一、美国核管会修改乏燃料容器制造法规（论文文献综述）
曾铁军[1]（2021）在《面向放射性物品运输的个体自主安全智能关键技术研究》文中认为传统核安保技术存在着保护范围有限,保护力度、保护精细度不够充分的问题,其本质是目前的实物保护技术相对于被保护的对象而言,是一种外在的被动监控手段。放射性物品自身既不能感知面临的危险,也不具备基本应对能力。基于此,本文把当前最新的信息技术引入到核安保领域,以现有的核安保技术为基础,开展放射性物品个体自主智能核安保关键技术的研究。即在放射性容器上加装智能电子设备,使其能感知自身面临的危险,并按照一定逻辑作出判断,进而实施自我保护的措施。以信息物理融合系统为技术原型对象,开展“非授权接近”探测、“非授权移动”探测技术研究,建立基于个体自主安全智能的面向放射性物品运输的新型安保系统,提升安保能力。具体研究内容如下:（1）个体自主安全智能概念与体系。针对传统核安保技术的被动保护问题,在物联网等新技术出现的条件下,提出个体自主安全智能的概念。借鉴《放射源安保》对安保措施执行目标的分类,将放射性物品的自主安全智能可以划分为两个安全等级,并进一步建立外在安全系统能力与内在安全智能相结合的放射性物品安保能力级别。基于个体自主安全智能技术,采用CPS（Cyber Physical System,简写CPS）嵌套结构,提出了信息物理融合的新型核安保体系。（2）基于视频与红外的非授权接近纵深防御模型与方法。IAEA（International Atomic Energy Agency,简写IAEA,国际原子能机构）要求基本型、增强型、额外型安保等级的放射性物品运输安保系统都需要提供对包裹的非授权接近的立即探测。对放射性物品车载运输的典型威胁场景展开分析,将入侵者接近放射性物品分成三个阶段:由极远处移动至车门、破坏车门进入车厢、车厢内接近放射性物品容器。根据三个阶段提出含有控制区域、保护区域、核心区域的纵深防御模型。单一的接近探测方式可能存在误判或者漏检,为了提高非授权接近探测结果的准确率,提出了基于有限状态机的非授权接近决策方法,可以获得系统正常、正常巡检、非授权接近预警、非授权接近告警、灵敏度配合和装置故障告警等决策结果。（3）基于RSSI（Received Signal Strength Indicator,简写为RSSI）的IAEA-Ⅰ型非授权移动探测方法。IAEA要求在基本型（即IAEA-Ⅰ）安保等级的放射性物品运输安保系统需要提供对包裹的非授权移动的探测。按照探测距离由近至远的顺序,提出基于空间投影角的非授权移动探测方法、基于面积比较法的非授权移动探测方法和基于失效检测的非授权移动探测方法。三种方法可以叠加使用,以提高非授权移动探测的可靠性。基于空间投影角的非授权移动探测方法是将RSSI值转换为距离,进而建立车厢内的空间长方体。将移动的放射性物品节点与其在空间长方体内的两个投影点连接成三角形,再根据空间投影角判断是否移动至车厢外。仿真结果表明该方法放射性物品离开车厢距离达到0.25米将会被探测到,现场实验表明该距离将达到2.4米。基于面积比较法的非授权移动探测方法是忽略放射性物品节点与锚节点之间的高度差。该节点与锚节点组成的四个三角形面积之和减去车厢面积的值大于零,则认为其离开了车厢。仿真结果表明,放射性物品离开车厢距离达到1.04米将会被探测到。放射性物品非授权移动到了较远处,导致放射性物品节点与车厢内的相关节点之间通信失效,则认为其发生了非授权移动。为了节约能量和提高检测精度,本文提出一种现场响应失效检测方法,即先使用Push模型,当测量得到怀疑的结果时,由pull模型进一步确认失联。失效检测算法中的超时阈值与运输安保等级挂钩,并提出了具体的量化方案。现场试验表明本方法是有效的,失效报警的最远距离达到26米。（4）基于UWB（Ultra Wide Band）的IAEA-Ⅱ型尝试非授权移动探测模型及方法。IAEA要求在增强型（即IAEA-Ⅱ）安保等级的放射性物品运输安保系统需要提供对包裹的尝试非授权移动的探测。针对运输车厢内放射性物品容器的平移和转动导致的尝试非授权移动,提出了基于UWB信号的协作式尝试非授权移动探测方法,解决了放射性物品金属容器本身导致的遮挡问题。仿真试验表明该算法稳定、误差较小。对于平行移动:三个标签的最大误差不到6厘米;对于转动:放射性物品容器倾角误差达到1.5°。（5）基于个体自主安全智能的车载运输安保系统。基于放射性物品自主安全智能、北斗定位等技术,设计了放射性物品车载运输过程的安保系统,实现了感知、预警、延迟和报警等功能,提高了运输安全性。为了提高车载安保中心的警报评估概率,采取的优化措施包括划分报警信号优先级、优化声光报警形式、视频联动、警卫培训及加强组织管理。基于模糊层次分析法,定量分析了这些措施对EASI方法中警报评估概率的影响。论文对面向放射性物品运输的个体自主安全智能关键技术进行研究,研究成果可指导设计、建立新型运输安保系统,有效提升系统安保水平。
