payamvha/North_RAG huggingface dataset:
از نوع CNP-300 است. با اجرای اصلاحات اقتصادی چین، تقاضا برای گسترش بخش برق افزایش یافت. در چارچوب برنامه پنج‌ساله دهم چین (۲۰۰۵–۲۰۰۱)، بخش مهمی از سیاست انرژی آن کشور عبارت بود از: «تضمین امنیت انرژی، بهینه‌سازی ترکیب انرژی، بهبود بهره‌وری انرژی، و حفاظت از محیط‌زیست.» تا سال ۲۰۰۲، چین دارای دو نیروگاه هسته‌ای فعال بود. در سال ۲۰۰۷، دولت هو جینتائو هدفی برای دو برابر کردن سهم انرژی هسته‌ای در ظرفیت نصب‌شده برق کشور تعیین کرد که منجر به رشد چشمگیر فرصت‌های تجاری در بخش انرژی هسته‌ای چین شد. در سال ۲۰۱۲، هو
در بخش انرژی هسته‌ای چین شد. در سال ۲۰۱۲، هو جینتائو بر «نقش غیرقابل جایگزین انرژی هسته‌ای در تضمین امنیت انرژی و مقابله با تغییرات اقلیمی» تأکید کرد. ۲۰۱۳ – تاکنون. طرح ایمنی هسته‌ای سال ۲۰۱۳ بیان می‌کرد که از سال ۲۰۱۶ به بعد تنها ساخت رآکتور نسل سه آغاز خواهد شد و تا آن زمان تنها تعداد بسیار کمی از نیروگاه‌های نسل دوم پلاس ساخته خواهند شد. در سال ۲۰۱۴، چین همچنان برنامه داشت که تا سال ۲۰۲۰ ظرفیت ۵۸ گیگاوات را محقق کند. اما به دلیل بازبینی‌های انجام‌شده پس از حادثه اتمی فوکوشیما در ژاپن، تعداد کمی نیروگاه
از حادثه اتمی فوکوشیما در ژاپن، تعداد کمی نیروگاه از سال ۲۰۱۵ آغاز به ساخت کردند و این هدف محقق نشد. در سال ۲۰۱۹، چین هدف جدیدی را برای دستیابی به ۲۰۰ گیگاوات ظرفیت تولید برق هسته‌ای تا سال ۲۰۳۵ تعیین کرد، که معادل ۷٫۷٪ از ظرفیت پیش‌بینی‌شدهٔ ۲۶۰۰ گیگاواتی تولید برق کل کشور است. تا پایان دسامبر ۲۰۲۰، تعداد واحدهای هسته‌ای فعال در سرزمین اصلی چین به ۴۹ واحد با ظرفیت نصب‌شدهٔ ۵۱ گیگاوات رسید که از نظر ظرفیت نصب‌شده سوم و از نظر تولید برق دوم در جهان در سال ۲۰۲۰ محسوب می‌شد؛ با وجود ۱۶ واحد در حال ساخت، چین
محسوب می‌شد؛ با وجود ۱۶ واحد در حال ساخت، چین از لحاظ تعداد و ظرفیت واحدهای در حال ساخت برای چندین سال رتبهٔ اول جهان را داشته است. بر پایه برنامه‌ریزی، تا سال ۲۰۳۵ انرژی هسته‌ای باید ۱۰٪ از برق تولیدی کشور را تأمین کند. تا سال ۲۰۲۰، چین ۴۱ رآکتور هسته‌ای دیگر در برنامهٔ ساخت و ۱۶۸ رآکتور پیشنهادی در دست بررسی داشت. رآکتورهای در حال ساخت چین ۲۷٪ از کل رآکتورهای در حال ساخت در جهان را تشکیل می‌دهند. تا سال ۲۰۲۳، برنامه‌های توسعه انرژی هسته‌ای چین بلندپروازانه‌ترین در جهان هستند. در سال ۲۰۲۴، اندیشکده بنیاد
در جهان هستند. در سال ۲۰۲۴، اندیشکده بنیاد فناوری اطلاعات و نوآوری اعلام کرد که چین در فناوری نیروگاه‌های هسته‌ای تجاری پیشتاز یا هم‌تراز جهانی است و در فناوری رآکتور نسل ۴ احتمالاً ۱۰ تا ۱۵ سال جلوتر از بقیه کشورها است. فناوری‌های رآکتور. فناوری وارداتی. رآکتورهای CANDU. در سال ۱۹۹۸ ساخت دو رآکتور رآکتور کاندو به ظرفیت ۷۲۸ مگاوات که توسط AECL طراحی شده بودند، در نیروگاه هسته‌ای گینشان آغاز شد. نخستین واحد در سال ۲۰۰۲ و دومین در سال ۲۰۰۳ به شبکه متصل شدند. رآکتورهای CANDU می‌توانند از اورانیوم بازیافت‌شده
