核设施的退役
涉核退伍人员评残标准
涉核退伍人员评残标准核能事故是一种极其严重的灾难，它不仅会对人类的生命和健康造成巨大的威胁，还会给环境带来深远的影响。
在核能事故中，涉核退伍人员是最受损失的群体之一。
他们在事故中承受了巨大的辐射剂量，导致身体出现了各种不同的后遗症，如白血病、甲状腺癌等。
为了保障涉核退伍人员的权益，我国制定了一系列的政策和措施，其中就包括了《涉核退伍人员评残标准》。
一、评残标准的制定背景涉核退伍人员是指在核能事故中或核设施运行中，因工作需要或职业特殊性质而接触放射性物质，或受到放射性物质污染的退役军人。
这些人员在工作中承受了巨大的辐射剂量，导致身体出现了各种不同的后遗症。
为了保障这些人员的权益，我国于1993年颁布了《涉核退役军人保障条例》，其中明确规定了涉核退役军人的医疗保障、生活保障、职业安置等方面的权益。
同时，为了更好地保障这些人员的权益，我国还制定了《涉核退役军人伤残评定标准》，用于评定涉核退役军人的伤残程度。
随着时代的发展和技术的进步，我国对于涉核退伍人员的保障政策也在不断完善。
为了更好地保障这些人员的权益，我国于2018年发布了《涉核退伍人员评残标准》，用于评定涉核退伍人员的残疾程度。
二、评残标准的主要内容《涉核退伍人员评残标准》是为了更好地保障涉核退伍人员的权益而制定的，它的主要内容包括以下几个方面：1.评残范围《涉核退伍人员评残标准》适用于在核能事故中或核设施运行中，因工作需要或职业特殊性质而接触放射性物质，或受到放射性物质污染的涉核退伍人员。
这些人员在工作中承受了巨大的辐射剂量，导致身体出现了各种不同的后遗症。
2.评残标准《涉核退伍人员评残标准》主要依据涉核退伍人员的残疾程度，将其分为5个等级，分别为一级伤残、二级伤残、三级伤残、四级伤残和五级伤残。
其中，一级伤残是指残疾程度最严重的涉核退伍人员，而五级伤残则是指残疾程度最轻的涉核退伍人员。
评残标准主要依据涉核退伍人员的残疾程度、医疗鉴定结果等因素进行评定。
国外核化工厂退役策略调研报告
国外核化工厂退役策略调研报告20世纪40～60年代，前苏联、美国、法国、英国等建成一批核化工厂生产堆。
美国在汉福特场址建造了9座石墨核化工厂，最后一座兼具发电用途。
俄罗斯在三个场址建造了13座石墨核化工厂，并提供当地的电力。
法国在马库尔场址建造了3座石墨核化工厂，在获得所需的钚后很快便关停了。
英国在塞拉菲尔德场址先建造了2座石墨核化工厂，但因为火灾事故关停；后来又建造了6座镁诺克斯堆，最初用于生产钚，后来转为商业发电用。
目前各国均已完成了核化工厂的“封存”。
这批石墨堆最近几年相继关闭，进入退役期。
1 核设施退役策略国际原子能机构《安全标准丛书》第GSR Part6号文《一般安全要求第六部分》，将退役策略“埋葬”部分移除，保留“立即拆除”和“延迟拆除”两个退役策略：(1)立即拆除：立即拆除是在核设施永久关闭后，尽可能快地除去和处理核设施内放射性物质，原场址可以有限制或无限制利用。
这是国际上较多核设施退役倾向的方案。
立即拆除为乏燃料、堆芯部件等安排好去处，各类废物有了处置场地或有了临时贮存设施(立即拆除并不苛求已经准备好废物处置场，但必须至少备有暂存库)，其他化学危险物和清洁解控废物的解决也有了安排。
设施的设备、构筑物和场地可以清污到有限制或无限制开放使用水平。
(2)延迟拆除：延缓拆除也称安全封存。
也就是核化设施在安全条件下进行长期贮存，让放射性核素衰变，最后再拆除。
2 反应堆退役策略影响因素美国共在汉福特场址建造了9座石墨核化工厂。
美国DOE于1992年12月颁布了关于汉福特场址八座核化工厂退役的最终环境影响报告书(DOE/EIS-0119F)，报告中分析了8座水冷石墨慢化产钚反应堆(不含105-N堆)退役的可能性，进行了详细的方案比较(当时105-N堆正处于国防生产任务的过渡期，认为105-N堆虽已关闭，但若需要仍可继续运行，故报告书中未考虑105-N堆的退役)。
报告DOE/EIS-0119F中，DOE分析了与8座反应堆退役有关的潜在环境影响，相关设施包括反应堆及相关的核燃料贮存池、各系统建筑物。
核医学科场所退役流程
核医学科场所退役流程
核医学科场所退役流程一般包括以下几个步骤：
1. 决策和计划：核医学科场所管理机构或责任单位决定退役，并制定详细的退役计划，包括时间安排、财务预算、安全保障等。
2. 安全保障：核医学科场所要确保在退役过程中安全，从而避免对人员和环境造成潜在风险。
安全措施包括将放射性物质安全储存、将设备停用或移除、封存管道和设施等。
3. 资产处置：核医学科场所需要对退役后的设备、设施、仪器以及其他资源进行合理的处置。
这可能包括设备出售、转移、回收、报废或处于长期储存状态。
4. 执法和监管：在退役过程中，核医学科场所需要遵守相关的执法和监管要求。
这可能包括向相关监管机构申请退役许可、提交退役计划，并接受监管部门的检查和审核。
5. 环境恢复：退役后，核医学科场所需要对可能被污染的环境进行恢复和清理工作。
这可能包括土地清理、水源保护、辐射监测等。
6. 文件归档和报告：退役完成后，核医学科场所需要归档和备案相关文档，并向相关监管机构提交退役报告和其他必要的文件。
需要注意的是，退役流程可能会因地区、国家和设施的不同而有所差异。