李长园[2]（2021）在《铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究》文中认为铝基碳化硼是以金属铝为材料基体,以碳化硼为中子吸收物质组合而成的复合材料。铝基碳化硼复合材料具有良好的热中子吸收性能,材质轻,韧性好,耐高温、耐辐射,原材料价格低廉,已被用于部分压水堆核电厂乏燃料贮存和转运过程中的中子屏蔽。铝基碳化硼复合材料的制备工艺目前主要有金属熔融铸造法、浸渗工艺法和粉末冶金法三种,其中粉末冶金法技术最成熟,使用最广泛。铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能是该材料被用于中子屏蔽的重要参数之一,影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有材料配比、硼-10丰度、材料密度、碳化硼粒度和分布等。本文首先概要介绍了采用粉末冶金法制备铝基碳化硼复合材料样品的工艺流程及对材料的物性测量,为材料中子屏蔽性能的分析测量提供条件。本文研究的重点工作为采用理论分析、数值模拟和实验测量等多种方法对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素进行分析,为该材料的优化和改进提供借鉴和依据。针对铝基碳化硼在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用,分析了熔盐堆燃料盐在反应堆停堆后的中子来源、放射性强度和能量谱分布,通过对比分析了铝基碳化硼用作燃料盐排放罐中子吸收材料与镉板、普通混凝土材料的优势,计算给出由铝基碳化硼和聚乙烯组合而成的熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽方案。本文的主要章节和相应内容为:第一章,绪论。铝基碳化硼复合材料作为一种新型高性能中子吸收材料,其制备方法、力学性能和耐辐照性能等均被国内外学者广泛研究,但针对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能因素的相关研究报告并不多且缺少系统性的归纳总结和实验测试验证。本章节概述了铝基碳化硼复合材料的研究现状、研究中存在的不足、中子屏蔽理论与分析方法、铝基碳化硼复合材料相比碳化硼陶瓷材料、硼铝合金材料的优势以及本文针对铝基碳化硼复合材料所要开展的研究内容。第二章,样品制备与材料物性。本文测试使用的铝基碳化硼复合材料采用粉末冶金工艺制备。铝基碳化硼复合材料密度测试结果接近理论值,说明通过冷压成型、热压烧结和轧机轧制等工艺可以避免复合材料内部的微孔,提高材料相对密度;采用X射线衍射分析仪对铝基碳化硼复合材料物相的测量未发现材料中存在硼铝化合物,说明该制备工艺过程中铝和碳化硼发生化学反应的概率比较低;采用扫描电镜观察铝基碳化硼复合材料样品表面的微观组织形貌,为后续分析材料中子屏蔽性能的数值模拟和实验测量结果之间存在的差异提供依据;通过计算中子辐照对铝基碳化硼复合材料的原子平均离位（DPA）,分析该材料受中子辐照的产生损伤的机理,为其作为非结构性材料用于熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽提供理论指导。第三章,中子屏蔽性能理论与模拟分析。优异的中子屏蔽性能是铝基碳化硼复合材料被广泛用作中子屏蔽材料的重要因素之一。影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有B4C含量、硼-10丰度、材料密度和中子注量等。本章节采用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序进行模拟计算,针对硼-10吸收中子的能量范围比较宽的特点,分析了铝基碳化硼复合材料对不同能量的中子的屏蔽性能,为材料屏蔽中子的适用范围以及与其他中子慢化材料进行组合使用提供理论借鉴;铝基碳化硼复合材料主要用于吸收热中子,分析了该材料的热中子屏蔽性能分别随B4C含量、硼-10丰度、材料密度的变化规律,为材料的制备优化提供科学的基础数据;分析了铝基碳化硼复合材料吸收中子消耗硼-10对材料中子屏蔽性能的影响和变化规律,为该材料作为非结构性材料可以长期用于高通量中子辐照环境提供理论数据。通过对球状模型和板状模型计算结果的比较,证实了中子散射的贡献是导致模拟与理论公式计算结果存在细微差别的原因。第四章,中子屏蔽性能实验验证。采用电子加速器驱动的白光中子源装置分别测量了碳化硼质量份数分别为16.85%和31%的铝基碳化硼复合材料板对2×10-9Me V～5×10-4Me V能量范围中子的屏蔽性能,通过实验测量结果分析了碳化硼含量对材料中子屏蔽性能的影响。通过将铝基碳化硼复合材料分成碳化硼颗粒和铝基体两种材料的组合建立新的模型,分析碳化硼粉体粒度对复合材料的中子屏蔽性能的影响,计算结果对比发现碳化硼粉体粒度的增加会影响铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能,尤其影响材料对能量小于10-7Me V的低能中子的屏蔽性能;分析发现,当碳化硼的粒度减小至几个微米时,复合材料的中子屏蔽性能可以接近理论水平,该分析结果为材料制备过程中对于碳化硼原材料粒度的选择具有一定的指导意义。第五章,在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用。