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NUMARC 解决轻水反应堆全厂停电问题的举措指南和技术基础。
一般标准 ................................................................................................................ 2-l 初始工厂条件 .............................................................................................................. 2-2 2.2.1 假设.. .............................................................................................................. 2-2 2.2.2 基础.. .............................................................................................................. 2-2 启动事件 ...................................................................................................................... 2-2 2.3.1 假设.. ................................................................................................................ 2-2 2.3.2 基础.. ................................................................................................................ 2-3 电站断电瞬变 ...................................................................................................... .2-6 2.4.1 假设.. ................................................................................................................ 2-6 2.4.2 基础.. ................................................................................................................ 2-7 反应堆冷却剂库存损失 ............................................................................................. 2-7 2.5.1 假设................................................................................................ 2-7 2.5.2 基础.. .............................................................................................................. 2-8 操作员动作.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.1 假设.. .............................................................................................................. 2-9 2.6.2 基础.. .............................................................................................................. 2-9 通风损失的影响 ............................................................................................................. 2-9 2.7.1 假设.. ............................................................................................................. 2-9 2.7.2 基础.. ............................................................................................................. 2-11 系统交叉连接能力 ............................................................................................. .2-15 2.8.1 假设.. ............................................................................................................. 2-15 2.8.2 基础.. ............................................................................................................. 2-15 仪器和控制.. ................................................................... 2.9.1 假设 ...................................................................................................... ;-;: . 2.9.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 安全壳隔离阀 ........................................................................... .2-16 2.10.1 假设 ...................................................................................................... 2-16 2.10.2 基础 .............................................................................................................. 2-16 飓风准备 ...................................................................................................... 2-17 2.11.1 假设 ...................................................................................................... 2-17 2.11.2 基础 ...................................................................................................... 2-17
SECY-93-087，“与进化和先进轻水反应堆 (ALWR) 设计有关的政策、技术和许可问题”
在附件 1 中，核管理委员会工作人员讨论了 42 个与进化型轻水反应堆、被动型轻水反应堆或两者有关的技术和政策问题。工作人员此前在委员会文件草案《进化型和被动型轻水反应堆问题及其与当前监管要求的关系》（日期为 1992 年 2 月 20 日）和《设计认证许可政策问题》（日期为 1992 年 6 月 25 日）中确定了这些问题。在考虑了反应堆保障咨询委员会 (ACRS)、行业和供应商的意见后，工作人员已就许多问题达成最终立场，并强调了其请求委员会批准的立场。工作人员还讨论了其他问题，
NRC 非轻水反应堆愿景与战略；第 3 卷 - 严重事故进展、源项和后果分析的计算机代码开发计划
本报告总结了拟议的代码开发工作，以扩展 NRC 对非轻水反应堆技术的事故进展、源项和后果分析的建模和仿真能力。本报告描述了不同类型的非轻水反应堆以及 NRC 计算机代码的建模差距，包括用于事故进展和源项分析的 MELCOR、用于后果分析的 MACCS 和用于放射性核素清单的 SCALE。严重事故进展、源项和后果分析深深植根于 NRC 的监管政策和实践中。许可流程基于纵深防御的概念，其中发电厂的设计、运行、选址和应急计划构成了独立的核安全层。这种方法鼓励核电站设计师结合多道防线，以保持辐射危害与工人、公众和环境之间的物理屏障的有效性——无论是正常运行还是事故情况。与设计基准事故一起使用的各种监管源术语，建立和确认核设施的设计基准，包括安全重要项目，确保工厂设计符合美国联邦法规 (CFR) 中规定的安全和数值放射性标准（例如，10 CFR 100.11，“禁区、低人口区和人口中心距离的确定”；10 CFR 50.67，“事故源术语”；10 CFR 50.34(a)(1)(iv)；10 CFR 第 50 部分“生产和使用设施的国内许可”附录 A“核电站通用设计标准”中通用设计标准 19“控制室”）以及后续员工指导。通用设计标准 (GDC) 适用于轻水反应堆 (LWR)。非轻水反应堆将具有主要设计标准 (PDC)，其可能有类似的要求。 MELCOR 是桑迪亚国家实验室为 NRC 开发的最先进的计算机代码，用于执行核反应堆严重事故进展和源项分析。MELCOR 是一种灵活的集成计算机代码，旨在描述和跟踪严重事故的演变，以及相关放射性核素在封闭空间（如安全壳或建筑物）内的传输。它是一个知识库，包含价值数亿美元的实验和模型开发，特别关注轻水反应堆现象学以及非轻水反应堆技术的扩展功能。现象识别和排序表 (PIRT) 中已经开发和记录了特定的数据和计算需求，例如与 NGNP 相关的严重事故 (SA) PIRT 以及各种钠冷快堆和熔盐反应堆 PIRT 分析 [1] [2] [3] [4] [5] [6]。相关数据需求已从这些 PIRT 中收集并整合到本报告中。本报告提供了与各种非轻水反应堆设计相关的代码功能状态的高级理解。
SECY-24-0020：先进反应堆计划状态
本文向委员会介绍了美国核管理委员会 (NRC) 工作人员正在进行的活动，以许可和监管该国民用先进反应堆技术，包括非轻水反应堆 (non-LWR) 和轻水小型模块化反应堆 (SMR)。本文向委员会介绍了 2023 日历年 (CY) 先进反应堆许可和准备活动的进展，例如解决关键技术包容性规则制定和政策问题、与现有和潜在申请人及其他利益相关者的互动，以及继续发展必要的专业知识和监管流程，以实现先进核反应堆的创新和商业化。本文不涉及任何新的承诺或资源影响。
nureg-1368
因此，在审查 PRISM 设计时，工作人员建议使用和借鉴为轻水反应堆应用而制定的现行安全法规和指南，在必要时制定附加标准以解决这些设计的独特特性，并要求对其进行评估以提高安全性。此外，工作人员根据委员会在 1993 年 7 月 30 日的《工作人员要求备忘录》中提供的指导，制定了进一步的标准，该备忘录处理了先进反应堆的关键政策问题。在应用现有法规和指南时，工作人员在某些情况下必须解释为轻水反应堆制定的指南，以应用于 PRISM 概念和正在审查的问题。在制定此类
nureg-1368
因此，在审查 PRISM 设计时，工作人员建议使用和借鉴为轻水反应堆应用而制定的现行安全法规和指南，在必要时制定附加标准以解决这些设计的独特特性，并要求对其进行评估以提高安全性。此外，工作人员根据委员会在 1993 年 7 月 30 日的《工作人员要求备忘录》中提供的指导，制定了进一步的标准，该备忘录处理了先进反应堆的关键政策问题。在应用现有法规和指南时，工作人员在某些情况下必须解释为轻水反应堆制定的指南，以应用于 PRISM 概念和正在审查的问题。在制定此类
氢气和化学品生产的综合能源系统
• 评估中西部轻水反应堆制氢可行性，利用现有的 Exelon 工厂通过高温电解生产氢气；将生产的氢气用于多种行业（氨和化肥生产、钢铁制造和燃料电池）（INL/EXT-19-55395）
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。