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1．引言1

1.1 背景1

1.2 目的1

1.3　范围1

1.4　结构2

2．非反应堆核设施的综述3

2.1　非反应堆核设施退役与反应堆设施退役的比较4

2.2　铀转化设施5

2.3　铀富集设施6

2.4　燃料制造设施7

2.4.1　铀氧化物燃料制造7

2.4.2　含钚燃料的制造10

2.4.3　铀镁诺克斯合金（Magnox）燃料制造设施13

2.4.4　其它金属燃料制造设施14

2.5　后处理厂16

2.6　废物处理、整备和贮存18

2.7.2　干法燃料贮存设施19

2.7　燃料贮存设施19

2.7.1　燃料贮存水池19

2.8　支持和开发设施22

3．基本安全和放射防护23

3.1　放射防护23

3.2　其他的危害24

3.3　放射性废物和流出物排放管理25

3.4　人员管理25

3.5　法规方面的考虑26

4．退役策略和规划27

4.1　退役的基本步骤27

4.2　策略的选择27

4.2.1　退役方面的国家政策27

4.2.2　设施目前和将来的安全28

4.2.3　具备的技术资源、专家队伍和地方支持28

4.2.5　费用和筹资29

4.2.6　社会方面的考虑29

4.2.4　废物管理和贮存29

4.3　计划制订30

4.3.1　退役的初始计划阶段30

4.3.2　详细计划的制订31

4.4　退役费用33

4.5　退役过程中的核保障34

5.2.1　特性调查的目的35

5.2　测量35

5.1　概述35

5．退役技术和设备35

5.2.2　存量测量36

5.2.3　拆卸期间的测量37

5.2.4　放射性废物特性调查37

5.2.5　再循环、再利用和无条件解控的测量39

5.3　系统和拆卸设备的去污40

5.3.1　目的40

5.3.2　技术40

5.4.1　一般考虑和目标43

5.3.3　结论43

5.4　拆卸、切割和包装43

5.4.2　工作区的准备44

5.4.3　材料和设备的切割44

5.4.4　包装和运输49

5.5　远距离操作设备50

5.5.1　对远距离操作设备使用的考虑50

5.5.2　远距离操作设备的选择50

5.6.1　退役操作过程中产生的废物51

5.6　退役废物的处理51

5.6.2　退役操作过程中废物产生量的最小化55

5.6.3　废物处理和整备56

5.6.4　暂时贮存58

5.6.5　最终处置58

5.7　建（构）筑物的去污58

5.7.1　技术58

5.7.2　监测和监控60

5.8.1　工作区系统61

5.8　防护技术61

5.7.3　从控制区移出61

5.7.5　不同用途的解控61

5.7.4　拆除61

5.8.2　人员防护62

5.8.3　环境保护62

6．简化退役的设计和运行的要点63

6.1　设计目标63

6.2　在设计和运行中制订退役计划63

6.3　退役的详细要点64

6.3.1　远距离维修64

6.3.2　划分工艺功能64

6.3.3　工艺室覆面64

6.3.4　保护性涂层64

6.3.5　高放废液贮存64

6.3.10　工艺设备的尺寸65

6.3.9　通风系统的分区隔离65

6.3.8　处理低放废物的能力65

6.3.7　系统内置的化学去污措施65

6.3.6　工艺设备的可接近性65

6.3.11　管沟的不锈钢覆面66

6.3.12　内置机械去污的可能性66

6.3.13　燃料循环设施的布局66

7．退役经验67

7.1　铀转化、富集、回收和燃料制造设施67

7.1.1　铀转化67

7.1.2　铀富集69

7.1.3　铀回收71

7.1.4　铀燃料制造71

7.2　混合氧化物（MOX）和钚燃料设施73

7.2.1　英国73

7.2.2　美国74

7.2.7　意大利76

7.2.5　比利时76

7.2.6　日本76

7.2.3　法国76

7.2.4　加拿大76

7.3　乏燃料后处理设施77

7.3.1　比利时德塞尔（Dessel）的欧化后处理厂77

7.3.2　法国阿格后处理设施AT-179

7.3.3　日本东海村（Tokai Mura）后处理中间试验工厂79

7.3.4　印度的特朗贝（Trombay）钚工厂83

7.3.5　英国塞拉菲尔德（Sellafield）后处理厂84

7.3.6　美国西谷（West Valley）示范工程86

7.3.7　法国马库尔（Marcoule）211号后处理设施87

7.3.8　法国阿格UP2后处理厂（钚精制设施）88

7.3.9　法国马库尔钚纯化设施的82号和100号设备间89

7.3.10　法国马库尔UP1后处理厂（燃料脱壳和溶解设施）90

7.3.11　德国卡尔斯鲁厄（Karlsruhe）的WAK原型后处理设施91

7.3.12　英国唐瑞（Dounreay）后处理中间试验设施91

7.3.14　意大利萨卢吉亚（Saluggia）后处理中间试验工厂92

7.3.15　挪威切勒（kjeller）铀后处理中间试验工厂92

7.3.13　意大利特里萨亚（Trisaia）后处理中间试验设施92

7.4　乏燃料贮存、废物管理及其它设施94

7.4.1　热室设施，丹麦Risφ94

7.4.2　热室，意大利卡萨西亚95

7.4.3　Tunney's Pasture设施，加拿大渥太华95

7.4.6　UP2海洋排放管道，法国阿格96

7.4.7　Nouvelle Piscine La Hague（NPH）乏燃料贮存设施，法国96

7.4.5　玻璃固化工厂，法国马库尔96

7.4.4　欧化后处理厂的贮存容器，比利时德塞尔96

7.4.8　废液处理设施（STEL），法国马库尔97

7.4.9　乏燃料贮存设施，英国塞拉菲尔德97

7.4.10　镭钋实验室，俄罗斯圣彼得堡赫洛宾镭研究所97

8．结论100

附录Ⅰ　已关闭的非反应堆核设施102

附录Ⅱ　各种非反应堆核设施退役项目的详细数据111

附件　几个被挑选的非反应堆核设施退役中遇到的问题和吸取的教训119

参考文献133

书目148