熔盐堆采用Li F-Be F2-Zr F4-UF4（65.30 mol%-28.71 mol%-4.79 mol%-1.20 mol%）作为燃料盐,燃料盐中Be F2的摩尔配比高达28.71%,反应堆停堆后,燃料盐中放射性核素释放的γ射线通过与铍等核素发生（γ,n）反应产生的中子远高于燃料盐自身裂变的中子产额。采用ORIGEN-S程序计算放射性核素衰变、放射性核素裂变和（α,n）反应的中子源强和能量分布,采用MCNPX程序计算γ射线与物质发生（γ,n）反应的中子源强和能量分布,通过对反应堆停堆后燃料盐中子来源、源强和能量分布的分析,确定燃料盐排放罐四周的中子辐射影响。铝基碳化硼复合材料中子吸收能量范围宽,用于屏蔽燃料盐排放罐中子明显优于镉和混凝土材料。采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加10 cm厚度的聚乙烯中子慢化材料组合可以将燃料盐排放罐外的中子注量率降低至1×105 n/（cm2·s）以下,防止中子对周围设备的活化;采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加20 cm厚度的聚乙烯可以将排放罐外的中子剂量当量率降低至2 m Sv/h以下,方便燃料盐排放罐的运输。第六章,总结与展望。总结了铝基碳化硼复合材料对不同能量中子的屏蔽性能变化;分析了碳化硼含量、硼-10丰度、材料密度和碳化硼粒度等对铝基碳化硼复合材料热中子屏蔽性能的影响及变化规律;比较了铝基碳化硼复合材料作为熔盐堆燃料盐的中子吸收材料与传统的中子屏蔽材料镉、混凝土相比,具有中子吸收能量范围宽等优势,可以节约中子屏蔽空间,减小中子屏蔽重量,解决工程设计中屏蔽空间和重量受限问题。针对铝基碳化硼复合材料进一步用于结构性中子屏蔽材料所要解决的材料力学性能和耐辐照性能等问题进行了展望。
刘思佳[3]（2020）在《小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究》文中研究指明氟盐冷却高温堆是结合了多种反应堆优势提出的一种第四代反应堆,其技术特点为:使用包覆燃料颗粒作为燃料,熔融氟盐作为冷却剂,更多采用非能动安全设计,借鉴成熟的反应堆常规岛设计和能量转换系统。评估认为,氟盐冷却高温堆具有良好的安全性、经济性、可持续性和防核扩散性,具有很高的商业可行性。小型模块化反应堆是当前反应堆发展的一大热点,因为小型模块化反应堆能满足更广大用户和更灵活的用电需求。小型模块化反应堆通过其固有的和非能动安全特性提高了反应堆的安全性能,也提供了更好的前期资本承受能力,适用于热电联产和非电应用。结合氟盐冷却高温堆的诸多优势和模块化反应堆的技术特点,本文提出了一种小型模块化棱柱型氟盐冷却高温堆设计SM-FHR（Small Modular Fluoride salt cooled High temperature Reactor）。SM-FHR使用Flibe作为反应堆的冷却剂,燃料为TRISO包覆燃料颗粒。燃料元件采用棱柱型燃料元件,反应堆功率150MWth,预期堆芯寿期2年。本文首先从单组件水平,分析碳/重金属比和燃料核尺寸对燃耗深度、寿期、反应性温度系数的影响,确定组件的参数。结果表明,为了保证堆芯寿期可以达到2年的预期目标,同时保证冷却剂温度系数为负,整体温度系数为负,要求碳/重金属比低于500和燃料核直径为350～750μm。SM-FHR参考堆芯选取碳/重金属比为260,燃料核直径425μm。此时,堆芯寿期可达到927天,燃耗深度为99 MWd/kgU,温度系数为负。SM-FHR堆芯初始剩余反应性达到34000 pcm,为了降低控制棒布置的复杂性,首先考虑在堆芯组件内布置可燃毒物,最大化降低堆芯寿期内反应性摆幅。对不同可燃毒物装载量、不同可燃毒物颗粒大小及不同可燃毒物空间分布下的反应性摆幅及换料周期进行了优化,并分析了可燃毒物消耗规律。分析表明,在组件内燃料与可燃毒物的装载体积比为52,可燃毒物颗粒大小200μm,边缘组件内的可燃毒物装载量降低的情况下,可将剩余反应性压低到2500 pcm,燃耗深度有所降低,燃耗天数降到776天,但仍能满足2年的设计预期。可燃毒物布置后堆芯各组件燃耗深度和功率峰因子都有所展平,有利于提高堆芯安全性。进一步采用布置控制棒方式来调节临界并控制SM-FHR的升降功率运行,并最大化降低其对堆芯物理参数的影响。控制棒布置考虑两种方案:堆芯反射层内布置与堆芯中心集中布置。研究发现,反射层内布置控制棒的反应性价值较低,不适合作为控制棒的布置方案;而中心组件交界位置布置6根控制棒可以满足各工况的反应性控制需求。通过CFD对1/12堆芯建模,获取了SM-FHR堆芯流场、温度场分布情况并分析了TRISO颗粒的失效概率。分析表明,堆芯燃料温度未超过运行限值;TRISO包覆燃料颗粒堆芯局部最大失效概率为6.5×10-5,平均失效概率为2.0×10-7,证明在当前设计下具有较高的安全特性;燃耗深度分布、堆芯TRISO失效概率分布等仍存在较大的不均匀性,主要由控制棒对轴向功率分布的影响造成。通过对SM-FHR建立单通道模型,分析一回路完全采用自然循环驱动的可能性。模型建立了自然循环高度与反应堆功率、冷却剂温度差、冷却剂通道尺寸和换热器压损的关系。在150 MW功率下,若想建立完全自然循环的一回路,需要适当提高冷却剂的温度差和冷却剂通道直径,在保证换热的前提下,尽可能降低换热器的压损。可考虑将功率降到30 MW,实现一回路的全自然循环,换料周期可达10年。