رآکتورهای CANDU می‌توانند از اورانیوم بازیافت‌شده با کیفیت پایین که از رآکتورهای متعارف به‌دست آمده، به‌عنوان سوخت استفاده کنند و بدین ترتیب موجودی سوخت هسته‌ای مصرف‌شده چین را کاهش دهند. VVER. شرکت روسی Atomstroyexport پیمانکار اصلی و تأمین‌کننده تجهیزات برای نیروگاه‌های AES-91 در نیروگاه هسته‌ای تیانوان بود که از نسخه V-428 رآکتور رآکتور انرژی آبی-آبی با ظرفیت ۱۰۶۰ مگاوات استفاده می‌کردند. ساخت این رآکتورها در سال ۱۹۹۹ آغاز شد. دو واحد دیگر در تیانوان که در سال ۲۰۱۲ راه‌اندازی شدند، از همان نسخه
که در سال ۲۰۱۲ راه‌اندازی شدند، از همان نسخه VVER-1000 بهره می‌برند. در ۷ مارس ۲۰۱۹، شرکت ملی هسته‌ای چین (CNNC) و Atomstroyexport قرارداد دقیقی برای ساخت چهار رآکتور انرژی آبی-آبی امضا کردند؛ دو رآکتور در نیروگاه هسته‌ای تیانوان و دو رآکتور در نیروگاه هسته‌ای شودابائو. ساخت آن‌ها قرار است از مه ۲۰۲۱ آغاز شود و بهره‌برداری تجاری از این واحدها بین سال‌های ۲۰۲۶ تا ۲۰۲۸ پیش‌بینی شده است. EPR. در سال ۲۰۰۷، مذاکراتی با شرکت فرانسوی آریوا برای ساخت رآکتورهای نسل سوم EPR آغاز شد. دو رآکتور EPR با ظرفیت ۱۶۶۰
نسل سوم EPR آغاز شد. دو رآکتور EPR با ظرفیت ۱۶۶۰ مگاوات توسط آریوا در نیروگاه هسته‌ای تایشان ساخته شد و ساخت آن‌ها از سال ۲۰۰۹ آغاز گردید. AP1000. رآکتور AP1000 ساخت شرکت Westinghouse قرار بود مبنای اصلی حرکت چین به سوی فناوری نسل سوم باشد. در ژوئیه ۲۰۱۸، نخستین رآکتور AP1000 از میان چهار رآکتور برنامه‌ریزی‌شده به شبکه برق متصل شد. پس از ورشکستگی Westinghouse در سال ۲۰۱۷، در سال ۲۰۱۹ تصمیم گرفته شد که در نیروگاه هسته‌ای ژانگژو به‌جای AP1000 از هوالونگ وان استفاده شود. توسعه‌های چینی. سری CNP / ACP.
وان استفاده شود. توسعه‌های چینی. سری CNP / ACP. رآکتورهای سری CNP رآکتور نسل دو (و نسخهٔ بعدی آن رآکتور نسل سه به نام ACP)، مجموعه‌ای از رآکتور هسته‌ایهایی بودند که توسط شرکت ملی هسته‌ای چین (CNNC) توسعه یافتند و پیش‌درآمدی برای طراحی جدیدتر هوالونگ وان به‌شمار می‌روند. سری CNP از رآکتور نسل دو با طراحی CNP-300 آغاز شد که یک رآکتور آب‌فشرده و نخستین طراحی بومی رآکتور در چین بود. اولین واحد آن در سال ۱۹۹۱ در نیروگاه هسته‌ای گینشان وارد مدار شد. نسخه‌ای بزرگ‌تر از این رآکتور به نام CNP-600 با استفاده از
از این رآکتور به نام CNP-600 با استفاده از تجربیات CNP-300 و طراحی رآکتور M310 که در نیروگاه هسته‌ای خلیج دیا به کار رفته بود، توسعه یافت. این رآکتور در نیروگاه هسته‌ای چانگ‌جیانگ نصب شد و دو واحد آن به‌ترتیب در سال‌های ۲۰۱۵ و ۲۰۱۶ به بهره‌برداری رسیدند. نسخهٔ نسل سومی به نام ACP-600 نیز توسعه یافت ولی هیچ‌گاه ساخته نشد. نسخهٔ سه‌حلقه‌ای با توان ۱۰۰۰ مگاوات از این رآکتور با نام CNP-1000 از دهه ۱۹۹۰ با همکاری شرکت‌های Westinghouse و Framatome (اکنون آریوا) در حال توسعه بود. چهار واحد از رآکتور CNP-1000 در
در حال توسعه بود. چهار واحد از رآکتور CNP-1000 در نیروگاه هسته‌ای فوچینگ ساخته شدند. ادامه توسعه این مدل متوقف شد و تمرکز بر روی ACP-1000 قرار گرفت. در سال ۲۰۱۳، چین اعلام کرد که رآکتور نسل سه ACP-1000 را به‌طور مستقل طراحی کرده و ادعای مالکیت کامل معنوی بر آن دارد. با این حال، به دلیل موفقیت پروژه هوالونگ وان، تا کنون هیچ رآکتور ACP-1000 ساخته نشده است. در ابتدا قرار بود CNNC از ACP-1000 در واحدهای ۵ و ۶ نیروگاه هسته‌ای فوچینگ استفاده کند اما در نهایت به هوالونگ وان تغییر مسیر داد.
