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World File Search System沸水
用Purolite™树脂凝结抛光
冷凝物抛光是对电力行业运行的涡轮机的冷凝蒸汽的处理。通过蒸汽发生器（OTS），高压（> 600 psig）鼓锅炉，一些加压的水反应堆（PWR）核蒸汽发生器和高热量锅炉，例如石油燃烧的沿海电台，用高流量容器（高达50 gpm/ft 2）的高流量（高达50 gpm/ft 2），并在近乎外部系统的较低流量中再生。燃煤植物和某些PWRS具有部分冷凝物净化。化妆处理厂的最后阶段的尺寸是将多达25％的进给水流向锅炉流动到锅炉的时间，即在启动过程中，当时系统中的污染物最普遍。一些PWR和所有沸水反应堆（BWRS）一次使用抛光树脂来防止再生过程中引入杂质。
主要设备老化管理
对安全至关重要的主要核电站部件的老化。报告中记录了目前对加拿大氘铀反应堆 (CANDU) 、沸水反应堆 (BWR)、压水反应堆 (PWR) 和水慢化水冷能源反应堆 (WWER) 电厂选定部件的安全裕度 (适用性) 评估和老化退化的检查、监测和缓解做法。这些做法旨在帮助所有直接和间接参与确保核电站安全运行的人员；同时也为电厂运营商和监管机构在处理与老化相关的许可问题时进行对话提供共同的技术基础。由于这些报告是从安全角度编写的，因此它们不涉及电厂部件的寿命或生命周期管理，这涉及老化管理和经济规划的整合。报告的目标受众包括来自核电站的技术专家以及监管、电厂设计、制造和技术支持组织的技术专家，这些组织处理报告中涉及的特定电厂部件。
2005 年《信息权利法》信息手册作为……
2005 年法案。 2. NFC 表示核燃料综合体 3. DAE 表示原子能部 4. UCIL 表示印度铀业有限公司 5. ECIL 表示印度电子业有限公司 6. NPCIL 表示印度核能公司 7. BARC 表示巴巴原子能研究中心 8. ICRP 表示国际放射防护委员会 9. PFBR 表示原型快中子增殖反应堆 10. FBTR 表示快中子增殖试验反应堆 11. PHWR 表示加压重水反应堆 12. BWR 表示沸水反应堆 13. AHWR 表示先进重水反应堆 14. ESL 表示环境监测实验室 15. HPU 表示健康物理单位 16. HWB 表示重水委员会 17. HWP 表示重水厂 18. ALARA 表示低至合理可行 19. Bq 表示贝克勒尔 20. LWR 表示轻水主管 21. CPIO 表示根据第 5(1) 条指定中央公共信息官员
哈瓦苏水务公司社区会议问答
答：EPA 的水务部门继续提供合规援助，例如定期派承包商访问以提供技术援助并向 HWC 工作人员解释法规。正如其他问题中所讨论的，EPA 于 2024 年 5 月 28 日发布了单方面行政执法令 (UAO)（2024 年 5 月命令），并继续跟进并积极与系统合作以实现合规性。EPA 于 2024 年 11 月 6 日发布了一项紧急行政命令（紧急命令），以解决频繁停水对公共健康造成的危害。紧急命令要求 HWC 在发布煮沸水通知时提供替代水。2024 年 12 月，EPA 计划在 EPA 国家执法调查中心的协助下进行检查，以帮助确定总三卤甲烷 (TTHM) 水平升高的潜在原因和技术解决方案。EPA 监督问：为什么 EPA 现在监督 HWC 而不是 CA DDW？
英国 ABWR 通用设计评估通用 PCSR ...
