《核设施退役 1》

第一章 绪论1

第二章核设施退役的方针与政策5

1 引言5

2 退役法规、导则与规划5

3 核设施退役的管理程序6

4 退役计划6

5 关于延迟退役的考虑7

6 关于退役后的考虑8

7 退役中各部门的责任与作用8

8 定义9

9 举例10

1．1 引言11

1．2 影响方案选择的因素11

第三章核设施退役方案11

1 编制方案时考虑的因素11

1．3 方案比较12

2 美国汉福特石墨水冷生产堆退役方案12

2．1 汉福特厂址环境12

2．2 汉福特生产堆简介18

2．3 退役方案的描述和比较32

2．3．1 无措施方案35

2．3．2 立即整体移走方案36

2．3．3 安全封存再延迟整体移走方案42

2．3．4 安全封存再延迟拆除方案46

2．3．5 就地退役方案53

2．3．6 其他退役方案简介56

2．3．7 方案评价57

3 美国希平港核电站退役方案63

4 加拿大600MWeCANDU型核电站退役方案64

4．1 封存64

4．2 封装65

4．3 拆卸和移走65

4．4 环境影响65

4．5 结论66

5 加拿大600MWeCANDU型核电站参考退役方案66

6．2 石墨水冷堆的退役方案67

6 中国石墨水冷堆退役方案67

6．1 石墨水冷反应堆的特点67

6．3 石墨水冷堆退役方案的选择69

6．4 石墨水冷堆退役工作的主要内容和阶段划分73

6．5 几点意见73

7 捷克斯洛伐克博胡尼斯核电站退役方案74

7．1 博胡尼斯A-1核电站简况74

7．2 退役方案74

7．3 退役时间安排75

8 芬兰洛维萨VVER反应堆退役方案75

第四章核设施退役经验介绍77

1 英国石墨堆放射性活度的计算77

2 美国石墨堆放射性活度的计算80

3 德国贡德瑞明根核电站退役现场实验84

3．1 KRB-A核电站大规模去污试验84

3．2 KRB-A核电站地板和墙壁去污深度85

3．3 按反应堆类型和功率大小来评价废物量86

第五章核设施退役技术89

1 NPP拆除时，对工作人员、公众和环境辐射安全的技术保证89

1．1 拆除和去污过程中，对工作人员受辐照剂量的测量、监测和检查89

1．2 环境辐射测量89

1．3 操作方法和测试仪表90

1．4 净化土壤中的放射性核素和重金属90

2 英国温斯凯尔改进型气冷堆的切割技术91

3 日本发电示范堆(JPDR)的拆除技术93

3．1 电弧锯切割93

3．2 切割压力容器93

3．3 压力容器的切割程序94

4 美国退役技术：反应堆压力壳及其内部构件的切割94

5 反应堆工程退役化学去污技术95

5．1 去污的目的95

5．2 污染的机理96

5．3 化学去污方案的选择96

5．4 结束语97

1．2 石墨的特性98

1．1 从石墨气冷堆内钻取石墨样品98

1 法国气冷堆石墨砌体拆除后的处置98

第六章核设施退役废物98

1．3 浸渍工艺100

1．4 浸出率实验102

1．5 废物最后埋葬条件103

1．6 结论104

2 俄国用聚合材料处理堆用石墨和其他放射性固体废物(埋藏)104

3 废物容器106

3．1 瑞士开发的8种装运和贮存容器106

3．2 英国的两种中、低放废物容器107

3．3 德国的高放废物容器108

4 放射性废物110

3．5 中国的退役废物贮存容器110

3．4 美国的高放废物容器110

第七章核设施退役费用114

1 英国降低退役费用的根本途径114

1．1 标准退役方案114

1．2 修改的退役方案115

2 美国核电站退役费用估算115

2．1 现场专用费用估算115

2．1．1 直接费用115

2．1．2 间接费用117

2．1．3 意外费用117

2．2 退役总费用117

3 核设施退役费用分析117