مرز تعریف‌شده توسط نرم‌افزار (به انگلیسی: "Software-defined perimeter") محیط امنیتی تعریف‌شده با نرم‌افزار (به انگلیسی: Software-defined perimeter یا به‌اختصار SDP) که گاهی با عنوان ابر سیاه (Black Cloud) نیز شناخته می‌شود، روشی برای ارتقای امنیت رایانه‌ای است. چارچوب SDP توسط اتحاد امنیت ابری (Cloud Security Alliance) توسعه یافته‌است تا دسترسی به منابع را بر اساس هویت کنترل کند. در یک معماری SDP، اتصال بر پایهٔ مدل «دانستن در صورت نیاز» (Need-to-Know) انجام می‌شود؛ به این معنا که هم وضعیت دستگاه و هم هویت
می‌شود؛ به این معنا که هم وضعیت دستگاه و هم هویت کاربر پیش از صدور مجوز دسترسی به زیرساخت‌های کاربردی بررسی می‌گردد. زیرساخت برنامه‌ها در معماری SDP عملاً «سیاه» در نظر گرفته می‌شود—اصطلاحی که وزارت دفاع ایالات متحده برای توصیف زیرساختی غیرقابل شناسایی به‌کار برده که فاقد اطلاعات قابل رؤیت DNS یا آدرس‌های IP است. طرفداران این سیستم‌ها ادعا می‌کنند که SDP بسیاری از حملات رایج مبتنی بر شبکه را کاهش می‌دهد، از جمله: اسکن سرور، حمله انکار سرویس، تزریق اس‌کیوال، سوءاستفاده از آسیب‌پذیری‌های سیستم‌عامل و
سوءاستفاده از آسیب‌پذیری‌های سیستم‌عامل و نرم‌افزار، حمله مرد میانی، «pass-the-hash»، «pass-the-ticket» و سایر حملات از سوی کاربران غیرمجاز. پیش‌زمینه. محیط امنیتی تعریف‌شده با نرم‌افزار. یک SDP روش‌شناسی امنیتی‌ای است که دسترسی به منابع را بر پایهٔ هویت کاربر و وضعیت دستگاه کنترل می‌کند. این مدل از رویکرد «اعتماد صفر» (Zero Trust) پیروی می‌کند؛ به‌گونه‌ای که هر دو عامل (هویت و وضعیت دستگاه) پیش از صدور مجوز دسترسی به برنامه‌ها اعتبارسنجی می‌شوند. این روش تلاش می‌کند زیرساخت‌های داخلی را از دید اینترنت
تلاش می‌کند زیرساخت‌های داخلی را از دید اینترنت پنهان نگه دارد و سطح حمله برای تهدیدهایی همچون حمله انکار سرویس انکار سرویس (DoS) و اسکن سرور را کاهش دهد. مقایسه امنیت سنتی و محیط امنیتی تعریف‌شده با نرم‌افزار. امنیت شبکه سنتی معمولاً بر اساس یک محیط پیرامونی ثابت استوار است که معمولاً با دیوارهٔ آتش محافظت می‌شود. اگرچه این روش خدمات داخلی را ایزوله می‌کند، اما با افزایش موارد زیر آسیب‌پذیر می‌شود: SDPها این مشکلات را با روش‌های زیر حل می‌کنند: معماری و جریان کاری SDP. یک SDP شامل دو مؤلفهٔ اصلی است: روند
کاری SDP. یک SDP شامل دو مؤلفهٔ اصلی است: روند کاری به‌طور معمول شامل موارد زیر است: مراحل اجرای معماری SDP. فرآیند راه‌اندازی معماری SDP معمولاً شامل مراحل زیر است: مدل‌های استقرار SDP. راهکارهای مختلفی برای استقرار SDP وجود دارد که هر یک برای سناریوهای خاصی مناسب هستند: کاربردهای SDP. SDP در شرایط مختلف مزایای امنیتی ارائه می‌دهد: نتیجه‌گیری. محیط‌های امنیتی تعریف‌شده با نرم‌افزار رویکردی پویا به امنیت شبکه ارائه می‌دهند و با اصول اعتماد صفر سازگارند. این محیط‌ها می‌توانند امنیت را برای محیط‌های
این محیط‌ها می‌توانند امنیت را برای محیط‌های درون‌سازمانی، ابری و ترکیبی بهبود بخشند. منابع. &lt;references&gt;
تأمین انرژی هسته‌ای در کانادا از طریق ۱۹ راکتور تجاری با ظرفیت خالص ۱۳٫۵ گیگاوات (GW) صورت می‌گیرد که در مجموع ۹۵٫۶ تراوات‌ساعت (TWh) برق تولید می‌کنند و این مقدار در سال ۲۰۱۵ معادل ۱۶٫۶٪ از کل تولید برق کشور بود. به جز یکی، همهٔ این راکتورها در انتاریو قرار دارند، جایی که در سال ۲۰۱۹، ۶۱٪ از برق استان (۹۰٫۴ TWh) را تولید کردند. هفت راکتور کوچک‌تر نیز برای پژوهش و تولید رادیوداروها برای استفاده در پزشکی هسته‌ای به کار می‌روند. تمام راکتورهای فعال فعلی در کانادا از نوع رآکتور آب سنگین فشرده (PHWR) با طراحی
