核电厂退役ppt课件
核设施的退役
核设施退役
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三、清洁解控和再循环/再利用的监控测量
废钢铁和混凝土废物达到清洁解控水平的，可以送到一般埋葬场处置或者 可以运去熔炼加工，以便有限制或无限制的再循环/再利用。
核设施退役
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第三节 切割解体和场址清污
一、切割解体 切割操作和拆除操作 （1）完全人工 （2）人工和遥控混合操作 （3）完全遥控操作 1、切割技术 切割技术：冷切割和热切割
核设施退役
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第二节 源项调查和监控测量
监测对象：相关设备，构筑物，废物/物料，场址的水，空气， 土壤，动植物，也包括人体。
核设施退役
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一、源项调查 1、源项调查的目的 源项调查为确定退役政策、制定退役方案和计划、优选退役技 术、预估退役费用和受照剂量，以及确定废物处理、处置方案， 编写可研报告、安全分析报告和环境影响评估报告等提供依据， 源项调查要求：
2、切割工具的选择
根据切割对象的大小、厚度、形状和材质，从安全性、经济性作比 较，进行优化选择。 （1）安全性，（2）经济性，（3）可实现性 切割工作安全、可靠第一，应首选成熟的技术。 3、混凝土切割 防止粉尘、碎屑和气溶胶造成污染扩散，尽可能将非污染混 凝土分开来，减少放射性废物的体积。
4、切割操作实践经验
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退役工程立项通常要求编写多种文件 1、可行性研究报告（简称可研报告） 2、安全分析报告
3、环境影响评价报告（简称环评报告）和质量保证大纲
三、组织领导机构和职责分工
1、审管部门的主要职责 2、营运者的主要职责 3、相关方职责
核设施退役 13
四、 人员培训
五、示范工程与数据库的利用
核设施退役
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源项调查可掌握照射的关键核素和关键途径。通过模式计算，可 估算出退役的辐照剂量。在退役前、退役过程中和退役终结，对废 物经行处理和处置，场址验收，都要做源项调查。 17 核设施退役
核电厂系统综述ppt课件
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
通风－DV*， 吊装设备－DMR、DMN、DMW， 照明－DN*， 泄漏监测－D**、E** 电气（电源）系统－L**（参看上节） 消防系统－JP* 其它公用系统（包括压缩空气、冷却水、取样……）－ S**（参看上节）
3）核电厂的设备“代码”
电厂内的设备全都从属于各个电厂系统，全都用数码表示， 由“系统代码”+“3位数字”+“2位字母的设备名称代码”表示。 如“L3GEX001GE”指的是“岭澳二期3号发电机”。
“设备名称代码”有约200个，常见的设备及其代码如下： 泵-PO、电机-MO、容器－BA、风机－ZV、凝汽器－CS、回热 加热器－RE、除氧器－DZ、冷却器－RF、过滤器－FI；（一般的） 汽轮机－TC；蒸汽发生器－GV、主汽轮机汽缸－KO、主变压器－ TP 以数量计算，阀门占了大多数，代码用“V*”表示，其中： 蒸汽阀门-VV、一回路水阀门－VP、二回路水阀门－VL、海水阀门 －VC、 除盐水阀门－VD、油阀门－VH、空气阀门－VA、氢气阀门 －VY……；
经营者提供商品或者服务有欺诈行为 的，应 当按照 消费者 的要求 增加赔 偿其受 到的损 失，增 加赔偿 的金额 为消费 者购买 商品的 价款或 接受服 务的费 用
4.核岛（NI）有关系统
一回路系统－RCP 一回路辅助系统－RCV、REA、RRA、REN 反应堆控制及保护系统－RPN、RIC、RRC、RPR 辅助冷却水系统－PTR、RRI、SEC、DEG、DEL 专设安全设施－RIS、EAS、ASG、EIE、ETY 燃料装卸－PMC 三废处理－TES、TEU、TEG、TEP、TER
核电厂退役
定义：
核电厂退役是指核电厂使用期满或其他原因 ( 如技术已经落后或事故等) 停止运行，永不 再使用，为了保证工作人员和公众不受剩余 放射性物质及其它潜在风险的危害，而对这 样的核电厂有计划地实施必要的善后处理， 使其安全永久地退出服役的过程。
目的：是实现场址不受任何限制的开放使用。
1973 年9 月国际原子能杌构( IAEA) 首次提出核 电厂退役课题。 之后，各有核电的国家对核电厂退役均给予极大 的重视，并组织相关机构研发新的技术和方法。
第三阶段：也称三级退役( 最后处置期，场址无限制的开放 或使用) ，就是把厂内所有带放射性的设备、器材和部件全 部拆除运出，经去污后场址和厂房无需再进行监测和检查。 可供无限制地使用。时间可能延续3 ～ 5 年。
