《核設施退役工程(精)》較為全面地介紹了核設施退役技術。主要內容包括：核設施、核設施安全關閉、核設施退役工程、核設施退役安全、核設施退役質量、核設施退役評估、核設施退役發展趨勢；核設施特性調查方法與技術；核設施退役化學去污技術、機械（物理）去污技術以及機械與化學結合的去污技術；核設施退役金屬切割技術和混凝土拆除（毀）技術；退役廢物管理的基本原則、處理、整備、處置方法；退役輻射安全、臨界安全和一般工業安全。並介紹了國內外核設施退役特別是後處理設施和反應堆設施退役的經驗和教訓。 王邵、劉坤賢和張天祥主編的《核設施退役工程(精)》可供從事核設施退役及放射性廢物管理的專業技術人員、管理人員閱讀，也可以供大專院校有關專業的學生參考使用。
基本介紹
- 書名：核設施退役工程/核燃料工藝技術叢書
- 出版社：原子能出版社
- 頁數：314頁
- 開本：16
- 作者：王邵 劉坤賢
- 出版日期：2013年2月1日
- 語種：簡體中文
內容簡介,圖書目錄,
內容簡介
作者王邵、劉坤賢和張天祥都是多年來從事核設施退役及放射性廢物治理的研究和實踐者，本書是他們在多年的研究和生產實踐的基礎上，綜合了國內外本領域的最新成果和套用經驗編纂而成，具有較高的理論和實際套用水平。
《核設施退役工程(精)》對從事相關工作的生產技術人員、工程技術人員了解、掌握和套用相關理論和技術，指導生產和套用將有重要的作用。同時，本書對大、專院校師生也具有較好的參考價值。
《核設施退役工程(精)》對從事相關工作的生產技術人員、工程技術人員了解、掌握和套用相關理論和技術，指導生產和套用將有重要的作用。同時，本書對大、專院校師生也具有較好的參考價值。
圖書目錄
第1章 緒論
1．1 核設施類型
1．1．1 反應堆設施
1．1．2 後處理設施
1．1．3 其他核燃料循環設施
1．2 核設施的安全關閉
1．3 核設施退役工程
1．3．1 退役準備
1．3．2 退役工程實施
1．3．3 退役工程驗收
1．4 退役安全
1．5 退役質量保證
1．5．1 質量保證體系的建立
1．5．2 質量保證大綱
1．5．3 質量保證大綱的實施
1．6 核設施退役評估
1．6．1 項目立項前的評估
1．6．2 最終評估
1．7 國內外核設施退役發展狀況
參考文獻
第2章 源項及特性調查
2．1 源項及特性調查分類
2．2 特性調查方法
2．2．1 特性調查程式
2．2．2 特性調查方法
2．3 源項調查技術
2．3．1 現場測量技術
2．3．2 實驗室測量技術
2．4 放射性殘留量估算
2．4．1 放射性物料估算方法及流程
2．4．2 計算方法
2．5 核設施源項和特性調查方案
2．5．1 源項和特性調查方案的主要內容
2．5．2 現場測量技術選擇
2．5．3 特性調查活動中的注意事項
2．6 終態放射性特性調查報告大綱
參考文獻
第3章 退役去污
3．1 概述
3．1．1 放射性污染
3．1．2 退役去污
3．1．3 退役去污的分類與選擇
3．1．4 衡量退役去污效果的指標
3．2 化學去污
3．2．1 去污試劑
3．2．2 化學去污工藝
3．2．3 幾種有效的去污方法
3．3 物理去污
3．3．1 噴射去污
3．3．2 超音波去污
3．3．3 PIG去污
3．3．4 其他機械(物理)去污技術
3．4 電化學去污
3．4．1 去污原理
3．4．2 電解液的選擇
3．4．3 去污方式
3．4．4 工藝系統組成
3．4．5 影響電化學去污的因素
3．5 熔煉去污
3．5．1 感應熔煉原理
3．5．2 金屬熔煉的造渣技術
3．5．3 金屬熔煉配方
3．5．4 主要熔煉設備
3．5．5 廢金屬熔煉處理工藝
3．5．6 金屬熔煉技術的研究和套用
3．5．7 熔煉後的廢金屬再循環、再利用
3．6 去污新技術
參考文獻
第4章 核設施退役拆除、分割和拆毀
4．1 概述
4．2 金屬材料的切割
4．2．1 熱切割
4．2．2 冷切割
4．3 混凝土拆除(毀)
4．3．1 控制爆破
4．3．2 球錘或扁平錘
4．3．3 膨脹拆除
4．3．4 鋁熱劑反應噴槍
4．3．5 金剛石切割機具
4．3．6 其他技術
4．4 機器人和遠距離作業系統
4．5 遠程操控設備和機器人在核設施退役中的套用實例