霍嘉杰,郑岳山,姚琳,李宁,王庆[4]（2019）在《乏燃料干法贮存标准和监管要求浅析》文中研究说明近年来,我国部分在役核电厂的乏燃料水池已经处于满容或即将满容的状态,部分核电厂已经开始通过增设乏燃料离堆干法贮存设施的方法缓解乏燃料水池贮存能力的不足。目前,国内乏燃料干法贮存标准体系的建立正在逐步完善,在干法贮存系统的设计、建造、运行和退役方面的经验与国外尚有差距。因此,急需对国外相关法规、导则、标准和监管要求进行调研。本文对IAEA、美国和德国的干法贮存标准和监管要求进行了研究,结合国内干法贮存系统标准的发展现状,提出了一些参考的建议。
甘露茜[5]（2019）在《核能行业放射性废物安全管理法律制度研究》文中研究指明核电是当今人类社会对核能进行和平利用的一种重要方式。作为世界上少数几个拥有完整核电工业体系的国家之一,发展核能是我国选择的应对当前急迫的能源需求、落实环境保护以及改善能源结构等问题的战略方向。因而核能行业是目前我国战略性的新兴产业。我国的核能工业自上世纪五十年代开始相关探索,自此之后不断发展。尤其是在自上世纪八十年代改革开放以来,国家“军转民”的相关方针使得核能行业的发展重点由国防建设转向为社会经济建设。其后以秦山核电站、大亚湾核电站、红沿河核电站等为代表的一系列商业性核电站先后开始建设并投入使用,使得我国逐渐建立起了比较完整的一套核能行业体系。但同时我们必须清醒的认识到,现有整个核能行业链条中,除核设施建设、运营、研究设计、建筑安装、设备制造、技术服务、人才培养等领域之外,对放射性废物的管理和处置也是核能行业中十分关键的一环,更是体现核能行业发展真正水平的试金石。在我国核能行业不断发展的同时,相应的一系列的核能应用过程中已经产生并且将进一步逐渐累积起来更多的放射性废物。这些放射性废物以固态、液态乃至气态的形式存在,对我国的环境存在着较大的潜在危险。如何对放射性废物进行科学、合理且高效的监督与管理,这其中包括处理、运输、贮存和处置等各个环节以确保它们的安全,不仅对于核能行业的健康发展具有关键作用,更是实现我国环境保护目标所必须确保的要求。针对核能行业中放射性废物的安全管理,我国目前已经颁布了《中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》等基本法律以及我国国务院各个部委所颁布的部门规章、国家核安全局发布的导则等一系列相关法律、法规、部门规章及标准。同时,国家核安全局、环境保护部下属核与辐射安全中心以及各地核与辐射安全监督站等相关机构也对放射性废物的安全进行着持续的监督与管理。为了对核能行业所产生之放射性废物安全进行有效的监督和管理,当前国际社会层面已经在一些基本的准则上达成共识,即由国际原子能组织（“IAEA”）颁布的于2001年起生效的《乏燃料和放射性废物管理安全联合公约》。截止2017年7月,该公约已有42个国家签署加入。在此公约基础之上,跟随国际原子能机构先后所发布的一系列与安全标准,构成了目前全球放射性废物安全管理的基本法律框架。此外,国际放射防护委员会（“ICRP”）也对于辐射剂量防护等事宜发布了一系列体系原则性文件作为指导。目前各个拥有核能行业的国家也在结合IAEA、ICRP等国际组织有关公约、导则或建议后,根据各个国家其自身实际的政治结构、经济状况及社会发展的情况,去详细的制定符合国情的放射性废物安全管理所相应的放射性废物管理战略政策、管理法制以及标准体系、处置体系等系统。其中不乏一些具有借鉴参考意义的各国实践可作为我国的参考案例。本论文从比较研究的角度通过对具有代表性的核能国家中放射性废物的法律安全管理进行研究,借此对我国放射性废物安全管理的法律管理制度进行相应的思考并提出建设性的意见。文章内容主要包含以下部分:引入本文研究内容的绪论、核能行业中放射性废物安全管理法律制度的理论分析、核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据、核能行业放射性废物安全管理法律制度各主要组成部分之研究、我国核能行业中放射性废物安全管理法律制度目前之现状审视与不足之处,以及对于我国核能行业放射性废物安全管理法律制度进行完整构建的具体建议。目前全球对于核能行业放射性废物的安全管理仍然较多的从物理学、工程学、地质学、环境学乃至项目管理等角度加以研究,而对于相关的战略以及政策,到具体的各项法律制度,其仍然处于一个较为初级的阶段。相信随着核能在人类社会经济生活中作用的不断增强,相关的安全管理法律制度研究也必将越来越完善。在结合国内外相关研究的基础之上,本文研究的目的在于对国内外相关信息之收集与总结,再结合目前我国相关制度的现状,做进一步的比较、分析以最终实现对如何促进我国核能行业放射性废物安全管理法律制度提出意见与建议。文章的研究思路,则是首先对于相关法律制度所涉及的理论基础作深入探讨,再对相应的系列概念进行界定并对核能行业的发展历程及现状进行介绍。在对所探讨的主体做了学术研究准备及理论分析准备后,本文开始了对于核能行业放射性废物法律制度的各个构成部分通过单独的章节进行了单独的讨论。