退役的要求
严格的监管部门、法规制度、退役方案、废物处置措施 必要的技术手段
一支训练有素的技术队伍
国外核电站退役有比较完善的法律法规和管理程序。 目前我国有关核电厂退役的一些标准和导则与国外 一些法规和管理程序相比还有待完善，如核电厂退 役操作和验收标准; 清洗解控标准; 免管放射性废物 标准; 极低放废物标准以及一些实施细则等。
国外核电厂退役经验
( 二) 核电厂退役费用的积累
核电和其它电力( 火电、水电) 工业一样，都是国家管 制的垄断行业，各国政府都把核电厂退役作业视为企业 的一种投资行为，并将费用计入电价中，最终从消费者 手中提取。 我国过去没有统一的规定，如秦山核电厂没有提取退役 基金，而大亚湾核电厂则在每度电的成本中提取，现在 我国在“国家核电发展中长期发展规划( 2005 ～ 2020) ”中，明确规定核电厂投入商业运营后，即可从 核电成本中强制提取以积累核电厂退役基金，并存入中 央财政设立的核电厂退役专项基金账户中。
核电厂启动与停运PPT课件
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运行状态
• 核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故 障）或内部（某一设备故障或失效）的原因， 使各种运行参数产生变化。为了使运行人员能 在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保 证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反 应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。
• 技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定 了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有 一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆 标准工况P-T图）。
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换料冷停堆
≥5000 pcm和 CB>2100ppm
全部插入
2 维修冷停堆
≥5000和 CB>2100ppm
全部插入
10<T<60 10<T<70
3 正常冷停堆
≥1000pcm
S、B、C棒提出， A、D 棒在堆内
10<T<90
RRA投运工况下
4
的
单相中间停堆
RRA投运工况下
5
的
双相中间停堆
RRA退出工况下
• 稳压器充满水，RCP的化学和容积控制由RCV 和RRA完成。
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单相中间停堆
• 单相中间停堆是指：冷却剂温度在 90℃～177℃时，RCP压力在2.4—2.9Mpa 之间，稳压器单相的停堆状态。特征是：
·反应堆处于次临界，次临界深度大于或等于图1.2.3。 ·停堆棒、调节棒B棒和C棒在堆顶，其余棒在5步处。 ·冷却剂平均温度，90℃～177℃。
注
Tsat-50 C
Psat.Tsat
10.0
Tast-110 C RRA的最高温度 (高于此温度RRA必须退出)
RRA/RCP连接时的最低温度
《放射性废物处理与处置》退役课件 (一)
《放射性废物处理与处置》退役课件 (一)近日，一项新的退役课件——《放射性废物处理与处置》已经制定并开始实施。
这个课件涵盖了核废料处理和处置的关键问题，旨在促进核电站和处理设施对放射性废料的安全存储，管理和处置。
以下是对这个退役课件的详细介绍：一、课件的主要内容1. 放射性废物的定义和分类。
这个部分阐述了何为放射性废物，以及不同类型的放射性废物所需要的处理和处置方式。
2. 放射性废物来源和特征。
这个部分介绍了放射性废物产生的渠道，以及不同来源的废物所含放射性成分和特征。
3. 放射性废物处理方法。
这个部分详细介绍了不同种类的放射性废物所使用的处理方法，包括注入液态废物的深层井、固化和封存、中子辐照和撞击碎片。
4. 放射性废物处置方法。
这个部分详细介绍了放射性废物最终的处置方式，包括直接处置、储存在地下、借助卫星发射至外太空等。
二、课件的实际应用这个退役课件可以被广泛适用于各种与核能有关的行业，如核电站，研发机构，处理设施，等等。
它可以用来增加专业知识，深入了解核安全卫士必须处理的关键问题。
此外，这个课件还将用于职业培训和实施演习中，以确保工作人员清楚知道应该如何适当地处理放射性废物，从而保证了废物的安全处理和处置。
三、课件的重要性放射性废物处理和处置是核能安全的最重要因素之一。
对于员工和环境的长期安全，处理和处置必须被恰当地执行。