از نوع رآکتور آب سنگین فشرده (PHWR) با طراحی بومی، یعنی راکتور کندو هستند. راکتورهای CANDU به کشورهای هند، مجتمع برق هسته‌ای کراچی، نیروگاه هسته‌ای امبالز، نیروگاه هسته‌ای ولسئونگ، نیروگاه هسته‌ای سرناودا، و نیروگاه هسته‌ای گینشان صادر شده‌اند. با اینکه (تا سال ۲۰۲۲) هیچ برنامه‌ای برای ساخت CANDU جدید در کانادا یا دیگر کشورها وجود ندارد، کانادا همچنان پیشگام فناوری راکتورهای آب سنگین و سوخت اورانیوم طبیعی باقی مانده است. خط IPHWR هند، نسخه بومی‌شدهٔ راکتور CANDU است، در حالی‌که تنها شمار اندکی راکتور آب
CANDU است، در حالی‌که تنها شمار اندکی راکتور آب سنگین فشرده مستقل از خط CANDU ساخته شده‌اند، عمدتاً در نیروگاه هسته‌ای اتوچا در آرژانتین. تاریخچه. صنعت هسته‌ای (متفاوت از صنعت اورانیوم) در کانادا به سال ۱۹۴۲ بازمی‌گردد، زمانی‌که آزمایشگاه مشترک بریتانیا-کانادا به نام آزمایشگاه مونترآل در مونترآل، استان کبک، تحت مدیریت شورای ملی پژوهش کانادا برای طراحی یک راکتور هسته‌ای آب سنگین تأسیس شد. این راکتور به نام راکتور تحقیقاتی ملی (NRX) شناخته شد و پس از ساخت، قدرتمندترین راکتور تحقیقاتی جهان بود. راکتورهای
قدرتمندترین راکتور تحقیقاتی جهان بود. راکتورهای آزمایشی. در سال ۱۹۴۴، ساخت راکتور آزمایشی کوچک‌تر ZEEP (راکتور آزمایشی انرژی صفر) در آزمایشگاه‌های هسته‌ای چاک ریور در انتاریو تصویب شد و در ۵ سپتامبر ۱۹۴۵، ساعت ۳:۴۵ بعدازظهر، ZEEP با توان ۱۰ وات، نخستین واکنش زنجیره‌ای هسته‌ای پایدار خارج از ایالات متحده را رقم زد. در سال ۱۹۴۶، آزمایشگاه مونترآل تعطیل شد و ادامهٔ کار به آزمایشگاه‌های هسته‌ای چاک ریور منتقل شد. با استفاده از داده‌های حاصل از ZEEP، راکتور تحقیقاتی NRX—که از اورانیوم طبیعی و آب سنگین استفاده
NRX—که از اورانیوم طبیعی و آب سنگین استفاده می‌کرد—در ۲۲ ژوئیه ۱۹۴۷ راه‌اندازی شد. این راکتور به مدت ۴۳ سال فعالیت داشت و ایزوتوپ پرتوزا تولید می‌کرد، در توسعهٔ سوخت و مواد برای راکتورهای CANDU به کار می‌رفت، و نوترون برای آزمایش‌های فیزیک فراهم می‌کرد. در سال ۱۹۵۷، راکتور بزرگ‌تر ۲۰۰ مگاوات (MW) راکتور جهانی تحقیقاتی ملی (NRU) به آن پیوست. از سال ۱۹۶۷ تا ۱۹۷۰، کانادا راکتور آزمایشی کوچک‌تری به نام SLOWPOKE (سرواژهٔ Safe LOW-POwer Kritical Experiment) توسعه داد. نخستین نمونهٔ آن در چاک ریور ساخته شد و
داد. نخستین نمونهٔ آن در چاک ریور ساخته شد و نمونه‌های متعددی عمدتاً برای پژوهش ساخته شدند. دو SLOWPOKE هنوز در کانادا در حال کار هستند؛ یکی در کینگستون، انتاریو، و دیگری در اکول پلی‌تکنیک مونترآل که از سال ۱۹۷۶ فعال است. نیروگاه‌های هسته‌ای. در سال ۱۹۵۲، دولت کانادا شرکت انرژی اتمی کانادا (AECL) را به عنوان یک شرکت دولتی تأسیس کرد تا استفاده‌های صلح‌آمیز از انرژی هسته‌ای را توسعه دهد. شراکتی بین AECL، انتاریو هیدرو و جنرال الکتریک کانادا شکل گرفت تا نخستین نیروگاه هسته‌ای کانادا، یعنی Nuclear Power
نخستین نیروگاه هسته‌ای کانادا، یعنی Nuclear Power Demonstration (NPD) را بسازند. NPD با ظرفیت ۲۰ MWe در ژوئن ۱۹۶۲ راه‌اندازی شد و مفاهیم منحصربه‌فردی چون سوخت‌گذاری در زمان کار، استفاده از اورانیوم طبیعی و آب سنگین به عنوان کندکننده نوترون و خنک‌کننده را به نمایش گذاشت. این ویژگی‌ها پایه‌گذار توسعهٔ راکتورهای توانمند کاندو (سرواژهٔ CANada Deuterium Uranium) شدند که در کانادا و دیگر کشورها ساخته و بهره‌برداری شدند. از سال ۱۹۶۱، AECL ساخت ۲۴ راکتور تجاری CANDU در انتاریو، استان کبک و نیوبرانزویک را رهبری
