1 假设................................................................................................ 2-7 2.5.2 基础.. .............................................................................................................. 2-8 操作员动作.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.1 假设.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.2 基础.. .............................................................................................................. 2-9 通风损失的影响 ............................................................................................................. 2-9 2.7.1 假设.. ............................................................................................................. 2-9 2.7.2 基础.. ............................................................................................................. 2-11 系统交叉连接能力 ............................................................................................. .2-15 2.8.1 假设.. ............................................................................................................. 2-15 2.8.2 基础.. ............................................................................................................. 2-15 仪器和控制.. ................................................................... 2.9.1 假设 ...................................................................................................... ;-;: . 2.9.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 安全壳隔离阀 ........................................................................... .2-16 2.10.1 假设 ...................................................................................................... 2-16 2.10.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 飓风准备 ...................................................................................................... 2-17 2.11.1 假设 ...................................................................................................... 2-17 2.11.2 基础 ...................................................................................................... 2-17
核气溶胶最新报告
核气溶胶研究始于 20 世纪 60 年代末和 70 年代初。自 1979 年以来，CSNI 赞助的三份核气溶胶最新报告 (SOAR) 的发布证明了实验研究和代码开发方面取得的进展。最初，快堆安全是这项工作的主要关注点，这反映在第一份气溶胶 SOAR 的内容中。1979 年的 TMI 事故激发了人们对 LWR 源项的兴趣，并导致对第一份 SOAR 的补充产生了兴趣，该补充集中于 LWR 气溶胶问题。与快堆情况相反，事故发生后 LWR 安全壳大气中存在的大量蒸汽往往会使气溶胶颗粒更紧凑，从而减少了定义形状因子的建模问题。另一方面，必须模拟两种新效应：由于蒸汽凝结到表面（扩散电泳）而导致的沉积以及蒸汽凝结到颗粒本身而导致的颗粒生长。
用户手册 - FTP目录列表 - NetGear
我们添加了以下各节：在第46页上删除浏览器安全性警告，以配置第98页的WiFi网络的高级费率选择，我们对以下各节进行了重大更改：关于NetGear Insight，第14页上的NetGear Insight连接到第26页的初始配置的接入点（请参阅第26页）。我们添加了增强的打开，WPA3个人和WPA3/WPA2个人WiFi安全性作为身份验证选项，这是当天的零轻松设置页面。在第49页上设置开放或安全的WiFi网络。我们添加了增强的开放，WPA2 Enterprise，WPA3个人，WPA3/WPA2个人和WPA3 Enterprise WiFi Security作为身份验证选项。在第60页的WiFi网络启用或禁用客户端隔离。我们添加了一个选项，以指定免于WiFi客户端隔离的网络设备。管理第187页的接入点的固件。我们添加了固件更新方法的建议。我们对其他部分进行了微小的更改和改进。我们删除了“启用或禁用安全壳”部分。
核武器 - 桑迪亚国家实验室
技术的不断进步建立在零部件大大小小的改进基础之上，而零部件是大型系统的基本组成部分。今年的桑迪亚实验室成就清单突出了许多这样的进步，从革命性的从钢制安全壳深处提取数据的方法（无需穿透钢壳），到高温电容器的突破，这种电容器可以在燃料电池的高工作温度下以以前五倍的能量密度储存电能。这些进步对于提高未来军用和民用系统的性能至关重要。当今世界最令人担忧的威胁之一是恐怖组织可能获得大规模杀伤性武器 (WMD) 并在美国城市引爆。过去一年来，桑迪亚实验室一直强调采取多层次的方法来防御此类威胁。我们大大加强了本国和世界其他地区（如乌兹别克斯坦）核电站的安全。我们正在开发新的传感器来检测此类威胁武器，以便拦截和销毁它们。最近的进展包括从固定位置、无人驾驶飞机和卫星上安装新的大规模杀伤性武器传感器探测器。一项重大进展是一种将生物分子浓缩 1,000 倍的新方法，以提高我们检测和识别威胁物质的能力。在歌剧院
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。