这个退役课件可以提供所需的专业知识，使核相关工作人员能够了解如何适当地处理和处置放射性废物。
此外，与该领域专业人士的经验分享也是实现可持续的发展和最优的结果的关键。
总之，这个退役课件为处理和处置放射性废物提供了必要的知识和方法，使得任何与核相关的企业或组织都可以保证工作人员的安全和废物的长期处理和处置安全。
《处理与处置》9核设施退役.ppt
通过示范退役工程，建立数据库，开发计算机 软件。
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
9.2 源项调查和监控测量 掌握核设施内的放射性总量、分布情况和衰减
特性。 源项调查的目的 放射性水平 易裂变物质和放射源 放射性污染分布 放射性核素种类、组成和数量 其它危险物质
第九章 核设施的退役
就地埋葬：有条件的策略。严重事故的 核设施如切尔诺贝利4号堆；大型核基地 如美国汉福特10个生产堆和5个后处理厂。
表9-2 不同核设施的退役策略 三大因素： 政治、社会、地理因素 技术因素 经济因素
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
IAEA早先规定的退役“三步曲”： （1）一级退役：监护封存期。设备倒空、清洗、
去污、管线封堵，适当进排风；对厂房内外监测 并定期检查。 （2）二级退役：局部拆除期。设备部分拆除，人 员进出不需监测，不需进排风；对防污染屏障抽 样监测，定期环境检查，厂址有限制开放。 （3）三级退役：最终处置期。设施全部拆除，设 备全部运走，不需监测检查，厂址无限制使用。
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
预先保留辅助设施和熟悉的人员。响评价报告和质量保证大纲。 组织领导机构和职责： 审管部门 营运者 设计和监理
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
人员培训：技术专家、懂技术的管理人员、熟 悉有关操作的工人。
课程培训
模拟操作培训：计算机虚拟或实际模型的过程 模拟。德国KNK堆、英国WARG堆、比利时 BRS堆退役时，做了全尺寸模拟试验，培训了 操作人员和试验了远距离操作机具。
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
退役废物的特点： （1）绝大部分的是低放固体废物； （2）数量和体积庞大，组分复杂； （3）污染较牢固，不易去除，活化产物不
核设施的退役
一、辐射安全
退役必须保护工作人员免受电离辐射的危害。退役是使关闭的 核设施达到无限制的开放或使用，不给公众和环境带来危害， 这是必须安排的活动，所以实践是正当的。退役除了使操作人 员剂量低于法定的限值之外，还应该采取优化措施，把受照剂 量降低到尽可能低的水平。退役活动要重视外照射，但更应该 重视气溶胶引起的内照射。
核设施退役
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二、拆卸
退役拆卸对象包括设备、管道、贮槽、厂房。 拆卸前要设计好气流、物流和人流的合理走向， 防止气溶胶的扩散污染。拆卸时可能要扩大或 新开出入口，以方便运进器具和运出拆卸下来 的物件。要选好搬运路线和选好包装容器，防 止扩大污染和多受辐照剂量。先用计算机模拟， 可以帮助作出合理的设计，帮助选用适当的工 具和培训操作人员。拆卸活动的所有数据，都 应该收集和贮存在计算机中，作为档案资料保 存。
核设施退役
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为了达到辐射安全的目的，需要注意： 1、做多个方案的比较，对受照剂量和费用两者间的平衡作最 佳选择； 2、评估人工操作去污和拆除的剂量，设立临时屏障和气帐的 代价和利益，采用遥控操作，操作过程受照剂量减少了，但遥 控操作设备的安装和维修，以及物料的回收，要增加受照剂量。
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核设施退役
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第二节 源项调查和监控测量
监测对象：相关设备，构筑物，废物/物料，场址的水，空气， 土壤，动植物，也包括人体。
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一、源项调查 1、源项调查的目的 源项调查为确定退役政策、制定退役方案和计划、优选退役技 术、预估退役费用和受照剂量，以及确定废物处理、处置方案， 编写可研报告、安全分析报告和环境影响评估报告等提供依据， 源项调查要求：
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中国核电发展现状最终版ppt课件
后福岛时代全球核电发展态势