在进行核医学科场所退役时，应遵守相关的法规和标准，并咨询专业人员的指导。
核设施退役过程废物最小化实践
核设施退役过程废物最小化实践摘要：核设施的退役活动中对污染的放射性设施、系统和设备拆除与对污染场址清污和整治，不可避免会产生各种废物。
废物最小化是放射性废物管理的重要原则，本文主要介绍某铀浓缩核设施退役过程中在优化管理、减少源项、循环利用等方面的废物最小化实践。
关键词：核设施；退役；废物最小化引言：本次退役核设施是指某利用气体离心法生产浓缩铀的工艺系统及其部分附属厂房，其服役期间曾生产过多种丰度的核燃料。
在多年的退役活动中，产生了大量的废物，此时实施退役废物最小化尤为重要。
废物最小化能够保护人体健康和环境；对当代和后代的人们有益；能够减少单位处理和处置废物的负担；有利于核事业的持续发展；能够提高文明生产和科学管理水平。
1.优化管理1.1执行法律、法规和部门规章在项目前期准备阶段根据源项调查情况，结合放射性污染防治法、循环经济促进法、放射性废物管理规定、核设施放射性废物最小化等法律、法规和标准的要求，提出废物最小化的顶层设计及废物管理目标。
退役活动中严格执行法规标准及退役许可证批准文件中规定的总体要求，并将废物最小化的管理措施贯穿至退役实施的各项环节，尽量减少放射性废物的产生量。
1.2废物分类根据退役场所的工作性质，将工作场所按照放射性区域与非放射性区域进行区分，非放射性场所产生的废物直接按照一般废物进行处理，从源头上避免退役废物的混合。
对于放射性区域产生的废物，根据废物种类按照废金属、可燃废物、不可燃废物等进行分类，根据废物污染水平，按照可豁免、可解控、低水平放射性废物进行分类包装、处置，在包装、运输、暂存等各个环节要采取措施防治交叉污染，造成废物量增加。
对于低水平放射性废物根据其废物类型、放射性水平、废物形态和去污工艺，将其分类收集、包装、暂存或处理、处置。
废物管理流程图见图1。
图1 核设施退役废物管理流程图1.3制定规章制度针对该退役项目编制10份系列标准，20余份管理办法，以及一系列操作规程。
核设施退役安全演示文稿
6.3 核安全
对于退役过程出现的易裂变物质，必须注意：
（1）退役过程中出现的易裂变物质要尽可能的回收；
（2）加强安全保卫；
（3）及时上报上级部门和远离现场；
（4）防止核材料被盗和非法转移。 运输贮存含易裂变物质的废物，要严格控制所含易裂变物质
的量和选用适当的容器。
第十六页，共33页。
操作不当，可能发生重物倒塌和坠落事件。一旦发生，会造成人 员伤亡和设备损坏。
第十九页，共33页。
（3）交通事故
在放射性物质、设备、放射性废物的运输中要动 用车辆。有的退役设备和废物运到异地处理，运输 量很大。因而发生交通事故的可能性件很大，一旦 发生，可能会伤人、损失物资、污染环境、造成不 良的社会影响。
体冲洗，以免产生中和热而加重灼伤。
量石灰粉的伤部直接泡在水中，以免石灰遇水生热加 重伤势。经过清洗后的创面用清洁的被单或衣物简单 （2包）扎眼后睛灼，伤即立送即往用医大院量治流疗动。清水冲洗，伤员也可把面部浸
入充满流动水的器皿中，转动头部、张大眼睛进行清洗，至少 洗10～20分钟，然后再用生理盐水冲洗，并滴入可的松液与抗 生素。
第十一页，共33页。
内照射核 设施退役中，由于对设备的切割和拆卸、使残留于设备内部的 气体进入空气中，放射性物质也会悬浮于空气内，形成放射性气 溶胶。由于机械振动和人员的活动，加快了再悬浮速度。
现场工作人员会不同程度的吸入放射性气体和气溶胶，产 生内照射。放射性物质也可能通过食入和皮肤渗入等途径进 入体内。
第八页，共33页。
6.2 辐射安全
退役中的辐射安全可能涉及的问题：
（1）各种类型放射性污染，特别注意大范围的α污染；
（2）与空气污染相关的吸界危险；
《处理与处置》(9)核设施退役
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
核安全 工业安全 环境安全：减少排放，安全处置，杜绝
事故。 应急预案 安全保障
放射性废物处理与处置
海晏县金银滩的核武器基地221厂
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
退役技术的发展趋势 专用去污技术 ：各种材质表面（金属、油漆、
塑料、混凝土等）去污技术；大面积（墙面、 地面、设备表面等）去污技术；大容积（贮槽、 箱室、池、井、地沟等）去污技术；针对不同 污染类型（α、β、γ）的高效去污剂和去污方 法研究；金属熔炼去污与减容技术；污染固定 技术。
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
可能分离与去除。 确定废物处置的方法和运输路线，避免
废物“搬家”。
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
退役废物的处理要点 严格分类：减少需要处理的废物体积。
传输与靶件相互作用，产生次级中子或光子， 使混凝土和金属部件活化，活化混凝土深度可 达十几到几十厘米。 热室退役
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
