IAEA技术报告丛书第386号 非反应堆核设施的退役PDF电子书下载

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-1 79

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Risφ 94

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