در انتاریو، استان کبک و نیوبرانزویک را رهبری کرد. نخستین راکتور CANDU در مقیاس کامل در ۲۶ سپتامبر ۱۹۶۸ در داگلاس پوینت در ساحل دریاچه هیوران، انتاریو، وارد مدار شد. دو سال بعد، راکتور مشابهی اما با طراحی متفاوت در رودخانه سن‌لوران، استان کبک راه‌اندازی شد. راکتور جنتیلی-۱ نمونهٔ آزمایشی CANDU-راکتور آب جوشان بود که با هدف کاهش هزینه و پیچیدگی طراحی شده بود. این راکتور پس از تنها ۱۸۰ روز کار مفید در طول نزدیک به ۷ سال (با ضریب ظرفیت ۵٫۷٪)، در ژوئن ۱۹۷۷ تعطیل شد. داگلاس پوینت نیز با وجود ضریب ظرفیت پایین
شد. داگلاس پوینت نیز با وجود ضریب ظرفیت پایین ۵۵٫۶٪ و مشکلات بهره‌برداری، از نظر مالی ناکارآمد بود و در مه ۱۹۸۴ تعطیل شد. در اوت ۱۹۶۴، Ontario Hydro تصمیم گرفت نخستین نیروگاه هسته‌ای بزرگ مقیاس در کانادا را در پیکرینگ، انتاریو در کنار دریاچه انتاریو، تنها ۳۰ کیلومتر دورتر از مرکز تورنتو، برای صرفه‌جویی در هزینه‌های انتقال برق بسازد. برای کاهش هزینه‌ها، راکتورها سامانه‌های ایمنی را با هم به اشتراک گذاشتند، از جمله ساختمان مهارکننده و سامانه خنک‌کننده اضطراری قلب راکتور. نیروگاه هسته‌ای پیکرینگ در سال ۱۹۷۱
قلب راکتور. نیروگاه هسته‌ای پیکرینگ در سال ۱۹۷۱ با هزینه‌ای معادل ۷۱۶ میلیون دلار (۱۹۶۵) آغاز به کار کرد. این نیروگاه پس از آن با ساخت نیروگاه هسته‌ای بروس در سال ۱۹۷۷ و با هزینه‌ای معادل ۱٫۸ میلیارد دلار در همان محل راکتور داگلاس پوینت، ادامه یافت. از سال ۱۹۸۳، چهار راکتور جدید «بی» به واحدهای موجود پیکرینگ افزوده شد، که همگی زیرساخت مشترکی با راکتورهای «ای» داشتند. هزینه نهایی این چهار راکتور جدید ۳٫۸۴ میلیارد دلار (۱۹۸۶) بود. به‌طور مشابه، از سال ۱۹۸۴، چهار راکتور جدید با هزینه‌ای معادل ۶ میلیارد دلار
چهار راکتور جدید با هزینه‌ای معادل ۶ میلیارد دلار به مجموعه بروس افزوده شد که این‌بار در ساختمانی جداگانه و با زیرساخت مشترک مخصوص به خودشان ساخته شدند. پس از یک حادثه از دست دادن خنک‌کننده در راکتور A2 پیکرینگ در اوت ۱۹۸۳، چهار راکتور در فاصله ۱۹۸۳ تا ۱۹۹۳ لوله‌های فشاری‌شان تعویض شد که هزینه آن ۱ میلیارد دلار (۱۹۸۳) بود. با توجه به اینکه بیشتر توسعه انرژی هسته‌ای در انتاریو رخ می‌داد، ملی‌گرایان کبکی نیز مشتاق بودند تا از این فناوری امیدوارکننده بهره‌مند شوند. هیدرو-کبک در ابتدا برنامه داشت تا ۴۰ راکتور
شوند. هیدرو-کبک در ابتدا برنامه داشت تا ۴۰ راکتور در استان بسازد، اما دولت در عوض پروژه‌های عظیم برق آبی را در دستور کار قرار داد (رجوع شود به پروژه خلیج جیمز). در پایان دهه ۱۹۷۰، افکار عمومی نسبت به انرژی هسته‌ای تغییر کرد و تنها یک راکتور جدید در ژانتیی تا سال ۱۹۸۳ عملیاتی شد. در همان سال، راکتور دیگری در نیروگاه هسته‌ای پوینت لپرو، استان نیوبرانزویک، به بهره‌برداری رسید؛ استانی که از زمان بحران نفتی ۱۹۷۳ در پی تنوع‌بخشی به منابع انرژی خود بود. در سال ۱۹۷۷، ساخت نیروگاهی جدید در نزدیکی تورنتو به نام
۱۹۷۷، ساخت نیروگاهی جدید در نزدیکی تورنتو به نام نیروگاه هسته‌ای دارلینگتون تصویب شد و قرار بود در سال ۱۹۸۸ با هزینه تخمینی ۳٫۹ میلیارد دلار (۱۹۷۸) تکمیل شود. پس از کشمکش‌های فراوان، آخرین واحد نیروگاه پنج سال دیرتر وارد مدار شد. تا آن زمان، هزینه پروژه به ۱۴٫۴ میلیارد دلار (۱۹۹۳) افزایش یافته بود. در پی این افزایش هزینه، پروژه نیروگاه دارلینگتون B لغو شد. در این مقطع، ناوگان عملیاتی راکتورهای هسته‌ای کانادا شامل ۸ واحد در سایت پیکرینگ، ۸ واحد در بروس، ۴ واحد در دارلینگتون، یک واحد در ژانتیی در کبک، و یک
در دارلینگتون، یک واحد در ژانتیی در کبک، و یک واحد در پوینت لپرو در نیوبرانزویک بود که مجموع ظرفیت نصب‌شده عملیاتی به ۱۴٫۷ گیگاوات برق می‌رسید. نوسازی یا تعطیلی. تا سال ۱۹۹۵، واحدهای Pickering و Bruce A نیازمند نوسازی بودند؛ زیرا پس از ۲۵ سال بهره‌برداری در توان کامل مؤثر، لوله‌های سوخت دچار شکنندگی شده بودند و خطر پارگی آن‌ها افزایش یافته بود و باید تعویض می‌شدند. نخستین راکتوری که تعطیل شد، واحد ۲ Bruce A بود که در نوامبر ۱۹۹۵ به دلیل یک حادثه تعمیراتی از مدار خارج شد. پس از انتقادها از مدیریت