核基地退役 青海省海晏县金银滩，第一个核武器研
制基地，用5年时间成功完成了退役， 1993年通过了国家验收，实现无限制开 放使用。 核试验基地退役
第九章 核设施的退役
9.4 退役废物管理 废物来源：废气－切割和去污；废液－去污和
冲洗；固废－拆除和固化。 退役废物管理的主要环节： 废物最小化：有很多措施（p206） 废物分类 废物包装 废物出路 临界事故和燃爆事故 非放危险物质
核工业设施退役及放射性废物处理安全规程
核工业设施退役的必要性
环境保护
01
退役可以确保设施内的放射性物质得到妥善处理，避免对环境
和公众健康造成潜在危害。
资源再利用
02
通过退役，可以回收和再利用设施中的设备和材料，减少资源
浪费。
安全保障
03
及时退役可以消除潜在的安全隐患，防止设施老化带来的安全
事故。
核工业设施退役的流程
准备工作
制定退役计划、评估退役风险、准备 必要的设备和物资。
核工业设施退役及 放射性废物处理安 全规程
目 录
• 核工业设施退役概述 • 放射性废物处理安全规程 • 核工业设施退役及放射性废物处
理的安全措施 • 核工业设施退役及放射性废物处
理的风险控制 • 核工业设施退役及放射性废物处
理的未来展望
01
核工业设施退役概述
核工业设施退役的定义
• 核工业设施退役：指在核能或核技术应用项目结束时，对所有 相关设施和场所进行全面的清理、检查、去污和拆除，以确保 放射性物质得到妥善处理，环境得到有效保护。
放射性废物是指含有放射性物质 或被放射性物质污染的，且其活 度或浓度达到国家规定的限值的 废弃物。
分类
根据放射性废物的特性、活度和 处理方式，可分为低中放废物和 高放废物，其中低中放废物又可 分为湿固体废物和干固体废物。
放射性废物处理的必要性
保护环境和公众健康
维护核工业声誉
放射性废物可能对环境和公众健康造 成严重危害，因此必须进行适当的处 理和处置，以降低潜在风险。
安全防护措施
采取必要的安全防护措施，如穿戴防护服、佩戴个人剂量计等， 以降低工作人员暴露于风险中的程度。
风险监控与记录
实时监控
核安全工程师-核安全专业实务-放射性废物和核与辐射设施退役安全-核设施与辐射设施退役前期准备
核安全工程师-核安全专业实务-放射性废物和核与辐射设施退役安全-核设施与辐射设施退役前期准备[单选题]1.核设施退役是对使用期满或因其他原因而退出服役的核设施的全部或部分解除（）而采取的（江南博哥）行动，以保护工作人员、公众和环境的安全。
A.设施功能B.审管控制C.安全风险D.辐射危害正确答案：B[单选题]2.核设施退役的最终目标是（）。
A.无限制开放或利用场址B.有限制开放或利用场址C.保护环境，不给后代增加负担D.A或B正确答案：D[单选题]3.有些核设施或者它的某些部分，经审管部门批准，进入到一个新的或者现存的核设施中，它所处的场址仍然在（）之下，也可认为该核设施完成了退役。
A.安全监管B.审管控制C.监督管理D.有效控制正确答案：B[单选题]4.有些核设施或者它的某些部分，经审管部门批准，进入到一个新的或者现存的核设施中，它所处的场址仍然在审管控制之下，也可以认为该核设施完成了（）。
A.退役B.部分退役C.在役D.再役正确答案：A[单选题]5.早先，IAEA把核设施退役分为（）个等级。
A.2B.3C.4D.5正确答案：B[单选题]6.现在，IAEA把核设施退役分为（）种策略。
A.2B.3C.4D.5正确答案：B[单选题]7.IAEA把核设施退役分为三种策略，其中延缓拆除适于（）的退役。
A.核燃料循环前段和后段设施B.核研究中心的小型核设施、热室和放射化学实验室C.核技术利用的钴源装置和加速器D.大型反应堆正确答案：D[单选题]8.核动力厂大型反应堆的延缓拆除，一般是在监控之下封隔（）年。
A.几B.十几C.几十D.一百正确答案：C[单选题]9.IAEA要求在核设施的（）时就应作方便退役考虑，提出退役计划。
A.可研和选址B.选址和设计C.设计和建造D.建造和运行正确答案：C[单选题]10.IAEA要求在核设施在（）阶段定期修改退役计划，到核设施关闭时提出完整的退役计划。
A.选址B.设计C.建造D.运行正确答案：D[单选题]11.核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准，由（）制定退役计划。
试论核设施退役的法律制度
试论核设施退役的法律制度□肖枫【内容摘要】核设施退役是世界性的难题，我国关于核设施退役的法律制度仍处于不完善的状态，而完善核设施退役的法律制度是更好地构建我国提出的核安全命运共同体的方式之一。
本文通过有关核设施退役的国际条约和我国法律法规来介绍目前核设施退役的法律制度现状，分析其不足之处，并提出相应建议。
【关键词】核设施退役；法律制度；核安全【作者简介】肖枫（1994 ），女，四川隆昌人；黑龙江大学硕士研究生；研究方向：国际法2018年11月29日召开的全国核设施退役技术研讨会提出应该对于早期到达设计期限的核设施尽快实施退役的工作，消除安全方面的隐患，新的核设施也应该尽早考虑退役问题，做好准备工作。
所有核设施都有完成使命的一天，如何在保障人员和环境安全的同时完成核设施的退役工作就成了解决核设施安全问题中不可忽视的一个环节。
