近年来,人们认识到,应用被动安全系统(即利用对流和重力等自然力运行的系统)有助于简化新核电站设计,并可能提高其经济性。此外,1991 年召开的国际原子能机构“核电安全:未来战略”会议指出,对于新核电站,“使用被动安全功能是实现简化和提高基本安全功能可靠性的理想方法,应在适当情况下使用”。考虑到基于自然循环的被动系统的驱动力较弱,必须采用仔细的设计和分析方法来确保系统发挥其预期功能。
帮助规划、开发和实施核电站运行的控制、仪表、保护和人机系统;帮助开发技术上合理且具有成本效益的鉴定、验证和确认方法和实施策略,并获得数字安全系统的监管批准;促进先进技术的研究和开发,以提高现有和未来核设施的安全性、可靠性和生产率;促进用户和许可对数字仪表和控制升级的接受
国际原子能机构的法定职责是“寻求加速和扩大原子能对全世界和平、健康和繁荣的贡献”。除其他职能外,国际原子能机构被授权“促进有关和平利用原子能的科学和技术信息的交流”。实现这一目标的方法之一是通过一系列技术出版物,包括国际原子能机构核能系列。国际原子能机构核能系列包括旨在进一步利用核技术支持可持续发展、推进核科学技术、促进创新和建设能力以支持现有和扩大核能使用和核科学应用的出版物。这些出版物包括涵盖涉及和平利用核技术活动的定义和实施的所有政策、技术和管理方面的信息。虽然国际原子能机构核能系列出版物中提供的指导并不构成成员国的共识,但它已经经过内部同行评审,并在出版前提供给成员国征求意见。国际原子能机构安全标准制定了确保核安全的基本原则、要求和建议,并作为保护人类和环境免受电离辐射有害影响的全球参考。当国际原子能机构核能系列出版物涉及安全时,可以确保国际原子能机构安全标准是
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NRC 参考资料 自 1999 年 11 月起,您可以在 NRC 的公共电子阅览室 http://www.nrc.gov/reading-rm.html 以电子方式访问 NUREG 系列出版物和其他 NRC 记录。公开发布的记录包括(仅举几例)NUREG 系列出版物;联邦公报通知;申请人、被许可人和供应商文件和信函;NRC 信函和内部备忘录;公告和信息通知;检查和调查报告;被许可人事件报告;以及委员会文件及其附件。NUREG 系列中的 NRC 出版物、NRC 法规和《联邦法规》第 10 章《能源》也可以从这两个来源之一购买。1.文件主管 美国政府印刷局 邮寄地址 SSOP 华盛顿特区 20402–0001 互联网:bookstore.gpo.gov 电话:202–512–1800 传真:202–512–2250 2.国家技术信息服务 弗吉尼亚州斯普林菲尔德 22161–0002 www.ntis.gov 1–800–553–6847 或本地电话 703–605–6000 每份 NRC 报告草案的副本均可免费提供,但需通过以下方式以书面形式提出请求: 地址:首席信息官办公室 复制和分发服务科 美国核管理委员会 华盛顿特区 20555–0001 电子邮件:DISTRIBUTION@nrc.gov 传真: 301–415–2289 在 NRC 网站地址 http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs 上发布的 NUREG 系列中的一些出版物会定期更新,可能与上次印刷的版本不同。虽然在网站上找到的材料的引用标有访问该材料的日期,但引用日期可用的材料可能会随后从网站上删除。
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摘要 为了建立一种系统的方法,用于分析俄罗斯海军核反应堆系统未来的扩散和环境影响,本文总结并分析了有关反应堆系统和核燃料设计特性的现有开源信息。指出了俄罗斯海军反应堆发展的最显著特点,并讨论了俄罗斯军用和民用反应堆系统和燃料之间的异同。附件一列出了所有使用核动力的俄罗斯舰艇的相关更新信息。本文的基本分析划分为舰艇代数(第一代至第三代)和反应堆类型(压水反应堆和 LMC 技术)。大多数可用信息与核破冰船有关。对这些信息进行了系统分析,以确定俄罗斯民用海军核反应堆的发展阶段。讨论了三种不同的反应堆模型:OK-150、OK-900 和 KLT-40,以及它们的几个版本。关于军用反应堆,无法确定单个反应堆模型的特征,因此基本划分遵循船舶代数 - 第一代到第三代。然而,从现有信息来看,可以确定潜艇设计(特别是第一代和第二代)的主要路线。结论包含对结果可能产生的影响的讨论,以及对进一步工作的建议。Key words submarines, icebreakers, Russia, design, marine reactors, naval reactors, OK- 150, OK-900, KLT-40 NKS-138 ISBN 87-7893-200-9 Electronic report, April 2006 The report can be obtained from NKS Secretariat NKS-775 P.O.Box 49 DK - 4000 Roskilde, Denmark Phone +45 4677 4045 Fax +45 4677 4046
TRISO 涂层低浓铀燃料的开发和鉴定是与 NGNP 计划相关的一项关键研发活动。这项工作是根据先进燃气反应堆燃料开发和鉴定计划的技术计划计划进行的 [Bell 等人。2003]。AGR 计划包括改进内核制造、涂层和压实技术、燃料样品的辐照和事故测试以及燃料性能和裂变产物传输建模。这些活动的主要目标是成功证明 TRISO 涂层燃料可以制造成承受棱柱块型 NGNP 的高温、燃耗和功率密度要求,并具有可接受的故障分数。假设在块式反应堆中成功的 TRISO 燃料也将在球床反应堆中成功,因为球床反应堆中的颗粒填充率和燃料温度略低于块式反应堆。此外,燃料制造工艺的商业化,以实现具有成本竞争力的燃料制造能力,从而降低入门级风险,是该项目的次要目标。
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