از مدار خارج شد. پس از انتقادها از مدیریت نیروگاه‌های Ontario Hydro و مجموعه‌ای از رخدادها، در ۳۱ دسامبر ۱۹۹۷، چهار راکتور A در پیکرینگ و واحد ۱ در Bruce A به‌طور ناگهانی تعطیل شدند. سه ماه بعد، دو واحد باقی‌مانده Bruce A نیز خاموش شدند. بیش از ۵ گیگاوات از ظرفیت برق انتاریو به‌طور ناگهانی از مدار خارج شد، اما در آن زمان برنامه‌ریزی شده بود که این راکتورها با فاصله‌های شش‌ماهه از ژوئن ۲۰۰۰ مجدداً وارد مدار شوند. در سال ۱۹۹۹، شرکت بدهکار Ontario Hydro جای خود را به Ontario Power Generation (OPG) داد. سال
خود را به Ontario Power Generation (OPG) داد. سال بعد، OPG نیروگاه‌های Bruce A و B را به Bruce Power، کنسرسیومی به رهبری بریتیش انرژی، اجاره داد. راکتورهای A4 و A1 پیکرینگ بین سال‌های ۱۹۹۹ تا ۲۰۰۳ و ۲۰۰۴ تا ۲۰۰۵ نوسازی شدند. برای جلوگیری از کمبود برق در حین حذف نیروگاه سوخت فسیلی در انتاریو، واحدهای ۳ و ۴ Bruce A در ژانویه ۲۰۰۴ و اکتبر ۲۰۰۳ بدون نوسازی به مدار بازگشتند و سپس واحدهای ۱ و ۲ نیز با صرف هزینه ۴٫۸ میلیارد دلار (۲۰۱۰) به‌طور کامل نوسازی شدند. از مجموع ۸ واحدی که تعطیل شده بودند، چهار واحد نوسازی
۸ واحدی که تعطیل شده بودند، چهار واحد نوسازی شدند، دو واحد بدون نوسازی مجدداً راه‌اندازی شدند، و دو واحد (Pickering A2 و A3) به‌طور دائم تعطیل شدند. در آوریل ۲۰۰۸، نوسازی در پوینت لپرو آغاز شد و پیش‌بینی می‌شد در سپتامبر ۲۰۰۹ با هزینه ۱٫۴ میلیارد دلار به پایان برسد. این پروژه با تأخیرهای متعدد مواجه شد و سه سال دیرتر از موعد، با هزینه‌ای بسیار فراتر از برآورد اولیه، به پایان رسید. در آگوست ۲۰۰۸، Hydro-Québec نیز تصمیم گرفت ژانتیی-۲ را از سال ۲۰۱۱ نوسازی کند. اما به دلیل تأخیر در بازسازی پوینت لپرو و دلایل
اما به دلیل تأخیر در بازسازی پوینت لپرو و دلایل اقتصادی در استانی با مازاد برق برق آبی در کانادا، این نیروگاه در دسامبر ۲۰۱۲ برای همیشه تعطیل شد. این نیروگاه قرار است ۴۰ سال آینده به حالت غیرفعال باقی بماند و سپس برچیده شود. پس از حادثه اتمی فوکوشیما، کمیسیون ایمنی هسته‌ای کانادا (CNSC) دستور داد که همه بهره‌برداران راکتور، برنامه‌های ایمنی خود را بازبینی کرده و تا پایان آوریل ۲۰۱۱ پیشنهادهای بهبود را ارائه دهند. آژانس بین‌المللی انرژی اتمی (IAEA) بعدها ارزیابی‌ای از واکنش CNSC به رویدادهای نیروگاه
ارزیابی‌ای از واکنش CNSC به رویدادهای نیروگاه فوکوشیمای ژاپن انجام داد و نتیجه گرفت که این واکنش «سریع، قوی و جامع بوده و می‌تواند به‌عنوان یک الگوی خوب برای دیگر نهادهای نظارتی مورد استفاده قرار گیرد». بازسازی‌های گسترده. تا سال ۲۰۲۲، شرکت OPG برنامه داشت که دو واحد Pickering A را تا سال ۲۰۲۴ خاموش کند و واحدهای Pickering B را تا سال ۲۰۲۶ به کار ادامه دهد. با این حال، OPG برنامه عملیاتی خود را بازبینی کرد و تصمیم گرفت که واحدهای Pickering B بتوانند تا سال ۲۰۲۶ به فعالیت خود ادامه دهند و در حال ارزیابی
۲۰۲۶ به فعالیت خود ادامه دهند و در حال ارزیابی امکان‌سنجی بازسازی چهار واحد Pickering B و افزودن ۳۰ سال عمر عملیاتی به آنها است. در همین حال، راکتورهای دارلینگتون به تدریج تحت بازسازی کامل ۱۲٫۸ میلیارد دلاری قرار دارند که در حال حاضر بر روی واحدهای ۱ و ۳ در حال انجام است و واحد ۲ بازسازی موفقیت‌آمیزی را در سال ۲۰۲۰ به پایان رسانده است. شرکت Bruce Power برنامه مشابهی را برای هشت واحد CANDU-750 خود دنبال خواهد کرد. این پروژه بسیار عظیم از ژانویه ۲۰۲۰ آغاز شده و هزینه آن حدود ۱۳ میلیارد دلار برآورد می‌شود.