每个相应章节中包含了对域外数个具有代表性的国家在核能行业放射性废物安全管理战略与政策依据及相关法律制度本身主要构成的各个制度进行的比较分析与研究,并且对于这些域外国家之相关战略与政策依据与具体管理法律制度之发展趋势与特点进行了归纳与总结。同时,在每个章节中对我国相关制度所对应的具体情况也做了介绍,并进一步的通过比较研究的方法,对我国相关制度做深入分析。比较分析研究的目的是为了对我国相关法律制度的进步与发展提供对比与参考的资料。最后,再基于已经获得的研究成果,专门聚焦于我国核能行业放射性废物安全管理法律制度上目前所存在的问题与可能的改善路径。整体来讲,本文的研究主要基于国际法学理论、环境法学理论,以目前现有的国际公约、国际惯例等为理论依据,以文献研究为主,大量搜集、阅读文献报刊资料,同时借助媒体网络,广泛收集与放射性废物安全管理有关的资料。通过理论和实践相结合,思辨和实证相互运用,重在实证研究,在文章中提出自己的见解,以期对我国相关法律制度的构建及实践操作形成更为合理的指导与改善。在研究内容方面,文章研究的内容是针对人类社会较为新兴的行业与面临的较为新颖的问题所开展的,文中专门针对核能行业放射性废物之安全管理进行归纳、分析与归纳。研究角度方面,从“安全管理”角度出发,对核能行业放射性废物安全的相关管理与监督活动进行总结,并从其安全管理制度之法律渊源、法律运行、法律监督等角度通过对现有相关各国安全管理法律制度及国际安全管理法律制度进行比较与借鉴。研究方法方面,则是分别应用了实证研究、比较研究与历史研究等方法对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行了研究。为充分的对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行研究,文章专门设立了章节就相关理论问题进行讨论。在对基础概念进行厘定后,可以确定本文的研究对象是指来源于核能行业（“Nuclear Power Industry”）的放射性废物,根据组成核能行业的各环节,其中包括对核燃料的地质勘探开采、核燃料的提炼精制、核燃料元件的制造、核燃料循环产生的放射性废物以及核设施退役产生的放射性废物等。与此同时,在综合各种对于放射性废物安全管理相关的定义及概念后,本文认为核能行业放射性废物的安全管理,是指:为实现核能行业中上述各种活动相关放射性废物的安全,依据相关的法律战略与政策依据,通过相关许可制度、应急制度等途径,由相应管理主体所执行的,针对这些放射性废物的一系列监督管理活动。从核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性来说,其本身还应当具有合理性、必要性以及可行性。核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性是其能够从根本上促进人的自由解放与全面发展的特质。如果说正当性是对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行研究的前提,那么理论基础则是对核能行业放射性废物安全管理法律制度的基石。针对核能行业放射性废物安全管理法律制度,主要有可持续发展理论、环境权理论以及风险控制理论作为对其开展研究之理论基础。这些理论从不同的角度构成了核能行业放射性废物安全管理法律制度的基础。通过对核能行业放射性废物安全管理法律制度的一系列理论分析之后,可以确定本文所讨论的核能行业放射性安全管理法律制度正是从实证的角度,主要是指基于相关的战略、政策,通过具体的立法框架,对来源于核能行业中的放射性废物之安全进行监督与管理所相关各领域之法律规范、措施与方法的总称。通过上文中对于核能行业放射性废物安全管理法律制度内涵之专门的解析,再结合目前实践的可以看到该制度主要由相应的主体法律制度、许可法律制度、退役法律制度、应急法律制度以及信息交流与磋商制度所构成。此外,在相关法律制度的内涵与主要构成之外,相关法律制度的价值与功能及构建原则等也应当被纳入相应研究的范畴。针对核能行业所产生之放射性废物的安全管理,相关国家都会根据自身情况从国家层面制定相应的战略、政策与策略以作为整个安全管理法律制度之基石与出发点。一个国家核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据是由该国相应的放射性废物安全管理的战略、原则、政策所支撑的,具体来说主要包括:技术路线、选址准则、决策程序、资金模式等。目前我国核能行业放射性废物安全管理法律制度相关战略与政策理据在技术方面与国外并明显差异,主要不同存在于决策过程透明化程度、资金保障机制等。对于核能行业放射性废物的安全管理,除基本的国家战略政策以外。还必须针对此相关的法律制度设置科学合理的立法体系。由于核能行业放射性废物的特殊性质,使得对其的安全管理不仅要从一国国内加以严格要求,并且也必须要从国际社会的尺度进行合作落实。因此如何妥善的处理相关国际立法与国内立法之间的关系也就显得尤为重要。对于核能行业放射性废物安全管理相关的国际法体系,本身就是不断从领先国家的核能行业实践中汲取经验和教训以总结归纳而成。