➢ 2013年6月，IAEA高级版部长会议在俄罗斯圣彼得堡举 行，89个国家及7个国际组织500多名代表参加会议。
➢ 据IAEA统计，目前全球194个核电站拥有运行核电机组 434台，在建69台，未来20年，全球至少新建80—90台 机组。到2030年，全球核能发电比例将比现在增长20% 以上，甚至有可能望增加一倍。
中国核电发展现状及未来
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后福岛时代全球核电发展态势
➢ 核电作为一种安全、高效的清洁能源，在全球范围内得到 广泛应用，成为能源“低碳”发展的高效解决方案。
➢ 2011年日本福岛核电厂事故，对世界核电发展造成巨大冲 击。在一段时间里，对核电安全的不信任成为社会舆论的 主流，影响甚至主导了一部分国家政府的决策。
核电发展的第三个阶段
➢ 2012年6月，国家核安全局发布了《福岛核事故后核电厂改进行动通 用技术要求（试行）》，从8个方面对核电厂改进行动提出要求，进 一步提高核电厂的安全性。
➢ 核电厂防洪能力改进技术要求； ➢ 应急补水及相关设备技术要求； ➢ 移动电源及设置技术要求； ➢ 乏燃料池监测技术要求； ➢ 氢气监测与控制系统改进技术要求； ➢ 应急控制中心可居留性及其功能技术要求； ➢ 辐射环境监测及应急改进技术要求； ➢ 外部灾害应对技术要求。
堆型 压水堆 压水堆 压水堆
压水堆
重水堆 压水堆
额定功 率
MW(e) 310 2× 983.8
4×650
2× 990.3
2×1080 2×700
2×1060
开工日期
1985.03.20 1987.08.07 1988.04.07 1996.06.02 1997.04.01 2006.04.28 2007.01.28 1997.05.15 1997.11.28 2005.12.15 2006.06.15 1998.06.08 1998.09.25 1999.10.20 2000.09.20
核电厂退役立项流程
核电厂退役立项流程英文回答：The process of decommissioning a nuclear power plant involves several steps and requires careful planning and coordination. Here is an overview of the decommissioning approval process:1. Preparing a decommissioning plan: The first step isto develop a decommissioning plan that outlines the strategies and methods for safely dismantling and decontaminating the plant. This plan should also addressthe management of radioactive waste and the restoration of the site.2. Regulatory approval: Once the decommissioning planis prepared, it needs to be submitted to the regulatory authorities responsible for overseeing nuclear power plants. The plan will be reviewed to ensure compliance with safety standards and regulations.3. Public consultation: In many countries, public consultation is an essential part of the decommissioning process. The local community and other stakeholders should have the opportunity to provide input and express their concerns during this stage.4. Environmental impact assessment: An environmental impact assessment (EIA) may be required to evaluate the potential environmental impacts of the decommissioning activities. This assessment will consider factors such as radiation exposure, waste management, and the impact on local flora and fauna.5. Financial