و هزینه آن حدود ۱۳ میلیارد دلار برآورد می‌شود. راکتورهای تازه بازسازی‌شده دارلینگتون و بروس باید حداقل تا سال ۲۰۵۰ و تا سال ۲۰۶۴ به کار ادامه دهند. به منظور جبران خاموشی برنامه‌ریزی‌شده تعدادی از راکتورها، دولت انتاریو در ژانویه ۲۰۱۶ تصمیم گرفت تاریخ بازنشستگی نیروگاه Pickering A را به ۲۰۲۴ موکول کند و همزمان امکان بازسازی Pickering B را بررسی کند. پیشنهادات راکتور جدید. افزایش قیمت نفت، ناوگان راکتورهای کهنه، و نگرانی‌های تازه دربارهٔ کاهش گاز گلخانه‌ای باعث شد در اوایل دهه ۲۰۰۰ ساخت راکتورهای جدید در
باعث شد در اوایل دهه ۲۰۰۰ ساخت راکتورهای جدید در سراسر کانادا مطرح شود. اما آنچه به عنوان رونق هسته‌ای دیده می‌شد، کم‌کم کاهش یافت و هیچ ساخت جدیدی آغاز نشد. انتاریو. سایت بروس. در آگوست ۲۰۰۶، Bruce Power درخواست مجوز داد تا سایت بروس را برای ساخت تا چهار واحد نیروگاه هسته‌ای جدید آماده کند. در جولای ۲۰۰۹، این برنامه متوقف شد زیرا کاهش تقاضای برق توجیهی برای افزایش ظرفیت تولید نداشت. Bruce Power به جای آن بازسازی نیروگاه‌های A و B خود را در اولویت قرار داد. سایت دارلینگتون. در سپتامبر ۲۰۰۶، OPG درخواست
سایت دارلینگتون. در سپتامبر ۲۰۰۶، OPG درخواست مجوز داد تا سایت دارلینگتون را برای ساخت تا چهار واحد نیروگاه هسته‌ای جدید آماده کند. طراحی‌های راکتوری که ابتدا برای این پروژه مد نظر بود شامل ACR-1000 از AECL, AP1000 از وستینگهاوس الکتریک و EPR از آریوا بودند. در سال ۲۰۱۱، Enhanced CANDU 6 نیز به رقابت وارد شد و به سرعت به گزینه مورد علاقه OPG تبدیل گردید. در ۱۷ اوت ۲۰۱۲، پس از ارزیابی‌های زیست‌محیطی، OPG مجوز آماده‌سازی سایت را از CNSC دریافت کرد. در سال ۲۰۱۳، پروژه متوقف شد زیرا OPG تصمیم گرفت تمرکز خود را
پروژه متوقف شد زیرا OPG تصمیم گرفت تمرکز خود را بر بازسازی واحدهای موجود دارلینگتون بگذارد. در اکتبر ۲۰۱۳، دولت انتاریو اعلام کرد که پروژه ساخت راکتورهای جدید دارلینگتون بخشی از برنامه بلندمدت انرژی انتاریو نخواهد بود، با اشاره به برآورد هزینه‌های سرمایه‌ای بالا و مازاد انرژی در استان در زمان اعلام. در نوامبر ۲۰۲۰، OPG مجدداً فعالیت‌های صدور مجوز را از سر گرفت، این بار برای ساخت یک رآکتور کوچک مدولار (SMR), که بعداً به سه واحد SMR دیگر مدل BWRX-300 گسترش یافت. آلبرتا. شرکت Energy Alberta Corporation در ۲۷
آلبرتا. شرکت Energy Alberta Corporation در ۲۷ اوت ۲۰۰۷ اعلام کرد که درخواست مجوز ساخت یک نیروگاه هسته‌ای جدید در شمال آلبرتا در Lac Cardinal (۳۰ کیلومتر غرب شهر پییس ریور) داده است، شامل دو راکتور ACR-1000 که در سال ۲۰۱۷ به عنوان منابع بخار و برق برای فرایند استخراج ماسه‌های نفتی انرژی‌بر که از گاز طبیعی استفاده می‌کند، به مدار بیایند. با این حال، یک بررسی پارلمانی پیشنهاد داد که توسعه در این زمینه متوقف شود زیرا این پروژه برای استخراج ماسه‌های نفتی ناکافی خواهد بود. سه ماه پس از اعلام، این شرکت توسط Bruce
بود. سه ماه پس از اعلام، این شرکت توسط Bruce Power خریداری شد که پیشنهاد گسترش نیروگاه به چهار واحد برای مجموع ۴ گیگاوات برق را مطرح کرد. این برنامه‌ها مختل شدند و Bruce در ژانویه ۲۰۰۹ درخواست مجوز Lac Cardinal را پس گرفت و به جای آن سایت جدیدی ۳۰ کیلومتر شمال پییس ریور پیشنهاد داد. در نهایت، در دسامبر ۲۰۱۱، این پروژه جنجالی کنار گذاشته شد. در ۱۵ ژانویه ۲۰۲۴، شرکت Capital Power Corporation آلبرتا قراردادی با Ontario Power Generation امضا کرد تا به صورت مشترک امکان‌سنجی پیاده‌سازی رآکتور کوچک مدولار در