如果不能妥善地完成核设施的退役工作，很有可能会造成公众的恐慌。
一、核设施退役的法律制度现状以及其中存在的问题《中华人民共和国核安全法》（以下简称《核安全法》）明确规定了核设施和退役的概念。
核设施是指核动力厂及装置，核动力厂以外的其他反应堆，核燃料循环设施和处理、贮存、处置放射性废物的设施。
退役，是指采取必要措施以便不再使用核设施的场所或设备的辐射剂量达到国家相关标准的要求。
而核设施退役是核设施到达设计寿期后，为了保障人员和环境安全而采取一系列必要措施的行动。
中国参加的国际公约中明文规定了有关核设施退役的内容的有《核安全公约》《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》。
比如根据《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》第26条的规定，要求缔约方采取适当步骤确保核设施退役的安全，与之对应我国《核设施退役安全要求》（GB/T19597－2004）在配备有合格的人员，相应的应急准备，保存核设施退役重要资料的记录等方面均做出了规定。
与核设施退役相关的还有核应急的国际法律制度，比如说《及早通报核事故公约》《核事故或辐射紧急情况援助公约》等。
编制核设施退役方案应该考虑到的主要因素(续)
根据 国外 报 道 的资 料 ， 应 力 钢筋 混 凝 土 和钢 预 筋混 凝土 长期保 持其 完整性 的科 研 实 验工 作正 在进 行 ， 部分 专 家认 为钢 筋 混 凝 土 就 是 人造 岩 石 。根 一 据 目前 国 内外 的 实 验结 果 表 明 ， 筋 混 凝 土 的 寿命 钢 不 影响 推迟实 施 Ⅱ、 Ⅲ级 退役 。 实 施结果 同时表 明 ， 在常 温 、 潮温 和 隔绝空 气 的 条件下 ， 即反应堆 进入 屏蔽 离状 态 ， 迟 １０年 实 推 ０ 施 Ⅲ级 退役 不影 响反应 堆压 力容 器 及其 内部 结构 件
２ 经验 总结
２ １ 反应堆 最终停 闭需 １ ． ０—１０年 ０
５ 。在此期 间 ， 年 对那 些 既 与辐 照 安 全无 关 ， 又不 影
响下一步退役活动的非放射设施 、 设备和系统 ， 可以
进行 拆除 。
２３ 在 Ｉ级退役 状态 下 。 ５年可 完成 Ⅱ级退 役 ． ３—
反应推 最 终 停 闭 １ ０—１０年 间 ，ｏ 以上 的放 ０ ９％ 射性 活度都 存 留于反 应堆本 体 内 。实施 Ⅲ级退 役 的 主要 工作 内容 是拆 除堆 芯 、 生物 屏 蔽 和 最终 清理 现
根据 国外核 设 施 退 役工 作 的经验 ， Ｉ级退 役 在 状 态下 ， 用 ３ 再 —５年完 成 Ⅱ级退 役 是 可能 的 。实施 Ⅱ级退 役 的主要活 动是拆 除 、 去污 、 物处 理 和处 置 废
以及材 料 回用 。拆 除和 去污所 占用 的时 间大概是 １ ：
场。因为反应堆本体 内包容 的放 射性总活度量值 大， 放射性部件的 比活度高 ， 并且为活化活度 ， 而且
核设施退役及放射性废物治理科研项目指南
核设施退役及放射性废物治理科研项目指南大家好，今天我们来聊一聊核设施退役及放射性废物治理这个话题。
我们要明确一点，这个话题可不是什么小儿科，而是关系到人类生存环境和健康的大事。
那么，我们该如何在这个领域开展科研项目呢？别着急，我这里给大家提供一份“项目指南”，希望对大家有所帮助。
一、项目背景与意义在过去的几十年里，随着人类对能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源来源得到了广泛应用。
核能的发展也带来了一些问题，其中之一就是核设施的退役问题。
核设施的使用寿命有限，当它们到达预定的寿命后，如何安全、有效地进行退役处理，防止放射性废物对环境和人类健康造成危害，就成为了一个亟待解决的问题。
放射性废物治理是一项技术性很强的工作，涉及到多个学科领域的知识。
通过开展核设施退役及放射性废物治理科研项目，可以提高我国在这方面的技术水平，为保障人民群众的生命安全和环境质量提供有力支持。
二、项目目标与任务1. 目标：建立一套完善的核设施退役及放射性废物治理技术体系，为我国核设施的退役和废物处理提供科学、可行的技术方案。
2. 任务：(1)研究核设施退役的理论和技术方法，包括退役规划、退役实施、退役验收等环节。
(2)研究放射性废物的产生、收集、储存、运输、处理和处置等全过程的管理技术。
(3)开展实际工程项目的技术攻关，积累实践经验。
(4)加强国内外技术交流与合作，引进先进技术和管理经验，提高我国核设施退役及放射性废物治理的技术水平。
(5)培养一批核设施退役及放射性废物治理的专业人才。
三、项目的组织与管理1. 成立专门的项目领导小组，负责项目的总体规划、协调各方资源、监督项目进展等工作。
2. 设立技术研发团队，由具有丰富经验的专家组成，负责项目的具体技术研究和攻关工作。
3. 加强与政府部门、企事业单位、高校和科研机构的合作，形成项目研发的合力。
4. 建立严格的项目管理制度，确保项目的顺利推进。
四、项目的资金保障与政策支持1. 争取国家相关政策和资金支持，为项目的研发提供充足的经费保障。
