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核电站控制室系统设计
概念化、设计、制造或改装发电厂控制室系统。它也对负责审查或评估现有发电厂控制室系统设计和设施的人员有用。然而，该出版物的最终价值将取决于它能多好地支持其用户。欢迎读者向国际原子能机构核电司提供评论和意见。如果合适，该报告随后将重新发布，并考虑到这些反馈。
气候变化对核电站的影响
12 Maximilian Kotz、Anders Levermann 和 Leonie Wenz，“气候变化的经济承诺”，《自然》628，第 8008 期（2024/04/01 2024），doi.org/10.1038/s41586-024-07219-0，doi.org/10.1038/s41586-024-07219-0。Luke Kemp 等人，“气候终局：探索灾难性气候变化情景”，《美国国家科学院院刊》119，第 34 期（2022/08/23 2022），doi.org/10.1073/pnas.2108146119，doi.org/10.1073/pnas.2108146119。 Peter Schwartz 和 Doug Randall，《气候突变情景及其对美国国家安全的影响》，美国国防部（华盛顿：美国国防部，2004 年 2 月 2003 年），stephenschneider.stanford.edu/Publications/PDF_Papers/SchwartzRandall2004.pdf，purl.access.gpo.gov/GPO/LPS69716。
核电站的仪器和控制
核电站的仪器仪表和控制：新兴技术 更新日期：2008 年 12 月 编写者：K. Korsah、a D. E. Holcomb、a M. D. Muhlheim、a J.A. Mullens、a A. Loebl、a M. Bobrek、a M. K. Howlader、a S. M. Killough、a M. R. Moore、a P. D. Ewing、a M. Sharpe、b A.A. Shourbaji、a S. M. Cetiner、a T. L. Wilson, Jr、a 和 R. A. Kisner。a a 橡树岭国家实验室 1 Bethel Valley Road Oak Ridge, TN 37831 由 UT-Battelle, LLC 为美国能源部管理，合同编号为 DE-AC05-00OR22725 b 田纳西大学 315 Pasqua 工程大楼 诺克斯维尔，TN，37996-2300 NRC 项目经理：Khoi Nguyen Tekia Govan 为工程部准备 核管理研究办公室 美国核管理委员会 华盛顿特区 20555-0001 NRC 工作代码 Y6962
核电站废料技术研究
本研究包含 NRC 工作人员对美国退役电厂乏燃料池潜在事故风险的评估结果。本研究旨在为永久关闭核电站的退役规则制定提供技术基础。本研究描述了典型退役电厂的建模方法，包括设计假设和行业承诺；为评估退役电厂乏燃料池中储存的乏燃料的行为而进行的热工水力分析；乏燃料池事故的风险评估；后果计算；以及敏感性研究和对退役监管要求的影响。本研究的初稿于 1999 年 6 月和 2000 年 2 月发布，征求公众意见和技术审查。在准备本研究时，已考虑了相关利益相关者、反应堆保障咨询委员会和其他技术审查人员的意见。爱达荷国家工程与环境实验室还进行了广泛的质量审查，一组人为可靠性分析专家评估了报告的假设、方法和建模。本研究草案的公众意见将在本 NUREG 附录 6 中讨论。
核电站物品监控
核电已发展成熟，只要能确保并让人认为可以确保其安全使用，核电有望成为许多国家能源计划中更重要的组成部分。尽管发生过事故，但核电行业总体上保持了良好的安全记录。然而，改进总是可能的，也是必要的。安全不是一个静态的概念。国际原子能机构认识到行业安全的重要性，并希望促进安全记录的改善，于 1974 年制定了一项计划，就核电反应堆安全的诸多方面为其成员国提供指导。根据这项核安全标准 (NUSS) 计划，1978 年至 1986 年间，国际原子能机构安全系列中出版了约 60 份涉及放射安全的规范和安全指南。NUSS 计划迄今为止仅限于设计用于发电的热中子反应堆陆基固定式核电站。为了吸取自 NUSS 计划首次出版以来的经验教训，1986 年决定修订并重新发布《规范和安全指南》。在最初制定这些出版物以及修订过程中，我们注意确保所有成员国，特别是那些拥有活跃核电计划的国家，都能提供意见。进行了几次独立审查，包括核安全标准委员会的最后一次审查
核电站人为可靠性分析...
核电站的人为可靠性分析。可靠性是核电站等社会技术系统的主要要求。研究证实，人为错误是此类系统中事故或事件的最大诱因。人为可靠性分析 (HRA) 可用于系统地识别和分析人为错误相关事件。它为正确改进人机界面、可靠性和安全性提供了机会。HRA 的三个主要目标是人为错误和诱因识别、人为错误建模和人为错误概率量化。在社会技术系统中，已经实施了各种用于 HRA 的方法。它们在范围、类型、任务分解级别和影响错误概率的因素方面有所不同。本研究旨在调查五种 HRA 方法，这些方法已被广泛用于评估影响核电站安全运行的人为错误。回顾并讨论了每种方法的优缺点。收集了有关人为错误和 HRA 的已发表文章以实现本研究目标。关键词：人为可靠性分析、人为错误、核电站。
核电站钢筋混凝土老化报告...
核电站安全相关混凝土结构持续服务评估中潜在的结构安全问题和验收标准。该计划分为四个任务领域 - 项目管理、材料性能数据库、结构部件评估/维修技术和持续服务确定的定量方法。在这些任务下，编写了 90 多篇论文和报告，涉及与核电站钢筋混凝土结构老化管理相关的相关方面。本报告以与核电站钢筋混凝土结构寿命相关的信息的形式总结了该计划的结果，结构材料信息中心提供了混凝土材料在环境压力和老化因素影响下随时间变化的数据和信息，在役检查和状况评估技术，维修材料和方法，核电站钢筋混凝土结构的评估，以及基于可靠性的当前和未来状况评估方法。还提供了未来活动的建议。
XA9846712 卡拉奇核电站 - OSTI.gov
自 1972 年与 KESC 电网连接以来，该工厂一直作为基载站运行。尽管早期调试后阶段存在问题，但 KANUPP 在 1977 年之前一直保持较高的可用性，年平均可用性约为 70%（1973-1979 年）。该工厂在 1978 年至 1980 年期间的可用性相对较低，主要是由于供应商国家没有提供燃料和必要的备件。1974 年 5 月 18 日印度核爆炸后，加拿大切断了对巴基斯坦的所有技术援助，包括 KANUPP 运行所必需的操作和设计信息。单方面决定对 KANUPP 的燃料、重水和备件供应实施禁运，导致 1979 年大部分时间电力生产减少，并最终导致工厂关闭。
核电站项目的管理
1.1。 div>背景。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>1 1.2。 div>目标。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>1 1.3。 div>范围。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>1 1.4。 div>用户。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>2 1.5。 div>结构。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>。 div>2 div>