مشترک امکان‌سنجی پیاده‌سازی رآکتور کوچک مدولار در آلبرتا را ارزیابی کنند. ارزیابی‌ها طی دو سال انجام خواهد شد و شامل بررسی قابلیت مقیاس‌پذیری و ساختار مالکیت و بهره‌برداری خواهد بود. ساسکچوان. دولت ساسکچوان با شرکت هیتاچی پاور سیستمز در مورد ساخت یک نیروگاه کوچک هسته‌ای در استان وارد مذاکره شد که شامل یک مطالعه پنج ساله از سال ۲۰۱۱ بود. مطالعه‌ای در سال ۲۰۱۴ حمایت عمومی از انرژی هسته‌ای را نشان داد و به تأمین قابل اعتماد سنگ معدن اورانیوم در استان اشاره کرد، اما استان تمایل چندانی به پیشرفت نداشت و از سال
اما استان تمایل چندانی به پیشرفت نداشت و از سال ۲۰۱۱ تاکنون هیچ سایت مشخصی تعیین نشده است. در ۲۷ ژوئن ۲۰۲۲، شرکت ساسک‌پاور رآکتور کوچک مدولار BWRX-300 را برای احتمال استقرار در اواسط دهه ۱۳۶۰ خورشیدی (میان دهه ۲۰۳۰ میلادی) انتخاب کرد. نیوبرانزویک. در آگوست ۲۰۰۷، کنسرسیومی به نام تیم کاندو مطالعه امکان‌سنجی نصب یک رآکتور پیشرفته کاندو در پوینت لپرو آغاز کرد تا برق ساحل شرقی را تأمین کند. در ژوئیه ۲۰۱۰، دولت نیوبرانزویک و شرکت NB Power قراردادی با آرووا برای بررسی امکان‌سنجی واحد هسته‌ای آب سبک جدید در پوینت
امکان‌سنجی واحد هسته‌ای آب سبک جدید در پوینت لپرو امضا کردند، اما دولت تازه انتخاب‌شده دو ماه بعد این طرح را متوقف کرد. سایر فناوری‌ها. چندین شرکت نوپای کانادایی در حال توسعه طرح‌های جدید تجاری رآکتورهای هسته‌ای هستند. در مارس ۲۰۱۶، شرکت مستقر در اوک‌ویل، انتاریو به نام Terrestrial Energy از دولت کانادا گرنت ۵٫۷ میلیون دلاری دریافت کرد تا توسعه رآکتور نمک گداخته کوچک IMSR خود را پیگیری کند. شرکت Thorium Power Canada Inc. از تورنتو در پی دریافت مجوزهای قانونی برای ساخت یک رآکتور نمایشی جمع‌وجور مبتنی بر
برای ساخت یک رآکتور نمایشی جمع‌وجور مبتنی بر توریم در شیلی است که می‌تواند برای تأمین انرژی یک کارخانه نمک‌زدایی ۲۰ میلیون لیتری در روز استفاده شود. از سال ۲۰۰۲، شرکت General Fusion مستقر در برنابی، بریتیش کلمبیا، ۳۰۰ میلیون دلار از سرمایه‌گذاران عمومی و خصوصی برای ساخت نمونه اولیه نیروگاه همجوشی بر اساس فناوری «همجوشی هدف‌مغناطیسی» جمع‌آوری کرده است که از سال ۲۰۱۷ شروع شده است.
در مسئله‌ی رضایت از محدودیت‌ها (Constraint Satisfaction)، الگوریتم نشان‌گذاری بازگشتی (Backmarking) یکی از گونه‌های بهبود‌یافته‌ی الگوریتم (backtracking) است. الگوریتم نشان‌گذاری بازگشتی مانند الگوریتم بازگشت عمل می‌کند؛ بدین صورت که متغیرها را به ترتیبی مشخص (مثلاً x1​,x2​,…,xn​) به‌صورت تکراری مقداردهی می‌کند. اما تفاوت آن در این است که اطلاعاتی را در مورد آخرین باری که هر متغیر مقداردهی شده است، و اینکه از آن زمان تاکنون چه تغییراتی رخ داده، نگه‌داری می‌کند. به طور دقیق‌تر: نحوه استفاده از اطلاعات برای
به طور دقیق‌تر: نحوه استفاده از اطلاعات برای صرفه‌جویی در بررسی‌ها:. در زمان بازگشت و مقداردهی متغیر xi​=a، الگوریتم نشان‌گذاری بازگشتی دو مقدار را بررسی می‌کند: حالا دو حالت ممکن است پیش بیاید: نکته‌ی مهم:. بر خلاف سایر نسخه‌های بهبودیافته‌ی الگوریتم بازگشت (مانند پیش‌روی (forward checking) یا پراکندگی محدودیت (constraint propagation))، الگوریتم نشان‌گذاری بازگشتی باعث کاهش فضای جستجو نمی‌شود. بلکه تنها تلاش می‌کند تعداد دفعاتی که محدودیت‌ها بررسی می‌شوند را کاهش دهد. ----منابع: