核电厂退役资金管理

核电厂退役资金问题是核电政策、核电管理、退役管理方面的重要问题之一。文章介绍了国外核电厂退役现状,对国外在核电厂退役费用估算、资金提取和管理、保证资金充分性等方面的实践进行了阐述;在简要分析我国核电厂退役资金管理现状的基础上,提出了当前在退役资金方面需要开展的工作。     

核电厂退役标准体系建设需求分析

核电的发展必须考虑将来的退役需求和标准体系建设。文章调研了世界主流核电厂退役的法规标准体系、我国现行的核电厂退役政策及标准体系情况;分析了核电厂退役过程中的主要活动,从而明晰核电厂退役所需的标准要求;在此基础上,提出了我国核电厂退役的结构化标准体系框架及标准建设的关注要素。本文研究成果可供我国核电厂退役标准体系建设进行参考和应用。     

关于我国核电厂退役工作的思考

随着我国核电机组的数量和运行时间的增加，核电厂退役工作越来越重要。如何安全、经济、环保地退役，关系着核工业持续发展，以及生态环境安全和子孙后代的健康。本文从国际核电退役经验反馈和市场发展的角度出发，结合我国核退役规划要求，提出我国未来核电厂退役应开展的重点工作，包括:完善退役相关法规、标准；坚持自主化、企业化、市场化、专业化道路，合作共赢；落实全生命周期对于退役的要求；加快退役关键技术和设备研发；保障退役费用。      

核电厂退役期间的安保

正英国《国际核工程》网站2014年4月23日报道一座退役期间的核电厂更像是一个在建项目而不是一座在运核电厂——除了应当额外关注放射性问题之外。对于退役核电厂,需要使用一种新的安保概念,即一种能够满足在电厂退役各阶段不同的安保需求从而确保退役工作能够得到安全而有效实施的概念。     

核设施退役计划相关问题的讨论

退役计划是核设施在设计阶段就应考虑的一件事情,是在预期核设施运行结束时,对核设施采取的旨在降低或消除核设施残留放射性的指导性文件。与退役实施报告不同,其特点是随着核设施的运行、改造、扩建等,退役计划也要不断地修改和完善,直至退役行动结束。退役计划在审批和许可中应列为必要文件。     

全世界核潜艇退役计划和问题的综述

已达到使用寿命终点的核推进舰船数量在增加。于是就产生了这样的问题：对于这些舰船要做些什么？在这篇文章中，首先讨论了问题的数量级，也就是已建造核船物数量和已退出服役核船的数量。其次讨论退役第一阶段的问题，也就是卸下燃料以及为了最终处置而进行的反应堆部分的准备工作。也包括所涉及的放射性剂量。第三，考虑了最终处置的各种方法；海洋处理；线层陆地埋藏和深层陆地埋藏。最后简要讨论核潜艇退役时所涉及的风险。     

英国伯克利核电厂地下贮存库退役

【《欧洲核综览》春季刊报道】 英国伯克利核电厂是英国首家退役的商业核电厂。该电厂的2座镁诺克斯型(Magnox)气冷堆已被卸料,能拆除的厂房与设备已被拆除。目前这2台机组处于最终拆除前长期管理和维护阶段,以便使堆芯放射性得到衰减。 在反应堆运行期间,电厂和邻近的伯克利技术中心产生的放射性废物均被贮存在放射性废物地下贮存库中。这些废物大部分属于中、低放废物(ILW、LLW),分为固体废物和可移动废物(不经过均匀搅拌就不能被灌浆的物质,即淤泥和树脂)。 从地下贮存库中回取废物的工作自1996年就开始了。此后,一支由Nukem管理的工…     

瑞士核电厂的退役费用将上升

【美国《核子周刊》2004年7月15日刊报道】瑞士联邦能源办公室(SFOE)在一份报告中表示,根据最新的研究结果,瑞士核电厂的退役费用将比以前的估算值高出18%,即高出2.86亿瑞士法郎(2.314亿美元)。退役总费用的最新估算结果为18.35亿瑞士法朗;而根据1980年的估算结果,并加上截至2001年1月每年3%的增加率,退役总费用应为15.49亿瑞士法朗。瑞士国家退役基金在2003年年底共有9.71亿瑞士法朗,而这一数字在2002年年底为8.44亿瑞士法郎。瑞士国家退役基金建立于1984年,涵盖了瑞士5台核电机组以及Wuerenlingen乏燃料和废物中间贮存设施的退役和拆除…     