核设施退役中若干环境相关问题的探讨
摘 要 ：核 设 施 退役 有 利 于 消 除核 安 全 隐 患 ，减 少辐 射 环 境 风 险 ，是 环 境 保 护 的 一
项 重 要 活 动 。本 文 讨 论 了在核 设施 退 役 过 程 中应 重 点 关 注 的几 个 问题 ：退 役 目标 和 剂 量
约束值、退役过程 中有关控制值 的制定 、放射性废物管理 以及退役过程 中和退役终态的
（ 般 １ 以下 ） 而 言 ， 由于核 设 施退 役 一 般 产 一 ｔ
一
５ ２一
２ １ 年 第 １期 ０２
ＮＯ． １ ２ ２ ． ０１
核 安 全
Ｎ ｃｅ ｒＳ ｆ ｔ ｕ ｌａ ａｅｙ
到 将来 的其 他用 途 ，考 虑 照射 途 径 时 应 该 更 加
件 的不 同 ，极 低放 的上 限值 也 不 完 全 相 同 ，像 西北 地 区厂 址条 件 较 好 ，对 于 个 别 核 素 其上 限 值 可 以适 当放 宽 ，但 具体 数 值 要 根 据 环 境影 响
监 测 。并 结合 退 役 项 目说 明 了在 退役 实施 中应该 重 点 关 注的 环境 相 关 问题 。 关 键 词 ：核 设 施 ；退役 ；剂 量 约 束值 ；放射 性 废 物 管理 ；监 测
１ 前 言
核 设施 退 役 是 核设 施 生命 周 期 的终 端 ，是 核 设施 全 寿 期 管 理 中 的一 个 重要 环 节 ，是 环 境 保 护 的一 项 重 要 活 动 。核 设施 的安 全 退 役 有 利 于 消 除核 安 全 隐 患 ，减 少 辐射 环 境 风 险 。核 设 施 退 役 的基 本 要 求是 放 射 性 物项 获 得 安 全 处 理
如建 筑 物拆 除垃圾 、地 面 清理 土 壤 等 ，应 根 据
核电厂退役 标准
核电厂退役标准
随着核能技术的更新换代，核电厂的运行寿命也相应地得到了延长，但是不可避免的是，所有的核电厂在运行一定时间后都需要进行退役处理。
核电厂的退役是一个非常严谨
的过程，需要严格遵守相关的退役标准，以确保核电站的安全和环保。
核电厂退役标准主要有以下三个方面:
第一，核电厂的物理隔离标准。
核电厂在退役前需要将所有的核燃料移除，确保核燃
料不再在燃料芯内或反应堆中存在，保证核辐射源的消失。
此外，需要对设施进行彻底的
清理，以避免任何核污染的可能。
最后，还需要将核电站物理隔离，以保障周边环境的安全。
第二，核电厂的环境保护标准。
在核电厂退役过程中，需要确保任何形式的核放射性
材料不会对周围环境造成威胁。
因此，在退役过程中需要对场地进行监测和评估，以确保
各种环境指标符合相关的安全标准。
在难以充分掌握周围环境数据的情况下，应采取更加
保守的环保措施。
第三，核电厂的人员安全标准。
核电站退役过程中需要工作人员穿戴适当的防护装备，以确保在进行退役作业时不受辐射的影响。
此外，还需要确保食品、饮水等方面的安全，
以免人员受到核污染的侵害。
同时，还需要加强各种人口监测工作，以确保对从核电站周
边过渡区域的人员进行跟踪监测。
这些监测数据可以在后续的环境评估工作中提供重要的
帮助。
总之，在进行核电站退役过程中需严格遵循相关的标准和规范，以最大程度减少退役
过程中对环境和人员的影响和损害，确保核电站退役过程的安全和可控。
特种设备的退役处理与回收再利用要求
材料回收与循环利用
材料回收与循环利用是指将退役的特种设备进行拆解，将其中的可回收材料进行分类、回收和再利用 。这种再利用方式有助于减少资源浪费和环境污染，促进可持续发展。
再制造过程需要严格遵循相关法规和标准，确保再制造的特 种设备能够满足安全、环保和性能要求。同时，再制造企业 应具备相应的资质和认证，以确保再制造产品的质量和可靠 性。
翻新与升级
翻新与升级是指对退役的特种设备进行局部修复、改进和 升级，以恢复或提高其使用性能。这种再利用方式适用于 那些仍具有使用价值但部分零部件需要更换或升级的特种 设备。
环节都需要严格遵守相关法规和标准。
核设施退役处理技术
03
涉及多种技术手段，如化学清洗、机械切割、高温熔融等，需
要根据设施的具体情况和退役处理要求选择合适的技术。
案例二：大型化工设备退役处理案例
大型化工设备退役处理概述
大型化工设备在服役期满后，由于其特殊的材料和结构，需要进 行专业的退役处理。
大型化工设备退役处理流程
特种设备是指涉及生命安全、危险性较大的锅炉、压力容器（含气瓶）、压力管 道、电梯、起重机械、客运索道、大型游乐设施等设备。
特种设备按其功能、用途可分为若干类别，例如，锅炉、压力容器、压力管道属 于承压类特种设备；电梯、起重机械、客运索道、大型游乐设施属于机电类特种 设备。
退役处理的原因和必要性
特种设备使用一定年限后，会出 现设备老化、磨损等问题，导致 安全性能下降，存在发生事故的
安全处置与拆卸
制定安全处置方案
核设施退役及放射性废物治理科研项目指南
核设施退役及放射性废物治理科研项目指南下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。
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核电站的退役之路
◎文 戚译引全世界核电站反应堆的平均年龄已经超过30岁，很多反应堆即将走到寿命的终点，而如何处理退役的核设施，已成为一个世界难题。
核电站的退役之路截至7月1日，全世界有181座核电站反应堆已经关闭，而正在运行的反应堆总计不过417座。
假设反应堆平均寿命为40年，那么从现在起到2030年，将有207座反应堆关闭，到2059年还将新增124座。
这还不包括在1979年前开始运行的85座反应堆，以及长期停机状态的28座反应堆、建造中的47座反应堆。
核电站示意图百科探秘有多少核电站要退役？《2018世界核能产业现状报告》指出：“核设施的退役所花费的时间通常比预期要长，在大多数情况下甚至超过了建造和运行时间之和。
”目前全世界只有美国、德国和日本3个国家的19座反应堆完成了退役工作，其中只有10座恢复成绿地。
40. All Rights Reserved.目前已经完成退役的反应堆中，最快的只用了6年，最慢的花了42年。
它们大多是小型的展示堆或实验堆。
到目前为止，业界还没有运行了40年的大型商业化核电站完成退役的经验，但可以确定的是，这将是一项庞大的工程，并且最好趁早解决。
核电站怎么退役冷却罐装深埋燃料拆除设备铁路运走垃圾核废料填埋技术上，核设施的退役通常可以分为3个阶段。
首先，反应堆内部剩余的燃料被取出，转移到乏燃料池中，同时部分大型部件被拆除；其次，拆解反应堆中受到较强辐射污染的部件，例如反应堆压力容器；最后，移除操作系统，并清除建筑物受到的污染，最终拆除建筑物。
41. All Rights Reserved.美国最大核电站拆除示意图一座核电站工作的时间越长，累计产出的乏燃料就越多，设备受到的辐射污染也越严重，这意味着退役工作量将大大增加。
施奈德指出，其中最大的挑战或许来自于钚——许多商用核电站使用铀钚混合氧化物燃料（MOX），其中的钚通过后处理过程分离而来；而钚具有较强的辐射毒性，会对核燃料生产和乏燃料后处理设备造成污染，进而给拆卸过程中的辐射防护带来困难。
放射性废物管理和核设施退役
且释热率≤2kW/m3
第Ⅲ级(高放废物):比活度＞4×1011Bq/kg或释热率＞2kW/m3 ⑤含有半衰期大于30a的放射性核素的废物（不包括α废物） 第Ⅰ级(低放废物):比活度≤4×106Bq/kg 第Ⅱ级(中放废物):比活度＞4×106Bq/kg，且释热率≤2kW/m3 第Ⅲ级(高放废物):比活度＞4×1010Bq/kg或释热率＞2kW/m3
第二节 放射性废物的产生和分类
三、我国放射性废物分类法和IAEA推荐的废物分类法(5/5)
2．1990年国际原子能机构推荐了一个按放射性废物处置分类的固体废物分
类标准（见表5-1） 2009年又颁布新放射性废物分类
表5-1 国际原子能机构固体废物分类标准
废物级别
特
性
处置方案选择
1．豁免废物（EW）
第三节 低中放废物的处理
一、废气的净化处理与排放监控（5/5）
监测与排放
处理后的废气经监测合格由高烟囱排放。烟囱排放设连续监测和取样监测。 连续监测在主控室自动记录放射性活度和流量，设置报警阈值，达到报 警阈值时，关闭排放。
气载流出物的排放必须控制在审管部门批准的限值内，营运单位应按废 物管理优化的原则申请排放限值并规定管理目标值。
第三节 低中放废物的处理
二、废液的净化处理与排放监控（2/3）
2．废液的净化处理
处理方法 过滤 蒸发
离子交换
电渗析 反渗透 天然蒸发
处理设备
设备操作
去污因子DF
常压过滤、减压过滤、真 空过滤、离心过滤、冷冻 过滤、超滤
滤芯更换操作条件： ①过滤器进出口压差达到0.25MPa ②过滤器外表面剂量率达到15mSv/h
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。
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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。
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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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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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法国核退役
１前言由于核工业中的一大批早期核设施已陆续完成历史使命，已经或将要进入退役阶段，而且随着时间的推移和新的核设施的建造，还将有更多的核设施进入退役，因而核设施的退役工作变得越来越重要。
目前，整个国际社会都在关注反应堆和其它核设施的退役问题。
法国是一个核技术发达的国家，在核设施退役方面做了许多研究和开发工作，积累了丰富的经验，并使一些待退役的核设施（包括反应堆和其它核燃料循环设施）分别进入了二级或三级退役状态。
本文主要依据本人在法国的学习内容，并参考有关资料，对法国有关核设施退役的政策、法规、退役经验与方法，以及废物处理与处置做一全面介绍。
最后，作为一个实例，简要介绍Ｇ１石墨气冷生产堆的退役情况。
２核设施退役概况在法语中，没有与“ 退役”” 相对应的词，通常是用“D é lassement”（降级）和“D é man t è lement”（拆除）来表示，其含义分别为：降级：表示为消除或减少核危害，并使核设施从ＩＮＢ（基本核设施）或ＩＣＰＥ（环保类核设施）表中删除，使核设施最终停闭的管理和操作工作的总称。
拆除：表示用不同方法将核设施全部或部分加以拆除。
２ . １退役政策核设施的退役是一项长期工作，涉及的因素较多，特别是对反应堆来说，其堆芯的拆除可能是几十年后的事。
但有一点是肯定的，即核设施的退役至少应保持与其最终停闭前同样的安全水平，以保护环境和人类。
从政策方面来说，法国目前还没有针对退役的专用法规，而是将其视为现行法规的一个特例来对待。
对于退役计划的安排和拆除技术的选择也没有任何限制或特殊要求，仅将其视为业主的责任。
核安全当局所关心的只是对所选择的退役计划和拆除技术的确认，而不管其选择了什么样的技术。
虽然法国在退役技术的研究和开发方面做了大量工作，但核设施的拆除工作还没有成为一项常规性工作。
各类核设施的差别，其外形、放射性性质和水平等仍然是影响退役策略选择的重要因素。
核设施退役技术分析
核设施退役技术分析张元平【摘要】未来数年，我国陆续有多项核设施将进入退役周期，退役任务将会常态化，核设施退役处置任务的增加，将使得相关核安全管控及环保压力随之增大。
核设施退役时反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除，又是其中极为重要的一项涉核活动，这就使得设计开发一种安全高效的退役切割分离和拆除技术，成为一项十分必要的工作，以达到尽量减少退役实施对公众和环境带来的辐射伤害和其他危害。
【关键词】核设施退役｜机械运动系统｜超高压水射流切割｜等离子切割核设施退役过程中的重难点技术工作是反应堆及一回路内的涉核物项拆除及处置，其中反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除又是其中极为重要的一项工作。
反应堆支撑结构是反应堆压力容器的重要支撑结构件，其已被活化，表面辐射剂量率水平较高，属于中高剂量放射性废物，其上端与压力容器焊接为一体，下端与附属支撑结构焊接相连。
在压力容器拆除时，需要将支撑结构与压力容器切割分离，压力容器拆吊后，在空气中对支撑结构中水上部分进行切割解体，然后在拆除纵向固定机构后，对支撑结构下半部分进行水下切割解体。
由于反应堆屏蔽结构采用夹铅的特殊结构，所以在退役拆解过程中不能使用热切割(基于铅低沸点的物理特性，热切割时会产生铅蒸汽造成污染，容易引起工作人员铅中毒)，故只能采用冷切割的方式进行拆除，同时目标产品核安全等级高、拆除难度大、切割工艺要求严。
为了完成上述核设施退役过程中反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除任务，本文提出了一种能够实现远距离操作和现场控制操作相结合的切割拆除技术，选用等离子切割技术实现反应堆支撑结构水下和水上部位的切割拆除，选用叠加超高压水射流切割技术进行反应堆屏蔽结构切割拆除,实现夹铅屏蔽结构的冷态切割，同时根据核设施退役现场空间接口尺寸灵活配备各切割设备安装基架平台，然后再通过电气控制系统对上述各设备进行系统集成与功能控制，进而解决反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除问题。
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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。
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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
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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：
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
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四、 人员培训
五、示范工程与数据库的利用
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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
2、源项调查方法
（1）文档调查
（2）计算
收集核设施的档案材料、历 史记载，包括审批文件、设 计建造图纸、调试记录、大 修改建记载，运行日志、监 测数据及事件/事故报告等， 也包括对当事人的调查。
