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美国核协会（ANS）标准ANSI/ANS-30.3- ...
ANS响应＃2：标准代表既定的实践最新技术（例如Nuscale设计认证和标准设计批准应用程序），并有望完全符合现有的NRC轻水反应堆（LWR）法规。此外，该标准在某些领域（例如，风险知名的单个故障标准）提供了指导，设计人员可以在案例基础上对特定法规或指导进行例外。第11节，“基于绩效的决策”，“基于绩效的决策”，描述了设计师如何为出发或例外的理由发展这种理由，而这是根据现有法规允许的。通过对NRC注释＃5（10 CFR 50.69）和＃7（10 CFR 50.47）的回答来解决其他具体评论。
临时工作人员指导 - DANU-ISG-2022-01，先进反应堆应用内容项目，“风险知情、技术包容的先进反应堆应用审查 - 路线图”
临时工作人员指导 基于风险、技术包容的先进反应堆应用审查——路线图 DANU-ISG-2022-01 目的 美国核管理委员会 (NRC) 工作人员提供此临时工作人员指导 (ISG) 有两个原因。首先，本 ISG 提供指导以促进根据《联邦法规》第 10 篇 (10 CFR) 第 50 部分“国内生产和利用设施许可”(参考文献 1) 准备非轻水反应堆 (non-LWR) 的建造许可证 (CP) 或运营许可证 (OL) 申请，或根据 10 CFR 第 52 部分“核电站的许可、认证和批准”(参考文献 2) 准备联合许可证 (COL)、制造许可证 (ML)、标准设计批准 (SDA) 和设计认证 (DC)。 1 其次，本 ISG 为 NRC 工作人员提供了如何审查此类申请的指导。截至本 ISG 发布之日，NRC 正在制定一项规则以修订 10 CFR 第 50 和 52 部分（RIN 3150-Al66）。NRC 工作人员指出，本指南可能需要更新以符合通过该规则制定而采用的 10 CFR 第 50 和 52 部分的变更（如果有）。此外，截至本 ISG 发布之日，NRC 正在制定一个可选的基于性能、包含技术的监管框架，用于为指定为 10 CFR 第 53 部分“先进核反应堆的许可和监管”（RIN 3150-AK31）的核电站颁发许可证。在这些法规颁布后，NRC 工作人员预计本指南将更新并纳入 NRC 的监管指南 (RG) 系列或 NUREG 系列文件，以解决本文件中许可流程特有的申请考虑内容。本 ISG 中的指南提供了 (1) 根据 10 CFR 第 50 部分或 10 CFR 第 52 部分提交的非轻水反应堆申请应包含的信息的概述；(2) 为 NRC 工作人员提供的审查路线图，主要目的是确保工作人员审查的一致性、质量和统一性；以及 (3) 明确定义的基础，工作人员可以据此评估审查范围的拟议差异（例如，CP 与 OL）。本 ISG 中描述的信息的具体部分主要与 RG-1.233 中认可的许可现代化项目 (LMP) 方法一致，RG-1.233 是“非轻水反应堆许可、认证和批准申请许可基础和内容的技术包容性、风险知情和基于绩效的方法指南”，于 2020 年 6 月发布（参考文献 3），作为申请人在开发申请部分时可以使用的一种可接受流程。尽管如此，本 ISG 中的概念和一般信息也可用于审查使用其他方法（如适用）提交的申请，例如基于最大假设事故或确定性方法的方法。其他
植物育种和遗传通讯，第51号，2023年7月
近年来，对熔融盐反应堆的全球兴趣重新引起了人们的兴趣 - 熔融盐燃料和/或冷却的高级反应堆以及与这些反应器的设计和技术有关的活动数量正在增长。熔融盐反应堆是IV代国际论坛进行进一步研发的六种反应堆技术之一。该技术适用于小型模块化反应堆，在安全，环境，经济学和不扩散方面，预计熔融盐反应器将比轻水反应堆具有优势。高运行温度，导致发电，被动衰减排热量和柔性燃料周期的效率提高是该反应堆技术的其他好处。
RIL 2021-16，“先进反应堆和工厂现代化数字孪生应用支持技术研讨会论文集
为期三天的研讨会由五场技术会议和小组会议组成，来自众多国家和国际组织的 29 位演讲者出席，包括大学、国家实验室、政府机构、核供应商、核工业、先进反应堆开发商和数字孪生开发商。研讨会吸引了来自全球各地的 324 名参与者，为核工业和数字孪生利益相关者提供了一个论坛，讨论数字孪生和数字孪生支持技术（如先进传感器和仪器、数据分析、机器学习和人工智能）在当前轻水反应堆 (LWR) 机组和先进反应堆设计中的应用。研讨会还概述了核工业监管实现数字孪生的下一步措施。
美国能源部贷款计划办公室在美国的角色...