assurance: Before decommissioning can proceed, the plant operator must demonstrate thatsufficient funds are available to cover the costs of decommissioning, waste management, and site restoration. This financial assurance is typically provided through a decommissioning fund or insurance.6. Decommissioning implementation: Once all necessaryapprovals and permits are obtained, the actual decommissioning work can begin. This involves the safe removal of radioactive materials, dismantling of structures, and decontamination of the site.7. Waste management: Proper management of radioactive waste is a critical aspect of the decommissioning process. The waste generated during decommissioning must be safely packaged, transported, and disposed of in accordance with regulatory requirements.8. Site restoration: After the decommissioningactivities are completed, the site needs to be restored toa condition that is suitable for its future use. This may involve cleaning up any remaining contamination,demolishing buildings, and implementing measures to prevent future access or use of the site.中文回答：核电厂退役立项流程涉及多个步骤，需要进行精心的规划和协调。
核电站三废讲义共127页PPT
56、死去何所道，托体同山阿。 57、春秋多佳日，登高赋新诗。 58、种豆南山下，草盛豆苗稀。晨兴 理荒秽 ，带月 荷锄归 。道狭 草木长 ，夕露 沾我衣 。衣沾 不足惜 ，但使 愿无违 。 59、相见无杂言，但道桑麻长。 60、迢迢新秋夕，亭亭月将圆。
21、要知道对好事的称颂过于夸大，也会招来人们的反感轻蔑和嫉妒。——培根 22、业精于勤，荒于嬉；行成于思，毁于随。——韩愈
23、一切节省，归根到底都归结为时间的节省。——马克思 24、意志命运往往背道而驰，决心到最后会全部推倒。——莎士比亚
25、学习是劳动，是充满思想的劳动。——乌申斯基
谢谢！
《处理与处置》(9)核设施退役34页PPT
谢谢
11、越是没有本领的就越加自命不凡。——邓拓 12、越是无能的人，越喜欢挑剔别人的错儿。——爱尔兰 13、知人者智，自知者明。胜人者有力，自胜者强。——老子 14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。——歌德 15、最具挑战性的挑战莫过于提升自我。——迈克尔·F·斯特利
《处理与处置》(9)核设施退役
56、极端的法规，就是极端的不公。 ——西 塞罗 57、法律一旦成为人们的需要，人们 就不再 配享受 自由了 。—— 毕达哥 拉斯 58、法律规定的惩罚不是为了私人的 利益， 而是为 了公共 的利益 ；一部 分靠有 害的强 制，一 部分靠 榜样的 效力。 ——格 老秀斯 59、假如没有法律他们会更快乐的话 ，那么 法律作 为一件 无用之 物自己 就
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核电厂的具体退役计划还受其他因素影响， 如多机组的核电厂，当其他核电机组尚在运 营时，首座关闭的机组先封存，以便所有机 组一起按顺序退役。这样使人和用于退役的 设施和专用设备得到充分合理的应用，大大 降低了退役成本。
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国外核电厂退役经验
( 一) 国外核电厂退役有比较完善的核电厂 退役法律法规和管理程序
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国外核电厂退役经验
