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Banr Un Triso燃料资格计划...
BWX Technologies，Inc。（BWXT）高级核反应堆（BANR）是正在开发的模块化高温气体反应器（MHTGR），这是能源部（DOE）高级反应器示范计划（ARDP）的一部分。BANR计划是在降低战略风险项目下进行的，以确保反应堆在商业上可行。Banr概念和设计针对小型和偏远社区的市场，灾难响应以及在不可用的功率和/或过程热量的专业应用中。该燃料资格计划是在这些商业和工业应用中证明气冷反应堆的安全性和性能的几种监管提交中的第一个。本文所述的BANR燃料资格许可方法适用于Banr Design的所有未来部署，无论是在第50部分操作许可证中定义的许可申请类型，第52部分合并许可证或设计批准和/或认证以及未来保留的第53部分。BANR设计的一个主要组成部分是利用氮化铀（UN）三个结构各向同性（Triso）燃料颗粒，该燃料矩阵嵌入了燃料元素中。BANR粒子燃料建立在过去50年来对多个Triso粒子设计和变体进行的广泛研究和资格制度。该程序利用了基于粒子的燃料设计的可靠性，同时整合和优化设计以形成一个完整的燃料形式，能够在BANR设计操作要求下执行。
热能传递
• 每组学生需要在折叠的纸巾上放四块蓝色冰块和三个隔热杯 – 一个装满温水，一个装满冷水，一个装满室温水。 – 让每个小组在温水杯中加入红色食用色素，在冷水杯中加入蓝色食用色素。室温水杯将保持清澈 – 让每个小组用钳子在三杯水中各加一块蓝色冰块，将第四块冰块留在折叠的纸巾上 – 让学生观察冰块融化的过程，同时记住以下问题： 融化冰块的热能从何而来？ 答案：来自水 热能是如何传递的？ 答案：传导 热量向哪个方向移动？进入冰块还是流出冰块？ 答案：进入冰块 四个冰块中哪一个融化得最快？ 答案：放在温水中的那个 冷水中的冰块比纸巾上的冰块融化得快吗？答案：是的 冷水比房间里的空气冷吗？为什么冷水比暖空气更快地融化冰？ 答案：通过水的传导比通过空气更有效，因为水的密度更大，可以更快地将热量转移到冰中 • 让学生在学生工作表上记录他们的观察结果，并清理他们的工作台，为下一个实验做准备。
对PCM-Air Hybrid的最新进展的简短审查
这篇全面的审查论文提供了用于电池热管理系统（BTMS）的空气冷却技术的深入概述。PCM可以通过其相变和其组成来分类，每个类都显示出不同的优势，这些优势响应了复杂的需求，从而消除了电池中的热量。基于石蜡的有机PCM，例如1-四烷醇，有助于提高冷却系统的效率和可持续性。相比之下，石蜡提供了这些应用所需的高热电导率和稳定性。EUTECTIC和复合PCM是针对这些需求的“测量”解决方案，在空气冷却中添加PCM对于优化电池性能非常有利。它显示了BTMS中空气冷却的有效性，该系统本质上，具有成本效益和实用性在散发热量中，从而最大程度地减少了电池中的热应力。除了PCM外，该论文还强调了空气冷却在改善电池寿命，安全性和整体性能中的关键作用。调查报告说，空气冷却是解决热挑战的领先BTMS配置。与PCM结合使用的空气冷却是该热管理领域的重要方法。在所有现有配置中，封装的PCM，金属鳍和气冷混合系统表现出最佳性能。每个导致电池的最高温度和整个电池的均匀温度分布的总体降低。本评论主要使用PCM和空气冷却专注于BTM。关键字：电池热管理系统；相变材料；空气冷却；混合冷却；储能材料
附件 1：支持拒绝公开披露请求的宣誓书（10 CFR 2.390）
a. 附件 2 中要求不公开披露的信息归 X-energy 所有。这些信息是在明确理解信息本身将被视为专有和机密信息的情况下准备的，并且 X-energy 一直对此保密。b. 附件 2 中要求保护的信息不向公众开放。c. 附件 2 中包含的信息属于 X-energy 通常保密的信息，这样做有合理的依据。X-energy 要求不公开披露的信息包括与我们的 XENITH 高温气冷微反应器设计相关的设计、分析和操作相关的技术信息，这些信息直接影响我们的业务开发和商业化工作。X-energy 限制对这些专有和机密信息的访问以保持机密性。d.附件 2 包含有关 X-energy 计划开展的活动的信息，这些活动涉及 XENITH 设计基础、TRISO-X 燃料设计基础、预测设计开发时间表的开发，并涉及我们 XENITH 微反应器的商业化战略。公开披露附件 2 中包含的信息将对 X-energy 造成重大损害，因为它将泄露有关 X-energy 设计开发、竞争预期、假设、当前地位和战略的宝贵技术信息。竞争对手使用该信息可以大大提高竞争对手在类似竞争产品的设计、制造、许可、建造和运营中的地位。e. 附件 2 中包含的专有信息以保密方式根据 10 CFR 2.390 的规定传送给 NRC；NRC 必须以保密方式接收该信息。附件 2 中包含的出口管制信息以保密方式根据
审查技术设施中组件的维护和维修时间
17.更换电磁一次钠采样泵的事件年表 (Grygiel and McCargar 1986) ...................................................................................................................................... 26 18.气冷快中子增殖反应堆的可靠性数据 (Bittermann and Wehling 1977) ............................................................................................................................................. 27 19.反应堆内机电操纵器和反应堆内起重机的可靠性数据 (Stevenson 1987) ............................................................................................................................................................. 28 20.供水组件的典型维修数据 (Cullinane 1989) ............................................................................................................. 30 21.传统废水处理厂组件的可靠性 (Schultz and Parr 1982) ............................................................................................................................. 31 22.电池摘要信息 (Hale and Arno 1999) .............................................................................. 32 23.计算设备的维修时间 (Fricks and Trivedi 1998) ................................................................ 33 24.柴油发电机和燃气轮机可维护性值 (Smith et al.1990) .............................................. 33 25.喷气燃料和机场消防设备主动维修时间的维修时间数据库 (Wright and Sattison 1987) ............................................................................................................................. 34 26.各种断路器的维修时间 (Norris 1989) ............................................................................................. 34 27.大型电机的摘要信息 (O'Donnell 1985) ............................................................................................. 35 28.工业厂房部件的维修时间 (Harris 1984) ............................................................................................. 36 29.