4．5．1 美國漢福特熱室遠距離拆除系統
4．5．2 卡爾斯魯厄後處理廠的退役
4．6 整體吊運拆除工藝
4．7 具體部件的拆除
4．7．1 大型管道的拆除
4．7．2 重混凝土構築物的切割拆除
4．7．3 石墨堆堆本體拆除
4．7．4 核設施廠房結構的拆除解體
參考文獻
第5章 退役廢物的管理
5．1 退役廢物的來源與分類
5．1．1 退役廢物的來源與特點
5．1．2 退役廢物的分類
5．2 退役廢物管理的基本原則和需要重視的問題
5．2．1 退役廢物管理基本原則
5．2．2 廢物管理中應該重視的問題
5．3 退役廢物的處理
5．3．1 氣載廢物的處理
5．3．2 放射性液體廢物的處理
5．3．3 放射性固體廢物的處理
5．4 退役放射性廢物的整備
5．4．1 放射性廢物固定/固化
5．4．2 放射性廢物的包裝
5．5 退役廢物的暫存
5．5．1 放射性廢液的暫存
5．5．2 中、低放固體廢物暫存
5．5．3 a廢物的暫存
5．6 退役廢物的處置
5．6．1 近地表處置
5．6．2 中等深度處置
5．6．3 深地質處置
5．6．4 極低放廢物處置
5．7 退役廢物最小化
5．7．1 減少源項
5．7．2 防止污染擴散
5．7．3 再循環和再利用
5．7．4 廢物管理最佳化
5．8 危險廢物和有毒廢物的安全管理
5．8．1 汞
5．8．2 鉛
5．8．3 石棉
5．8．4 氰化物
5．8．5 多氯聯苯
參考文獻
第6章 核設施退役安全
6．1 輻射安全
6．1．1 核設施退役輻射安全的一般原則
6．1．2 縱深防禦
6．1．3 輻射防護
6．1．4 輻射安全防護措施
6．1．5 輻射監測
6．2 臨界安全
6．3 工業安全
6．3．1 機械、工具傷害
6．3．2 電傷和電擊
6．3．3 酸、鹼灼傷
6．3．4 燃燒與爆炸
6．3．5 噪聲傷害
6．4 環境安全
6．4．1 環境影響評價
6．4．2 氣載流出物對環境的影響
6．4．3 液態流出物對環境的影響
6．5 核設施退役安全評估
6．6 退役工程安全應急預案
參考文獻
第7章 退役案例與經驗
7．1 獲得的一般經驗和教訓
7．1．1 特性調查
7．1．2 去污
7．1．3 拆除
7．1．4 廢物管理
7．2 反應堆的退役
7．2．1 我國微型中子源反應堆的退役
7．2．2 比利時莫爾BR3核電站退役
7．2．3 日本JPDR堆的退役
7．2．4 法國G1石墨氣冷堆的退役
7．2．5 溫茨凱爾改進型氣冷堆(WAGR)退役
7．2．6 俄羅斯石墨堆退役
7．2．7 我國石墨水冷堆的退役
7．3 後處理設施退役
7．3．1 法國UPl後處理廠的退役
7．3．2 德國WAK後處理廠的退役
7．3．3 法國軍用AT1後處理中間廠的退役
7．3．4 美國橡樹嶺國家實驗室熱室的退役
7．3．5 我國後處理主工藝廠房的退役
參考文獻
附錄I 國際原子能機構(IAEA)退役計畫的格式和內容
附錄II 我國已發布的與退役相關的標準
1．1 核設施類型
1．1．1 反應堆設施
1．1．2 後處理設施
1．1．3 其他核燃料循環設施
1．2 核設施的安全關閉
1．3 核設施退役工程
1．3．1 退役準備
1．3．2 退役工程實施
1．3．3 退役工程驗收
1．4 退役安全
1．5 退役質量保證
1．5．1 質量保證體系的建立
1．5．2 質量保證大綱
1．5．3 質量保證大綱的實施
1．6 核設施退役評估
1．6．1 項目立項前的評估
1．6．2 最終評估
1．7 國內外核設施退役發展狀況
參考文獻
第2章 源項及特性調查
2．1 源項及特性調查分類
2．2 特性調查方法
2．2．1 特性調查程式
2．2．2 特性調查方法
2．3 源項調查技術
2．3．1 現場測量技術
2．3．2 實驗室測量技術
2．4 放射性殘留量估算
2．4．1 放射性物料估算方法及流程
2．4．2 計算方法
2．5 核設施源項和特性調查方案
2．5．1 源項和特性調查方案的主要內容
2．5．2 現場測量技術選擇
2．5．3 特性調查活動中的注意事項
2．6 終態放射性特性調查報告大綱
參考文獻
第3章 退役去污
3．1 概述
3．1．1 放射性污染
3．1．2 退役去污
3．1．3 退役去污的分類與選擇