并且在相关国际法具体的实施过程中,也必须由相应的国内法律提供支撑与协调,从而有效的对这些国际性的法律文件加以实施。同时,对于核能行业放射性废物安全管理相关之国内法律而言,相关国际法律或规范性文件也对世界上绝大多数相关的国家提供了良好的引导。基于研究目的,本文的主要内容之一便是对中外核能行业放射性废物安全管理法律制度的各种构成部分进行比较研究,通过对主体法律制度、许可法律制度、退役法律制度、应急法律制度以及信息公开与公众参与法律制度的中外比较,可以总结出目前域外各代表性国家所拥有的相关法律制度各主要构成部分的特点。亦可以在结合我国核能行业反射性废物法律制度现状后,看到目前相关法律制度主要有以下不足之处,即:相关立法框架存在缺失、相关管理主体职能设定分散不清、相关管理机制缺乏保障、应急准备与响应制度缺乏可操作性、相关信息公开、公众参与制度亟待发展。借鉴域外国家相关法律制度中的有益经验,可对我国核能行业放射性废物安全管理的法律制度作出相应的建议。首先,应当对我国核能行业放射性废物安全管理立法框架加以完善。我国目前我国的放射性废物管理的法规标准体系还不够完善,原子能法是我国法律体系中基本而又迫切需要的法律,构建相对独立的原子能法律是核能安全发展的必要前提,因此急需出台。我国在不断完善核燃料循环、核设施退役和放射性废物处置的管理政策,建立健全相关准入和执业资格制度的同时,还应加强“三废”处置经费筹措和使用的管理,制定核设施退役管理办法,研究并制定废旧放射源和核技术利用废物处理处置相关管理办法等。其次,应当对我国核能行业放射性废物安全管理主体制度加以完善。要完善此方面,需要进一步清晰划分各参与主体之具体职能并加强放射性废物管理主体之权威性与独立性。再次,应当对我国核能行业放射性废物安全管理运行制度加以完善,实现对放射性废物产生及处置活动中的全过程管理并保障相关管理活动之资金需求。之后,还应当对我国核能行业放射性废物安全管理应急准备、信息公开与公众参与制度加以完善。本文认为:对核能行业产生的放射性废物安全进行有效管理并建立与之对应的科学和完善的管理法律制度,是保障核能行业不断进步的重要基石。本文采用了理论与实证、归纳与演绎互相融合的研究方式。在分析核能行业放射性废物安全管理一般概念、定义基础上,对目前国际中核能行业发展的几个代表国家有关核能行业放射性废物的安全管理法律制度进行了总结与分析,同时也对我国核能行业的相关国际管理制度、公约等国际法环境进行了归纳和借鉴。通过对于各国之间以及中外之间对于核能行业放射性废物管理制度之比较,以及对于相关国际性规定与公约的分析,从中提取出对我国相关安全管理法律制度具有价值的启示。最后再结合对我国核能行业中放射性废物安全管理的法律制度之历史沿革、现实状态以及未来展望之分析,对我国目前相关安全管理法律制度的完善与发展提出有益的意见与建议。
沈欣媛[6]（2019）在《我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究》文中进行了进一步梳理随着国际热核实验堆ITER的建设推进,参与ITER计划的各方已经开始筹划下一代聚变堆的研发与建设,如欧洲的EU-DMEO和中国的CFETR,旨在建成聚变示范电站或聚变工程实验堆。聚变堆具有中子能量高、流强大、能谱范围复杂、堆结构复杂且服役环境极端、放射性氚贮量大等特点。在运行服役期间,有可能引发与裂变堆相似的职业辐照、放射性释放等风险,如何对核反应堆级别的聚变设施开展安全监管已成为重要研究方向。截至目前,国际上尚无国家正式颁布针对聚变堆的核安全监管要求,可能导致针对聚变堆的研发活动处于“无法可依”的境地。为解决上述问题,本文首先对国内外核安全监管法律法规体系进行了全面调研,梳理了我国开展聚变核安全监管所面临的内外部法律法规环境,随后进一步对全球范围内开展的聚变核安全相关工作和经验进行了总结,尤其是ITER核安全评价与许可证申请和审批的实践经验。研究发现,通过数十年研究积累,在传统裂变已发展成熟的安全理念基本框架的基础上,聚变领域初步形成了安全理念雏形。本文系统阐明了聚变堆的安全特性,指出聚变堆在放射性源项与能量源项、事故特性、职业辐照、放射性废物等方面与裂变堆存在的显着差异,并基于此,从安全目标、安全功能以及安全分析和评价等方面构建了聚变堆的安全理念并将其与裂变堆安全理念进行对比,为聚变堆的安全设计及核安全法律法规建设奠定了基础。基于聚变堆和裂变堆在安全特性和安全理念上的差异,本文对我国现行的核安全法律法规体系进行了全面梳理,从我国现行法律法规体系的“金字塔式”结构入手,一是从纵向上对位于法律层、行政法规层、部门规章层,以及指导性文件层等不同层级法律法规文件对聚变堆的适用性逐条进行分析;二是从横向上,即法律法规体系中蕴含的主要制度体系及安全要求的角度,对我国当前的核安全法律法规体系中的许可证制度、放射性废物安全管理制度、辐射防护和安全评价制度,以及核设施设计安全要求等对聚变堆的适用性进行分析。在相关分析结果的基础上,对我国聚变核安全监管法律法规体系建设可能的实现途径进行了探讨。最后,按照上文提出的法律法规体系建设实现途径,结合聚变目前的发展阶段以及发展要求,本文从对聚变堆适用性相对低的部门规章层选取核动力厂设计安全有关规定作为研究样本,尝试对其提出了修订建议;同时在指导性文件层,选取现阶段的重要缺项之一,有关聚变堆安全分级方面的导则作为研究样本,参照目前在裂变领域已发展较为成熟的方法和框架,提出了针对聚变设施的安全分级方法框架。为保障法律法规修制定工作顺利实施和推进,本文还提出了配套政策建议,并简单总结了开展聚变核安全法律法规体系建设可能面临的挑战。