每年仪器 PM 工时 (Upfold 1971) ............................................................................................. 37 30.脚手架安装和维护的工时估算拆除 (第 1999 页) ................................................... 39 31.电子设备的维修时间 (Navy 1962) .............................................................................. 40 32.用于确定员工知识的技术人员经验因素 (Navy 1962) ............................................................. 40 33.用于 CM 预测的维修时间 (Navy 1962) ............................................................................. 41 34.基于四个维护计划的总体维修时间示例 ................................................................................ 43 35.电子设备的维修时间 (Defense 1966) ................................................................................ 44
审查核能中部件的维护和维修时间
17.更换电磁一次钠采样泵的事件年表 (Grygiel and McCargar 1986) ...................................................................................................................................... 26 18.气冷快中子增殖反应堆的可靠性数据 (Bittermann and Wehling 1977) ............................................................................................................................................. 27 19.反应堆内机电操纵器和反应堆内起重机的可靠性数据 (Stevenson 1987) ............................................................................................................................................................. 28 20.供水组件的典型维修数据 (Cullinane 1989) ............................................................................................................. 30 21.传统废水处理厂组件的可靠性 (Schultz and Parr 1982) ............................................................................................................................. 31 22.电池摘要信息 (Hale and Arno 1999) .............................................................................. 32 23.计算设备的维修时间 (Fricks and Trivedi 1998) ................................................................ 33 24.柴油发电机和燃气轮机可维护性值 (Smith et al.1990) .............................................. 33 25.喷气燃料和机场消防设备主动维修时间的维修时间数据库 (Wright and Sattison 1987) ............................................................................................................................. 34 26.各种断路器的维修时间 (Norris 1989) ............................................................................................. 34 27.大型电机的摘要信息 (O’Donnell 1985) ............................................................................................. 35 28.工业厂房部件的维修时间 (Harris 1984) ............................................................................................. 36 29.每年仪器 PM 工时 (Upfold 1971) ............................................................................................. 37 30.脚手架安装和维护的工时估算拆除 (第 1999 页) ................................................... 39 31.电子设备的维修时间 (Navy 1962) .............................................................................. 40 32.用于确定员工知识的技术人员经验因素 (Navy 1962) ............................................................. 40 33.用于 CM 预测的维修时间 (Navy 1962) ............................................................................. 41 34.基于四个维护计划的总体维修时间示例 ...................................................................................... 43 35.电子设备的维修时间 (Defense 1966) ...................................................................................... 44
EDF 能源日本地震响应计划
AACP 备用接入控制点 AC 交流电 ACP 接入控制点 AECC 备用应急控制中心 AGR 先进气冷反应堆 AIC 备用指示中心 ALARP 尽可能低 ASR 辅助停机室（Sizewell B） AWE 原子武器机构 BCDG 电池充电柴油发电机 BDB 超出设计基础 BGS 英国地质调查局 BLP 底线工厂 BUCESC 备用中央应急支援中心 BUCS 备用冷却系统 BUECC 备用应急控制中心 BUFS 备用进料系统 BWR 沸水反应堆 CATS 洁净空气列车系统 CCR 中央控制室 CEEHG 土木工程外部危险组 CEMS 连续应急监测系统 CESC 中央应急支援中心 CO 一氧化碳 COBR 内阁办公室简报室 COTS 商用现货 CR 状况报告 CSA 综合安全评估/压力测试考虑 CTO 中央技术组织 CTS 公司技术标准 CW 冷却水 CWI 安全壳注水DA 设计机构 DB 设计基础 DBE 设计基础事件 DBUE 可部署备用设备 DBUEERT 可部署备用设备应急响应小组 DBUEG 可部署备用设备指南 DC 直流电 DCIS 可部署通信和信息系统 DCS 多样化冷却系统 DECC 能源和气候变化部 DEFRA 环境、食品和农村事务部 DEPZ 详细应急计划区 DG 柴油发电机 DNB Dungeness B (AGR) DNO 配电网络运营商 DRT 损坏修复工具
准备研究和测试的许可流程......
