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