英国镁诺克斯型核电厂将在二十年内退役

【《欧洲核综览》2000年7～8月刊报道】曾在20世纪70年代初担任英国中央电业管理局(CEGB)主席的ArthurHawkins称镁诺克斯型堆为电力供应的“役马”,这种赞誉对镁诺克斯型堆来说无论在过去还是现在都是理所应当的。Hawkins并不特别热衷于英国原子能管理局首先提出的招惹麻烦的二氧化碳气体冷却概念。在建造第二代先进气冷堆(AGR)的4座双堆AGR核电站的过程中,它们的进度均延期且超支了。Hawkins想放弃AGR而延用法国的做法,即采用美国的压水堆,他预计能达到36座。尽管在20世纪60年代出现了严重的氧化问题,但镁诺克斯核电厂仍在不分昼夜…     

BR3试验退役工程

１９８９年，ＢＲ３核电厂奶役被欧共体选为四个试验性拆除项目之一。该工程主要涉及的是利用经过比较的不同技术对主回路进行拆除前垢整个系统去污和所有堆内构件的拆除。该报告简单描述了热功率变４０．５ＭＷｔ的小型压水堆－ＢＲ３试验工程的不同操作及所得结果，同时也描述了废物管理策略和退役计划的制定，工程中所涉及未来的操作将作简要描述。     

核反应堆退役初期辐射特性的探讨

本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法．对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论，并给出了一个初步的放射性总量估算方法．并与实际值进行分析比较，对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。     

论退役策略

结合我国核设施退役实际,论述了核设施退役三种策略:立即拆除、延缓拆除和封固埋葬,以及退役策略的选择和一些主要核国家采用的退役策略。最后,对核设施退役策略的一些重要问题进行了讨论。     

HWRR堆本体退役风险评价

建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统（RDRAS）。采用RDRAS对重水研究堆（HWRR）堆本体退役包含的11项退役活动中可能出现的53种情况,分别进行建模和计算,确定了每种情况下工作人员面临的放射性风险,并对结果的不确定性进行了分析。     

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

济南微型中子源反应堆退役的放射性核素调查

对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括⁶⁰Co、¹⁵²Eu、¹³⁷Cs和⁵⁴Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明：反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。     

核设施退役信息数据库的结构与功能设计

核设施退役工程是一项不仅需要考虑拆除（毁）设备、建筑物,还要考虑辐射影响和核废物处理的复杂工程,其拆除（毁）工作具有高危险、高污染的特点,因此建立针对核设施退役项目的信息系统辅助退役工程很有意义。本文通过收集退役活动数据(设备物资数据、源项数据、辐射剂量数据等)设计退役信息数据库,开发了基于退役数据库的信息管理系统,该系统可对数据库中各类信息数据（照片、图纸、辐射数据、时间等）进行录入、删除、修改、查询等基本操作,并根据各类数据处理流程的特点分功能模块进行相应数据信息的管理,并对不同数据信息进行分析。该系统可提升退役过程中的管理能力,优化工程安排,减少作业人员所受辐射剂量,是顺利进行退役活动的必要基础。     

进一步强化核电站安全管理

在从事多年核安全管理实践的基础上,总结了我国核电站运行在此领域所取得的业债和成功经验,指出核电站安全生产工作中值得注意的几个方面,最后提出强化核安全生产管理的若干措施。     

氚靶制备玻璃系统的退役

介绍了某氚靶制备玻璃系统的退役流程及退役过程中氚的辐射防护,估算了退役过程中氚对公众和工作人员的照射剂量,两者的照射剂量均远低于国家标准。     

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。     

压水堆核电厂的核清洁工作介绍

核清洁是保障核电厂安全、高效运行的基础。本文阐述了核清洁工作的技术要求、管理方法和实施步骤，并对未来的工作提出建议。