( 三) 去污方法与去污器具的研发
对放射性污染的去除，在我国核工业的起步阶段就开 始，并研发了一些有效的去污试剂，但比较单一，且 可供选择的品种有限。 改革开放后，我国科技工作者，向国外学习去污方法 技术，并结合国内实际开发了许多去污效果好的配方。
在化学去污方面：利用表面活性剂产生的泡沫去污剂、 氧化剂与酸碱联合去污、电化学去污、凝胶去污等都 有喜人的成果。 在物理去污方面：表层剥离和超声去污等技术，以及 机械去污用的高压水冲刷、磨、刮、刨等技术。
第三阶段：也称三级退役( 最后处置期，场址无限制的开放 或使用) ，就是把厂内所有带放射性的设备、器材和部件全 部拆除运出，经去污后场址和厂房无需再进行监测和检查。 可供无限制地使用。时间可能延续3 ～ 5 年。
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退役的要求
严格的监管部门、法规制度、退役方案、废物处置措施 必要的技术手段
一支训练有素的技术队伍 充足的退役基金
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1973 年9 月国际原子能杌构( IAEA) 首次提出核 电厂退役课题。 之后，各有核电的国家对核电厂退役均给予极大 的重视，并组织相关机构研发新的技术和方法。
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退役的方式
立即拆除：停堆后把乏燃料元件运出场地，封存 3 年左右立即开始拆除管制区内的所有设备和设 施，整个退役过程约需15 年时间。 延缓拆除：停堆后先把核电厂的设备和设施安全 封存一段时间约30 ～ 50 年或更长，然后再安排 拆除。
核电厂退役探讨
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定义：
核电厂退役是指核电厂使用期满或其他原因 ( 如技术已经落后或事故等) 停止运行，永不 再使用，为了保证工作人员和公众不受剩余 放射性物质及其它潜在风险的危害，而对这 样的核电厂有计划地实施必要的善后处理， 使其安全永久地退出服役的过程。
目的：是实现场址不受任何限制ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ开放使用。
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国外核电厂退役经验
( 四)其他： 如拆卸技术和放射性废物的处置
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Thanks！
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例：
英国的温斯凯尔改进气冷堆 ( WAGR) ，它是作 为一个安全退役示范项目来筹划的，应该说各方 面会给予大力支持，当时计划10 年左右完成退役 ，即第一阶段2 ～ 3 年; 第二阶段1 ～ 3 年; 第三 阶段5年。 但是火焰切割机和机械切割工具的远距离拆除机 ，研制成功并安装就位就用了8 年时间( 1986 ～ 1994 年) 。到2006年要拆除生物屏蔽层和安全壳 时，因产生大量低中放废物，被迫停工，须待 2020 年有了足够的废物贮存场后，退役才能继 续进行，相应提高已监护封存费用。
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核电厂退役三阶段
第一阶段：也称一级退役( 监护封存期) ，就是安全地长期封 存。这一阶段可能延续3 ～ 5 年。
第二阶段：也称二级退役( 局部拆除期，厂址有限制地开放) ， 就是将生物屏蔽层以外的全部放射性和非放射性系统及建筑 物拆除或去污至允许水平，并按规范处理、存贮或处置放射 性废物，而将放射性活度很高的堆本体封闭在坚固可靠的构 筑物中。这一阶段可能延续30 ～ 50 年。
国外核电站退役有比较完善的法律法规和管理程序。 目前我国有关核电厂退役的一些标准和导则与国外 一些法规和管理程序相比还有待完善，如核电厂退 役操作和验收标准; 清洗解控标准; 免管放射性废物 标准; 极低放废物标准以及一些实施细则等。
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国外核电厂退役经验
( 二) 核电厂退役费用的积累
核电和其它电力( 火电、水电) 工业一样，都是国家管 制的垄断行业，各国政府都把核电厂退役作业视为企业 的一种投资行为，并将费用计入电价中，最终从消费者 手中提取。 我国过去没有统一的规定，如秦山核电厂没有提取退役 基金，而大亚湾核电厂则在每度电的成本中提取，现在 我国在“国家核电发展中长期发展规划( 2005 ～ 2020) ”中，明确规定核电厂投入商业运营后，即可从 核电成本中强制提取以积累核电厂退役基金，并存入中 央财政设立的核电厂退役专项基金账户中。