引言 美国核管理委员会 (NRC) 根据《核能创新与现代化法案》(NEIMA) 的要求制定了本报告。具体而言，NEIMA 第 103(d) 条要求，“不迟于 [NEIMA] 颁布之日起 1 年，委员会应向适当的国会委员会提交一份报告，说明在现有监管框架内为研究和试验反应堆准备许可程序……”第 103(d) 条进一步指示 NRC“寻求 [能源部]、核能行业、各种技术开发商和其他公共利益相关者的意见”，以制定一份报告，“该报告应包括为研究和试验反应堆准备许可程序的拟议成本估算、预算和时间表。”NRC 在本报告中讨论了这些要求中的每一个。 NEIMA 将“研究与试验反应堆”定义为：(1) 根据 1974 年能源重组法 (ERA) 第 202 条 (42 USC § 5842) 属于委员会许可和相关监管权力范围内的反应堆，(2) 根据经修订的 1954 年原子能法 (AEA) 第 104c 条 (42 USC § 2134(c)) 许可，可用于开展研究和开发活动，并且 (3) 非商业核反应堆。因此，本报告重点关注符合此定义的先进核反应堆。1 其中包括轻水小型模块化反应堆；微反应堆；非轻水反应堆，包括高温气冷反应堆、液态金属快堆（如钠冷快堆）和熔盐反应堆。本报告还涵盖了根据《原子能法》第 104c 条对设计类似于目前正在运行的利用设施进行许可（104c 类许可证），包括用于研究和开发先进反应堆技术的设施。与 NEIMA 的指示一致，本报告不涵盖根据《原子能法》第 103 条对商业核反应堆进行许可，但指出 NRC 为商业设施许可而开展的准备活动也可以支持对先进研究和测试反应堆进行许可。最后，本报告还讨论了根据《原子能法》第 104c 条对利用设施进行许可的 NRC 流程，包括 DOE 拥有的某些设施。基于对现有监管框架和可用的许可和技术指导文件的评估，NRC 得出结论，它准备根据《原子能法》第 104c 条对新的研究和测试反应堆进行许可。背景根据《原子能法》第 104c 条，NRC 为特定的研究和测试反应堆颁发许可证。 2 根据《联邦法规》第 10 章第 50 部分“国内生产和使用设施许可”的规定，
关于核能非电力应用的立场文件...
1. 背景 尽管世界各国政府都在努力确保能源供应安全，但他们也承诺通过各种技术大幅减少二氧化碳排放，包括减少用于能源生产的化石燃料。核能有潜力在全球脱碳努力中发挥重要作用，因为它具有部署灵活性（即，可提供不同规模的反应堆技术来支持分布式或集中式需求）和产品灵活性（即，有可能提供电力以外的服务，如热能和氢气，从而支持不同的能源市场）。需要付出巨大努力才能使发电行业脱碳；核能是有可能实现这一目标的关键技术选择之一。同时，随着可变可再生能源份额的增加，核能必须融入电网。因此，当前的核电站设计、电力公司、电厂和电网运营商以及监管框架必须适应，以实现发电的更高灵活性。此外，仅靠发电脱碳不足以实现具有挑战性的二氧化碳减排目标。工业和运输部门的能源需求为进一步减少排放提供了巨大的潜力，通过直接利用核能产生的热能和/或可能利用核能和电力生产的工艺中间体（例如氢气）。氢气生产作为一种能源储存策略、直接用于燃料电池汽车或作为合成运输燃料的原料具有重要意义。因此，必须重新评估核能系统的经济性，以考虑新的约束和参数：减少二氧化碳排放，实现 2050 年全经济净零排放目标，对一次热能脱碳的贡献，以及以所需规模生产氢气以减少天然气使用量并满足作为燃料和原料日益增长的需求（例如，用于生产氨或合成碳氢化合物燃料，特别是对于难以减排的行业），或作为长期能源储存的手段。 2001 年，六种最有前景的第四代反应堆技术（气冷快堆、铅冷快堆、熔盐反应堆、超临界水冷反应堆、钠冷快堆和超高温反应堆）被选定，以满足提高可持续性、提高经济性、提高安全性和可靠性的要求，以及在防扩散和实物保护方面采取更强有力的措施。第四代国际论坛 (GIF) 的成员正在合作开发这六种概念的工业化，通过技术、制度和组织创新来实现这些目标。自选定六种第四代核电系统以来，能源生产领域出现了新的挑战，过去 20 年来，人们对能源系统和核能潜在作用的理解发生了巨大变化。在不久的将来，能源供应战略将迅速演变，以满足日益增长的全球能源需求，同时采取措施实现所有能源供应链和基础设施（即从一次能源（矿山）、能源系统供应商、能源生产商到运输系统和最终用户）的生命周期脱碳。