通用建造前安全报告（通用 PCSR）是通用设计评估（GDA）流程中的一份核心文件，日立通用核能有限公司（日立通用核能）通过该报告概述了其认为英国先进沸水反应堆（UK ABWR）可以在英国安全运行的原因。具体来说，该 PCSR 证实了以下总体安全案例声明：在英国境内通用场地建造的英国 ABWR 满足公众、工人和环境的所有安全目标，并满足在所有运行和故障条件下所有风险尽可能低（ALARP）的原则。向英国监管机构提交英国 ABWR 通用 PCSR 标志着 GDA 流程中的一个重要里程碑。本介绍章节不包含反应堆设计本身的技术摘要。这些内容可以在英国 ABWR 网站 (www.hitachi-hgne-uk-abwr.com) 上找到，该网站是在 GDA 第 2 步开始时推出的，也可以在通用 PCSR 第 9 章中找到。相反，本章概述了通用 PCSR 的内容，并解释了日立通用电气满足 GDA 监管期望的方法。它概述了通用 PCSR 文档的层次结构；在某种程度上细分了它所包含的信息类型。它实际上是通用 PCSR 的读者指南，也是它所包含信息类型的指示性概述。它还包括一个缩写列表和 ac
基于 FPGA 的安全相关 PRM 系统的认证
基于 FPGA 的安全相关 PRM 系统的资质认证 Tadashi Miyazaki、Naotaka Oda、Yasushi Goto、Toshifumi Hayashi 东芝公司，日本横滨 摘要。东芝开发了基于不可重写 (NRW) 现场可编程门阵列 (FPGA) 的安全相关仪器和控制 (I&C) 系统。考虑到应用于安全相关系统，东芝基于 FPGA 的系统采用了一旦制造后就无法更改的非易失性和不可重写的 FPGA。FPGA 是一种仅由基本逻辑电路组成的设备，FPGA 执行通过连接 FPGA 内部的基本逻辑电路配置的定义处理。基于 FPGA 的系统解决了由模拟电路操作的传统系统（基于模拟的系统）和由中央处理单元操作的系统（基于 CPU 的系统）中存在的问题。应用 FPGA 的优势在于可以保持产品的长寿命供应、提高可测试性 (验证) 并减少模拟系统中可能出现的漂移。东芝此次开发的系统是功率范围中子监测器 (PRM)。东芝计划今后将这种开发流程应用到其他安全相关系统（如 RPS），从而扩大基于 FPGA 的技术的应用范围。东芝为基于 NRW-FPGA 的安全相关 I&C 系统开发了一种特殊的设计流程。该设计流程解决了多年来关于核安全应用数字系统的可测试性问题。因此，东芝基于 NRW-FPGA 的安全相关 I&C 系统具有成为核安全应用数字系统标准的巨大优势。1. 引言核电站的 I&C 系统最初是基于模拟的。1980 和 90 年代开发了基于计算机的 I&C 系统。尤其是先进沸水反应堆 (ABWR) 中使用的系统，是世界上第一个沸水反应堆全数字化仪控系统。与老式模拟系统相比，计算机仪控系统具有许多优势。计算机仪控系统没有漂移问题，而漂移问题曾困扰过模拟系统的维护人员。计算机仪控系统具有许多先进功能，包括一些自动功能，这是任何模拟系统都无法提供的。计算机仪控系统的这些先进功能一直有助于核电站的安全运行。由于计算机仪控系统与安全相关，因此法规和标准要求它们进行验证和确认。然而，丰富的功能和由此产生的软件复杂性使得计算机仪控系统的验证和确认既耗时又昂贵。此外，计算机系统使用半导体工业生产的微处理器，与核工业相比，其产品生命周期较短。大多数微处理器可能在几年内就过时了。FPGA 于 1990 年在半导体行业中得到发展。与普通半导体器件或专用集成电路 (ASIC) 不同，FPGA 中的电路可以在从半导体工厂发货后确定或编程。因此，它适用于核工业等小批量应用。由于 FPGA 是一种半导体器件，其功能由嵌入在器件中的电路决定，因此 FPGA 无需操作系统 (OS) 或基于计算机的 I&C 系统所必需的复杂应用程序即可运行。一般而言，基于 FPGA 的 I&C 系统比基于计算机的 I&C 系统更简单，这使得 V&V 工作更简单且更经济实惠。
基于 FPGA 的安全相关 PRM 系统的认证
基于 FPGA 的安全相关 PRM 系统的认证 Tadashi Miyazaki、Naotaka Oda、Yasushi Goto、Toshifumi Hayashi 东芝公司，日本横滨 摘要。东芝开发了基于不可重写 (NRW) 现场可编程门阵列 (FPGA) 的安全相关仪器和控制 (I&C) 系统。考虑到应用于安全相关系统，东芝基于 FPGA 的系统采用了一旦制造就无法更改的非易失性和不可重写的 FPGA。FPGA 是一种仅由基本逻辑电路组成的设备，FPGA 执行通过连接 FPGA 内部的基本逻辑电路配置的定义处理。基于 FPGA 的系统解决了传统模拟电路系统（模拟系统）和中央处理器系统（CPU 系统）中存在的问题。