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秋季学术会议-韩国原子能学会
1 室 反应堆系统技术 2 室 反应堆物理与计算科学 3 室 核设施退役与放射性废物管理 4 室 核燃料与核能 核燃料与材料 5 室 核热工水力学 6 核安全7 处 辐射防护处 8 辐射利用与仪器仪表处 9 量子工程与核聚变处 10 核电站建设与运行技术处 11 核政策、人力资源与合作处 12 核仪器仪表与控制、人机工程与自动遥测（核工业与自动化） C，人为因素和自动远程系统）
用户指南 | 先进测试反应堆
ATR 已运行 40 多年，预计至少能运行到 2040 年。ATR 旨在评估强辐射对材料样品（尤其是核燃料）的影响。其他用途包括生产用于医疗、工业、环境、农业和研究应用的同位素。ATR 是美国唯一的用于医疗的高比活度钴-60 来源，过去曾提供过美国商业射线照相中使用的大部分铱-192。ATR 为军事、联邦、大学和行业合作伙伴及客户提供无与伦比的国家优先核燃料和材料测试能力。近年来需求大幅增长；ATR 目前的实验负荷能力接近 90%。
乏燃料、放射性废物和……的管理
Kimberly Petry 担任乏燃料和废物处置办公室代理副助理部长，并担任综合废物管理办公室代理主任，负责规划、评估和准备乏核燃料和高放射性废物的运输和处置以及乏核燃料的临时储存。她还广泛参与了涉及国家实验室基础设施和运营管理以及环境可持续性促进的事务。她是核能办公室废物管理、绿色建筑和可持续性方面的主题专家。Petry 女士拥有马里兰大学环境科学博士学位、约翰霍普金斯大学环境科学与政策硕士学位以及麦克丹尼尔学院法语学士学位。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场地评估中人为引起的外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何相邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料再处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。 2 外部事件是指源自场址之外的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或完全没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中，出于设计目的对其进行识别和选择。源自场址但在重要安全建筑物之外的事件应与场外外部事件相同处理，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括场址上的任何耦合设施，例如生产氢气的设施）。本出版物对“外部事件”一词的定义进行了略微修改。 3 国际原子能机构，《核电站场址评价中的外部人为事件》，国际原子能机构安全标准系列第 NS-G-3.1 号，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场地评估中人为引起的外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何相邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料再处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。 2 外部事件是指源自场址之外的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或完全没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中，出于设计目的对其进行识别和选择。源自场址但在重要安全建筑物之外的事件应与场外外部事件相同处理，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括场址上的任何耦合设施，例如生产氢气的设施）。本出版物对“外部事件”一词的定义进行了略微修改。 3 国际原子能机构，《核电站场址评价中的外部人为事件》，国际原子能机构安全标准系列第 NS-G-3.1 号，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。
CEA 正在进行铬涂层锆基核燃料包壳研究，以增强轻水反应堆燃料的事故耐受性
在法国核研究所的框架下，CEA 与 AREVA 和 EDF 合作开发了铬涂层，旨在保护当前的锆合金核燃料包层材料免受高温蒸汽氧化（尤其是在意外条件下）的影响。本文重点介绍了锆合金-4 和基材上的铬涂层包层的最新研究结果。AREVA 发表了一篇补充论文 [1]。图中显示了铬涂层的典型制造微观结构。在 415°C（蒸汽，100 巴）下对未涂层参考材料和铬涂层锆合金-4 基样品进行了初步高压釜氧化试验，结果显示上一代 Cr 涂层的制备结果非常令人鼓舞。此外，还介绍了在蒸汽中高温 (HT) 氧化后获得的结果。结果表明，与传统的未涂层材料相比，迄今为止开发的铬涂层可以显著改善高温氧化后的包层机械性能（即延展性和强度）。因此，开发的铬涂层为冷却剂缺失事故（LOCA）提供了显著的额外裕度，并且在一定程度上为超越 LOCA 的条件提供了显著的额外裕度。
国家实验室的高级核电升级
1。开发核试验反应堆以证明与微反应器相关的技术。2。实现现有核反应堆的继续操作：加速RDD＆D以降低运营成本；展示和部署技术，使市场能够超出电力，包括先进的能源产品和工业脱碳；并了解社会经济驱动力并减轻风险，以使现有的国内外核反应堆继续运行。3。使国内和全球部署先进的核反应堆：减少国内外部署先进核技术所需的风险和时间；通过私营公共合作伙伴关系和研发（R＆D）在大学和国家实验室中开发反应堆，以扩大核能市场机会；并支持各种各样的设计，以改善资源利用并减少浪费。4。安全并维持全球核燃料周期：开发和展示高级燃料周期技术；解决现有和先进核反应堆的国内核燃料供应链中的差距；并鼓励国内扩大核燃料周期中商业能力。5。扩大国际核能合作：确定潜在市场并为战略合作伙伴关系创造机会，并向追求或考虑采取新的或不断扩大的核电计划的国家提供国际技术援助和更多资源，以支持基础设施发展，监管框架和能力建设。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场址评价中人为外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何毗邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料后处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。2 外部事件是指在场址之外发生的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中为设计目的而识别和选择。发生在现场但在安全重要建筑物之外的事件应与场外外部事件同等对待，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括现场的任何耦合设施，例如生产氢气）。本出版物中使用的“外部事件”一词的定义略有修改。3 国际原子能机构，核电站场址评估中的外部人为事件，国际原子能机构安全标准系列号NS-G-3.1，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。
ALTINYOLLAR DS520 核设施场地评估中人为引起的外部危害 20-12-04_Step8
1 “核设施”一词包括：核电站；研究反应堆（包括次临界和临界组件）及任何相邻的放射性同位素生产设施；乏燃料储存设施；铀浓缩设施；核燃料制造设施；转化设施；乏燃料再处理设施；核燃料循环设施产生的放射性废物预处置管理设施；以及核燃料循环相关研究和开发设施。 2 外部事件是指源自场址之外的事件，运营组织对其发生的控制非常有限或完全没有控制，应考虑其对核设施的影响。此类事件可能是自然或人为引起的，在场址评估过程中，出于设计目的对其进行识别和选择。源自场址但在重要安全建筑物之外的事件应与场外外部事件相同处理，但要考虑对这些事件的更高控制水平（这包括场址上的任何耦合设施，例如生产氢气的设施）。本出版物对“外部事件”一词的定义进行了略微修改。 3 国际原子能机构，《核电站场址评价中的外部人为事件》，国际原子能机构安全标准系列第 NS-G-3.1 号，国际原子能机构，维也纳（2002 年）。