3．1．4 衡量退役去污效果的指標
3．2 化學去污
3．2．1 去污試劑
3．2．2 化學去污工藝
3．2．3 幾種有效的去污方法
3．3 物理去污
3．3．1 噴射去污
3．3．2 超音波去污
3．3．3 PIG去污
3．3．4 其他機械(物理)去污技術
3．4 電化學去污
3．4．1 去污原理
3．4．2 電解液的選擇
3．4．3 去污方式
3．4．4 工藝系統組成
3．4．5 影響電化學去污的因素
3．5 熔煉去污
3．5．1 感應熔煉原理
3．5．2 金屬熔煉的造渣技術
3．5．3 金屬熔煉配方
3．5．4 主要熔煉設備
3．5．5 廢金屬熔煉處理工藝
3．5．6 金屬熔煉技術的研究和套用
3．5．7 熔煉後的廢金屬再循環、再利用
3．6 去污新技術
參考文獻
第4章 核設施退役拆除、分割和拆毀
4．1 概述
4．2 金屬材料的切割
4．2．1 熱切割
4．2．2 冷切割
4．3 混凝土拆除(毀)
4．3．1 控制爆破
4．3．2 球錘或扁平錘
4．3．3 膨脹拆除
4．3．4 鋁熱劑反應噴槍
4．3．5 金剛石切割機具
4．3．6 其他技術
4．4 機器人和遠距離作業系統
4．5 遠程操控設備和機器人在核設施退役中的套用實例
4．5．1 美國漢福特熱室遠距離拆除系統
4．5．2 卡爾斯魯厄後處理廠的退役
4．6 整體吊運拆除工藝
4．7 具體部件的拆除
4．7．1 大型管道的拆除
4．7．2 重混凝土構築物的切割拆除
4．7．3 石墨堆堆本體拆除
4．7．4 核設施廠房結構的拆除解體
參考文獻
第5章 退役廢物的管理
5．1 退役廢物的來源與分類
5．1．1 退役廢物的來源與特點
5．1．2 退役廢物的分類
5．2 退役廢物管理的基本原則和需要重視的問題
5．2．1 退役廢物管理基本原則
5．2．2 廢物管理中應該重視的問題
5．3 退役廢物的處理
5．3．1 氣載廢物的處理
5．3．2 放射性液體廢物的處理
5．3．3 放射性固體廢物的處理
5．4 退役放射性廢物的整備
5．4．1 放射性廢物固定/固化
5．4．2 放射性廢物的包裝
5．5 退役廢物的暫存
5．5．1 放射性廢液的暫存
5．5．2 中、低放固體廢物暫存
5．5．3 a廢物的暫存
5．6 退役廢物的處置
5．6．1 近地表處置
5．6．2 中等深度處置
5．6．3 深地質處置
5．6．4 極低放廢物處置
5．7 退役廢物最小化
5．7．1 減少源項
5．7．2 防止污染擴散
5．7．3 再循環和再利用
5．7．4 廢物管理最佳化
5．8 危險廢物和有毒廢物的安全管理
5．8．1 汞
5．8．2 鉛
5．8．3 石棉
5．8．4 氰化物
5．8．5 多氯聯苯
參考文獻
第6章 核設施退役安全
6．1 輻射安全
6．1．1 核設施退役輻射安全的一般原則
6．1．2 縱深防禦
6．1．3 輻射防護
6．1．4 輻射安全防護措施
6．1．5 輻射監測
6．2 臨界安全
6．3 工業安全
6．3．1 機械、工具傷害
6．3．2 電傷和電擊
6．3．3 酸、鹼灼傷
6．3．4 燃燒與爆炸
6．3．5 噪聲傷害
6．4 環境安全
6．4．1 環境影響評價
6．4．2 氣載流出物對環境的影響
6．4．3 液態流出物對環境的影響
6．5 核設施退役安全評估
6．6 退役工程安全應急預案
參考文獻
第7章 退役案例與經驗
7．1 獲得的一般經驗和教訓
7．1．1 特性調查
7．1．2 去污
7．1．3 拆除
7．1．4 廢物管理
7．2 反應堆的退役
7．2．1 我國微型中子源反應堆的退役
7．2．2 比利時莫爾BR3核電站退役
7．2．3 日本JPDR堆的退役
7．2．4 法國G1石墨氣冷堆的退役
7．2．5 溫茨凱爾改進型氣冷堆(WAGR)退役
7．2．6 俄羅斯石墨堆退役
7．2．7 我國石墨水冷堆的退役
7．3 後處理設施退役
7．3．1 法國UPl後處理廠的退役
7．3．2 德國WAK後處理廠的退役
7．3．3 法國軍用AT1後處理中間廠的退役
7．3．4 美國橡樹嶺國家實驗室熱室的退役
7．3．5 我國後處理主工藝廠房的退役
參考文獻
附錄I 國際原子能機構(IAEA)退役計畫的格式和內容
附錄II 我國已發布的與退役相關的標準