应用 FPGA 的优势在于可以保持产品的长寿命供应、提高可测试性（验证）以及减少模拟系统中可能出现的漂移。东芝此次开发的系统是功率范围中子监测器 (PRM)。东芝计划从现在开始将这一开发流程应用于其他安全相关系统（如 RPS），从而扩大基于 FPGA 的技术的应用范围。东芝为基于 NRW-FPGA 的安全相关 I&C 系统开发了一种特殊的设计流程。该设计流程解决了多年来关于核安全应用数字系统可测试性的问题。因此，基于东芝 NRW-FPGA 的安全相关 I&C 系统具有成为核安全应用数字系统标准的巨大优势。1.简介 核电站 I&C 系统最初是基于模拟的。1980 和 90 年代开发了基于计算机的 I&C 系统。特别是，先进沸水反应堆 (ABWR) 中使用的系统是世界上第一个用于沸水反应堆的全数字 I&C 系统。与旧的基于模拟的系统相比，基于计算机的 I&C 系统具有许多优势。基于计算机的 I&C 系统没有漂移问题，这些问题困扰了基于模拟的系统维护人员。基于计算机的 I&C 系统具有许多高级功能，包括一些自动功能，这是任何基于模拟的系统都无法提供的。基于计算机的 I&C 系统的这些高级功能一直有助于核电站的安全运行。由于基于计算机的 I&C 系统与安全相关，因此它们需要遵守法规和标准的 V&V。然而，丰富的功能和由此产生的软件复杂性使基于计算机的 I&C 系统的 V&V 既耗时又昂贵。此外，基于计算机的系统使用半导体工业生产的微处理器，与核工业相比，其产品生命周期更短。大多数微处理器可能在几年内就过时了。FPGA 在半导体工业中发展到 1990 年。与普通半导体器件或专用集成电路 (ASIC) 不同，FPGA 中的电路可以在从半导体代工厂发货后确定或编程。因此，它适用于核工业等小批量应用。因为 FPGA 是一种半导体器件，其功能由嵌入在器件中的电路决定，所以 FPGA 不需要基于计算机的 I&C 系统所必需的操作系统 (OS) 或复杂应用程序即可运行。一般而言，基于 FPGA 的 I&C 系统比基于计算机的 I&C 系统更简单，这使得 V&V 工作更简单且更经济实惠。
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
通用 CANDU 概率安全评估
AC 交流电 AECB 原子能控制委员会 AECL 加拿大原子能有限公司 AFW 辅助给水 ALWR 先进轻水反应堆 ASDV 大气蒸汽排放阀 ASQ 事故序列量化 BFR 二项式故障率 BHEP 基本人为错误概率 BNSP 平衡核蒸汽厂 BOP 工厂平衡 BUE/F 电气总线（E 或 F） BWR 沸水反应堆 CAFTA 计算机辅助故障树分析 CANDU 加拿大氘铀 CC 组件类别 CCDP 条件堆芯损坏概率 CCF 常见原因故障 CCFP 条件安全壳故障概率 CCW 冷凝器循环水 CDFM 保守确定性故障裕度 CER 控制设备室 CFF 安全壳故障频率 CFR 美国联邦法规 CIGAR 反应堆通道检查和测量设备 CIS 安全壳隔离系统 CN 组件编号 CNSC 加拿大核安全委员会 COMPBRN IIIe 火灾计算机代码 CSA 加拿大标准协会 CSDV 冷凝器蒸汽排放阀 CT 排管 CV 排管容器 CVIS 安全壳通风隔离系统 DBE 设计基础 地震 DC 直流电 DCC 双控制计算机 DCS 分布式控制系统 DD 设计说明 DG 柴油发电机 DHC 延迟氢化物裂解
C. 首字母缩略词 - 核管理委员会
2-D 二维 3-D 三维 AABVS 辅助/附属建筑通风子系统 ABB Asea Brown Boveri 公司 ABWR 先进沸水反应堆 ac/AC 交流电 ACI 美国混凝土协会 ACRS 反应堆保障咨询委员会 ADAMS 全机构文件访问和管理系统 公共电子阅览室 ADGFOSS 辅助柴油发电机燃油供应系统 ADS 自动减压系统 ADS-4 自动减压系统-第四阶段 ADVs 大气排放阀 AEOD NRC 运行数据分析和评估办公室 AFW 辅助给水 AFWS 辅助给水系统 AHUs 空气处理机组 AI 自动隔离 AICC 绝热恒容完全燃烧 AISC 美国钢结构协会 AISI 美国钢铁协会 ALARA 尽可能低 ALWR 先进轻水反应堆 AM 事故管理 ANS 美国核学会 ANSI 美国国家标准协会 AOO 预期运行事件 AOV 气动阀门 APEX 先进工厂实验 APWR 先进压水反应堆 ARM 区域辐射监测器 ART 调整参考温度 ASB 辅助系统分支 ASB 辅助/屏蔽建筑 ASCE 美国土木工程师学会 ASHRAE 美国采暖、制冷与空调学会 ASIs 不利系统相互作用 ASME 规范 美国机械工程师学会 锅炉与压力容器规范 ASME 美国机械工程师学会