核反应堆退役的总体设计

本文论述核反应堆退役的阶段划分、总体设计的任务、目标、依据、工程规划、放射性特性调查、工程技术方案、专用技术研究开发、放射性废物处理等方面的问题。     

核反应堆退役设计工作的安全问题

核反应堆退役活动中有潜在的放射性和非放射性危害的风险。反应堆退役设计是保证退役安全的重要环节。本文从保证反应堆安全退役的角度论述了对退役设计的要求。     

核反应堆退役的放射性特性调查

本文论述核反应堆退役放射性特性调查的目的、过程，放射性核素存量设计，调查的方法和技术，以及质量保证等问题。     

反应堆退役质量保证

50-C／SG－Q《核电厂及其他核设施质量保证安全法规》的基本要束及安全导则提供的实现基本要求的方法，不仅适用于责任单位的总质保大纲，同时也适用于核电厂及其他核设施寿期内每一阶段的分大纲。退役是反应堆寿期内一个重要阶段，退役工程又是一项涉及工作人员和公众安全以及环境影响而且技术复杂、耗资巨大的工程。因此，在退役全过程建立和执行质量保证大纲，实现质量保证安全法规的基本要求既符合法规规定，也是退役活动安全、满意地进行的需要。1992年国家核安全局发布的安全导则HAF1004《研究难和临界装置退役》在侧重退役中核安…     

俄罗斯的反应堆退役方法

[《欧洲核能综览》1993年11—12期报道] 2020年之前,俄罗斯预计有24套压水堆机组(总装机容量为20 288 MWe)达到寿期,需要退役。迄今已停机的有4套,它们将是首批退役的反应堆机组:别洛雅尔斯克     

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。     

东芝研究堆TTR—1将退役

【日本《原子能产业新闻》2001年8月30日报道】 2001年8月23日日本文部科学省就有关8月8日接到的东芝用于教育培训的反应堆设施(TTR-1)退役申请向原子能安全委员会做了汇报。 退役工作将分3个阶段来进行,到2002年上半年,将完成反应堆永久停堆措施和乏燃料的运出准备工作。根据日美核协定,乏燃料将在明年内移交给美国能源部。第二阶段,从2002年下半年开始的乏燃料运出之后,将进行反应堆本体与堆内构件的拆除工作。第三阶段,将制定有关放射性废物的清除标准,在这些废物搬运到外部处置场之后,将进行反应堆储水罐的拆除工作。 估计退役将产生…     

退役放射性固体废物固定工艺的研究设计

核反应堆退役产生大量的放射性固体废物，为了最终处置必须将其整备，废物固定是整备的一个方面，本文主要讨论固体废物的固定工艺．     

大型石墨反应堆退役策略研究

大型石墨反应堆由于废石墨放射性活度大,处理处置工艺不成熟,拟采用延迟拆除策略,而长期安全封存就得有效控制放射性物质外溢、抵御地下水浸入、堆芯支承可靠、便于检测和监督等.     

核设施退役的环境安全

核设施退役的环境安全是退役的最终目标,是制约整个退役活动的关键,已成为世界各国公众关注的问题。我国在核设施退役活动中,在方案设计中采取了有效的安全措施,且退役活动严格遵照预定的安全措施实施,因而退役活动对环境安全的影响完全控制在预定值以下,对公众及其后代是安全的。也提到了可能对环境安全造成影响的核设施退役活动。本文对我国已实施的几项核设施退役活动对环境安全影响进行了初步探讨,目的是为了引起有关人士的共鸣,达到深入讨论,逐步统一认识,推进我国核设施退役工作的进展。     

次临界能源堆安全性研究

次临界能源堆由中心的托卡马克装置和围绕其的裂变包层组成。本文根据物理和热工专业分析计算得出的一种针对其裂变包层的燃料和冷却剂通道布置方式,分析设计的包层结构安全性和工程应用中的安全性。包层结构安全性分析使用CFD方法,计算了正常运行工况和冷却剂通道堵管的情况,得到堵管发生后包层的局部状况。通过RELAP程序模拟了裂变包层参与核电厂发电运行过程中,其本身所具有的固有安全性。本文通过计算发现了其安全上的薄弱环节,并提出了改进措施,为以后改进次临界能源堆安全性提供参考。     

反应堆工程退役简介

本文介绍了反应堆工程退役的基本概念、过程和国际原子能机构(IAEA)规定的三级退役。反应堆工程退役的主要工作有:①退役文件和技术的准备;②退役工程现场准备;③设备、系统和设施的拆除工作;④系统去污和拆除后的去污;⑤运行废物和退役废物的处理和处置工作等。     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。     

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。     

聚变堆安全特性评价研究

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。     

核设施退役项目档案管理研究

介绍了核设施退役工程档案管理的主要特点、工作现状;对核设施退役工程档案的管理对策进行了研究和探讨.建立统一的核设施退役工程档案管理原则和体系,通过数字化的工程档案管理系统,构建从设计到退役全过程的工程档案,是促进项目文件完整、准确、系统归档,实现核设施退役工程档案管理的规范化和高效率,确保核设施退役工程项目的可追溯性的...     

核安全监管有效性评价指标研究

在我国核电发展的新形势下,持续加强监管的有效性十分必要。本文介绍了核安全监管有效性的基本概念,研究了IAEA和OECD所建立的核安全监管有效性评价指标体系,并进行了对比分析,提出了有助于加强我国核安全监管有效性的建议:继续完善核安全监管的法律法规和标准体系;加强监管能力建设;建立并实施有效的内部管理体系和内部质量保证体系;推动监管对象维持良好的安全业绩;力Ⅱ强与公众的沟通和互动。