杨丰兆,李学法,周鑫,孙凯[7]（2018）在《高温气冷堆核电厂建造阶段的核安全监督》文中指出高温气冷堆因具有良好的安全特性、较强的经济竞争能力、广阔的应用前景而成为第四代先进核能系统的优选技术。为确保核安全,生态环境部华东核与辐射安全监督站对高温气冷堆核电厂建造过程实施了严格有效的监督。本文在简要介绍高温气冷堆技术特点的基础上,梳理了建造阶段核岛土建和安装施工的重点、难点,总结了建造阶段核安全监督的实践,为高温气冷堆机组的核安全监督提供了参考。
赵海阳[8]（2017）在《大亚湾核电站退役方案、流程及其费用研究》文中提出核电站的生命周期包括选址、设计、建造、运行和退役。退役作为其生命周期的最后一个阶段,是全生命周期管理中的一个重要环节,是核电健康、稳定、持续发展的基础和保障,关系到国家能源产业体系的发展,更关系到国计民生和环境安全。全世界核电机组预计在2030年迎来历史上第一轮退役高潮,其中大亚湾核电站预计在2034年开始实施退役。目前,我国在核电站退役的规定、标准、程序、经验、数据等方面的研究和积累仍处于空白或起步阶段,没有完整的退役模型可用于核电站的退役,也没有标准的退役指导文件对核电站的退役进行全面深入细致的指导。本文基于目前国内退役研究的现状,首先通过分析对比美国及其他国家同类型压水堆核电站的退役方案,剖析各种方案的历史情况、优点和缺点,结合国际同行的退役经验与实践,从政策、技术、环境、公众、经济等诸多方面综合考虑,确定了大亚湾核电站的退役选择立即退役为优先方案。其次,结合大亚湾核电站的堆型、设计、工程安装、设备运行状态,将大亚湾核电站的退役流程分为四个主要阶段:计划与准备、电站的停运关闭、拆卸活动、建筑物拆除和场地恢复,并概括性的阐述每个阶段的工作重点与要求。然后,通过大胆而细致的11个假设,包括:技术、政策、商运时间、放射性水平、资金、LLW处理、员工组成、货币等,以美国Trojan核电站为参考电站,经过货币浮动调整,得到Trojan核电站不含LLW处置费的退役费用,引入适当的人工成本及结构差异调整系数得到大亚湾核电站不含LLW处置费的退役费用,再以北龙处置场取费标准计算LLW的实际处置费;将两部分相加,得出大亚湾核电站双机组实际退役费用约为4.06亿美金。最后,将大亚湾核电站退役费用与世界各国核电站退役费进行对比分析,由于我国人工成本远远低于发达国家,因此大亚湾核电站单位退役费用远远低于OECD和EDF的核电站单位退役费用;同时,对影响大亚湾核电站退役费用的因素进行敏感分析,发现放射性废物的处置费用标准、美元兑人民币汇率、CPI以及国家退役政策均会对退役费用产生较大影响。本文通过对大亚湾核电站退役的方案、流程和费用的研究,建立了大亚湾核电站双机组压水堆退役的模型,不仅可以为将来大亚湾核电站退役的管理、退役费用的计提和退役基金的管理提供借鉴和思路,还可以将该模型推广至包括阳江、宁德、红沿河、岭澳、岭东等核电站在内的同类型压水堆核电站。
王保生[9]（2017）在《核电厂事故监测仪表系统发展的研究》文中指出事故监测仪表系统在事故期间及事故后向主控室操纵员提供核电厂重要的信息,用于评价核电厂状态,并将核电厂保持以及带回到安全状态。在三里岛事故后,要求对事故后监测采取更加严格的方法。本文介绍了在三里岛事故后国际上关于事故监测仪表的标准或要求以及其演变情况,介绍了我国两个版本的国标GB/T 13627核电厂事故监测仪表准则。这些标准是基于核电厂设计基准事故编写的。随着对核安全的认识、核技术的发展,以及数字化技术在核电厂的应用,特别是福岛事故后吸取的经验教训,人们对事故监测仪表有了新的认识,研究将事故监测仪表的应用范围扩展至严重事故工况。有的国家认为应设立独立与常规仪控系统的监测系统,设置在应急情况下可移动、可在远离进行控制的远控室。从另外一个角度设置事故监测仪表系统。核电行业对事故后监测仪表系统的标准并不完全相同,其中比较有典型意义的有法国标准、美国标准、德国标准。我国的标准主要借鉴了美国的标准。但我国核电厂在具体应用时则有不同的选择。本文对国标GB/T 13627核电厂事故监测仪表准则两个版本进行了对比,并对国标与大亚湾核电厂事故监测仪表的应用情况进行了对比。参考国际上其他一些重要事故监测仪表标准对我国GB/T 13627核电厂事故监测仪表准则提出了改进建议。建议扩展“安全重要功能”的涵盖范围,将所有的危险源纳入进来,以使国标有更广泛的适用性;明确“事件”与“事故”的区别;给出对设备不可用后的指导;增加对严重事故下仪表的要求以及失去主控室后的替代手段,使核电厂能应对更广泛的事故种类;同时本文也提出不适宜废除旧的国标,以使不同阶段的核电厂应用不同标准的事故后仪表。通过对比不同体系核电厂事故后监测仪表的具体应用情况,以及大亚湾核电厂事故监测仪表与国标GB/T 13627的符合情况,有针对性的提出了大亚湾核电厂规范管理的改进建议。通过重新对大亚湾核电厂事故情况进行分析,筛选出了需要纳入到运行技术规范管理的事故后监测仪表,给出了需要从运行技术规范移除的事故后监测仪表,以及需要进行改进的事故后监测仪表。如果能完成这些建议,将即会提高了核电厂的经济性,又会增强核电厂的安全性。