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3、就地埋葬
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二、退役计划
在反应堆关闭前5年（至少前3年）就着手做退役前期准备工 作 退役分成三个阶段： 1、前期阶段， 2、实施阶段， 3、验收阶段。
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退役方案和退役计划应明确规定退役目标、退役程序、时间进度、 预计的废物量、工作人员受照剂量和费用估算等。
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核燃料循环前段和后段的设施，前段主要是铀（钍）及其子体 镭和氡，后段污染核素是铀、钚、镎和长寿命裂变产物。
对核燃料前段和后段的工厂，各国优选立即拆除策略。 核研究中心的小型核设施、热室和加速器，也宜采用立即拆除。 2、延缓拆除
好处：降低退役人员的受照剂量，若干年后可能开发出更先进的 去污技术可以被利用。
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一、退役策略
退役三种策略：
关闭核设施后40年内完成的退役算作立即拆除，延缓40年后 的退役，划作延缓拆除。
核设施退役退役策略的选择，取决于以下三大因素： 1、政治、社会、地理因素 2、技术因素
3、经济因素
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1、立即拆除
可能导致工作人员受照剂量较高，需要采用或发展遥控切割和 拆卸机具。
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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公众接受性的改变。
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延缓拆除被用于大型反应堆的退役 先卸出乏燃料，运走可能的新燃料组件，处理 燃料水池，运走放射源，卸出反应堆冷却剂， 对压力容器外围的设备进行去污、切割和拆除， 封堵压力容器的进出管口，还可能需要建立专 门包容压力容器的建筑物。
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延缓拆除要考虑的因素：
1、系统包容性能的降低（如下水道、通风管道、槽罐和贯穿 件的泄漏，手套箱手套的老化等） 2、监控仪表功能下降或失效 3、辅助系统/支持系统能力的减弱或失效 4、熟悉核设施人员的流散和消失 5、资料档案的散失 6、处置费用上涨和通货膨胀
7、需要长期监督、维护、监测和保安，必须有持续的经费保 证
包括物料衡算和通过适当计算 机软件作的计算。
（3）现场调查
• 包括现场直接测量和取样
回实验室做分析，热点辐 射常常需要用遥控探测
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二、检测设备和方法
监测工作：制定测量计划、优选测量方法和评价测量结果 放射性测量：活度测量、能谱测量和剂量测量。 辐射监测设备：气体电离探测器、闪烁探测器、半导体探测器和固 体探测器。 检测表面污染的方法：1、直接法，用仪器直接测量；2、间接法， 擦拭之后拿到实验室用谱仪测量或作放化分析。
第六章 核设施的退役
曹锦佳
核科学技术学院
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据IAEA估计，全世界约有2800座核设施需要在未来的几 十年中退役。IAEA对核电厂和研究堆的退役、核燃料循 环设施的退役以及医疗、工业和研究设施的退役分别制定 了导则
大型核设施的退役是周期长、涉及面广、投资高的大型工程， 需要许多专业人员的参与，需要几年甚至上百年的时间。安全、 经济、高效地完成退役任务，成为核科技工程界当前研发的重 点任务之一。
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第一节 退役计划和准备
一、退役策略 二、退役计划 三、组织领导机构和职责分工 四、 人员培训 五、示范工程与数据库的利用
有些核设施或者他的某些部分，符合法规要求，经审管部门批准进入到 一个新的或者现存的核设施中，它所处厂址仍然处在审管控制之下，也 可以认为是完成了该核设施的退役。
退役活动包括移走放射性物质、去污、设备拆卸、房屋拆除、场址清污
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冷切割 优点：烟尘和气溶胶污染少，操作简单，工具 易得，投资小。 缺点：速度慢，操作人员劳动强度大，机械切 割会产生较多的固体颗粒，要避免造成放射性 污染扩散。 热切割 优点：速度快，可切割厚件物体。 缺点：温度高，有较多的气溶胶和烟尘物释出， 可能需要额外通风和防护用具。
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