核能是实现美国竞争力，能源安全和气候目标的重要技术。该行业正处于关键时刻，因为它从研发转变为示范项目和新的反应堆部署。在本世纪初期，美国的核电在很大程度上保持了其现状，其中一些植物和其他工厂的退休金以增加其能力。在2000年代和2010年代后期出现了新的玩家和新颖的核技术。美国第一个先进的轻水反应堆已投入使用，条件有利于翻新和重新启动退休反应堆，而高级非光电反应堆项目的建设活动也开始了。核能行业正在从停滞期开始出现，但仍需要额外的推动力。
第 2024/215 号
朝鲜民主主义人民共和国继续藐视安全理事会的制裁。它进一步发展核武器并生产核裂变材料，尽管其最后一次已知的核试验发生在 2017 年。宁边核试验场的轻水反应堆似乎已投入运行，丰溪里核试验场的活动仍在继续。至少发射了七枚弹道导弹（一枚三级洲际弹道导弹、一枚可能的中程弹道导弹和五枚短程弹道导弹）。在两次失败的尝试后，该国成功地利用弹道导弹技术将一颗军事观测卫星送入轨道。其导弹库中又增加了一艘“战术核攻击潜艇”（改装的柴油潜艇）。专家小组继续调查可能违反制裁的无形技术转让。
ASME 第 III 条对安全或风险贡献最小的物品的替代要求
轻水反应堆机组首次建造时，系统、结构和部件被确定性地分为两类：安全相关或非安全相关。这些分类决定了建造是否符合核法规（安全相关）或工业法规（非安全相关）。当前的法规和规范最初是基于这种方法制定的。20 世纪 90 年代中期，开始从确定性规则转向基于评估堆芯损坏频率 (CDF) 和大型早期释放频率 (LERF) 的风险知情方法。这种转变主要是出于确保将工厂资源引导到对工厂安全案例风险最高、影响最大的领域的愿望。
RPT-24-76187-启动-物理-测试-先进...
本报告记录了过去先进反应堆启动物理测试项目从初始燃料装载到全功率提升的启动物理测试。审查包括对测量了哪些核物理数据、测量这些数据的原因、测量方法以及与当时预测反应堆性能计算的一致性的评估。本次审查的目的是为未来计划在国家反应堆创新中心进行演示的先进反应堆建立测试纳入历史先例。历史审查包括被认为与当前轻水反应堆设计有显著不同的反应堆设计，或使用简化、固有、被动或其他创新手段来实现其安全功能的反应堆设计。
最终安全分析报告，“标准化 NUHOMS® 辐照核燃料水平模块化储存系统”，第 1 卷（共 4 卷）。
本最终安全分析报告（编号 NUH-003，修订版 8，NRC 档案编号 72-1004）为标准化 NUHOMS® 轻水反应堆废核燃料组件储存系统提供了通用安全分析。该系统可在被动式独立废燃料储存设施 (ISFSI) 中安全地干燥储存废燃料，完全符合 IOCFR72 和 ANSI 57.9 的要求。相关的 NUHOMS®-24P 专题报告（编号 NUH-002，修订版 IA，NRC 项目编号 M-49）于 1989 年 4 月 21 日获得美国核管理委员会批准。原始 NUHOMS'-07P 专题报告（编号 NUH-001，修订版 IA，NRC 项目编号 M-39）于 1986 年 3 月 28 日获得美国核管理委员会批准。
先进反应堆材料挑战赛
先进反应堆概述先进反应堆设计通常在燃料形式、冷却剂或部署模型方面具有与现有轻水反应堆不同的属性。这包括水冷小型模块化反应堆 (SMR)、非水冷反应堆（如高温气冷反应堆或熔盐反应堆）和各种微反应堆概念。这些技术在安全性、经济性、性能和长期能源安全方面可能比当前的发电技术有实质性的改进。随着全球深度脱碳努力的持续发展，人们对先进反应堆作为一种无碳、可靠、经济且固有安全的发电和供热来源的兴趣日益浓厚。这些特性源于温度和环境的差异，这需要替代材料适应更高甚至更严酷的操作条件。