谭经耀[10]（2016）在《华南地区核电站乏燃料离堆贮存设施选址研究》文中提出目前支撑我国经济发展的主要能源仍然是煤、石油、天然气等化石燃料,但是近年来随着化石能源的日益枯竭,以及由于化石燃料过度使用造成的环境污染问题愈演愈烈,清洁高效的核能成为国家能源保障的战略组成部分,得到了前所未有的重视。最近十余年来,我国核电站工程建设得以繁荣发展,陆续有核电机组批量投入使用运行。同时,源源不断产生的核乏燃料也在不断地累积。结合我国的核燃料后处理技术发展和燃料后端处理战略,抓紧建设乏燃料离堆贮存设施是十分迫切的。根据我国核电站的区域性分布特点,并考虑到核电站乏燃料长途运输的诸多限制性因素,在我国采取区域性离堆贮存设施的建设是比较符合各方利益的最佳策略。乏燃料离堆贮存设施的选址是一项综合复杂的系统性工程,在满足法规、政策、社会、地理等多方面安全要求的基础上,应考虑厂址选择的经济性,其中重点是本区域内各核电站与选定离堆贮存设施间的运输费用的比较。本文以华南地区5座核电站的离堆贮存设施为研究对象,调研了这些核电站在未来20年内的乏燃料外运需求,从而确定乏燃料离堆贮存设施的建设规模。结合当前的乏燃料运输方式,经过定量化的运输费用经济性对比分析,最终选定大亚湾核电基地作为华南地区乏燃料离堆贮存设施首选地,对我国将来开展乏燃料离堆贮存设施的选址和建设工作具有重要的参考意义。
二、美国核管会修改乏燃料容器制造法规（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、美国核管会修改乏燃料容器制造法规（论文提纲范文）
（1）面向放射性物品运输的个体自主安全智能关键技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外 |
| 1.2.2 国内 |
| 1.3 IAEA放射性物品运输安保目标与要求 |
| 1.4 课题来源及内容安排 |
| 第2章 个体自主安全智能概念与体系 |
| 2.1 个体自主安全智能的概念 |
| 2.1.1 传统核安保技术特点 |
| 2.1.2 新型威胁及新技术的出现 |
| 2.1.3 个体自主安全智能 |
| 2.2 基于个体自主安全智能理论的安保级别分析 |
| 2.2.1 传统安保级别划分 |
| 2.2.2 基于个体自主安全智能的安保级别 |
| 2.2.3 个体自主安全智能与传统安保融合的安保级别 |
| 2.3 基于个体自主安全智能的新型信息物理融合安保体系 |
| 2.3.1 信息物理融合 |
| 2.3.2 新型安保体系 |
| 2.3.3 新型安保体系的特点与优势 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 基于视频与红外的非授权接近纵深防御模型与方法 |
| 3.1 IAEA非授权接近探测需求与分析 |
| 3.2 非授权接近探测技术概述 |
| 3.3 基于视频与红外的非授权接近纵深防御模型与方法 |
| 3.3.1 基于视频与红外的非授权接近纵深防御模型 |
| 3.3.2 视频人体目标探测算法及实验分析 |
| 3.3.3 基于有限状态机的非授权接近探测决策 |
| 3.4 有效性分析 |
| 3.4.1 有效探测概率分析 |
| 3.4.2 漏报率分析 |
| 3.4.3 实例分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 基于RSSI的 IAEA-Ⅰ型等级非授权移动探测方法 |
| 4.1 IAEA-Ⅰ型等级非授权移动探测需求与分析 |
| 4.2 移动探测技术概述 |
| 4.3 基于RSSI实现的IAEA-Ⅰ型等级非授权移动探测方法 |
| 4.4 实验与分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 基于UWB的 IAEA-Ⅱ型尝试非授权移动探测模型及方法 |
| 5.1 IAEA-Ⅱ等级尝试非授权移动探测需求与分析 |
| 5.2 UWB移动探测技术概述 |
| 5.3 MPC增强型安保等级尝试非授权移动探测方法 |
| 5.4 实验及分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 基于个体自主安全智能的车载运输安保系统 |
| 6.1 放射性物品车载运输特点 |
| 6.2 基于个体自主安全智能安保系统设计原则 |
| 6.3 基于放射性物品自主安全智能的车载运输安保系统设计 |
| 6.4 基于FAHP的安保中心警报评估概率分析 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 作者攻读学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
（2）铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 中子屏蔽理论与分析方法 |
| 1.2.1 中子输运计算理论 |
| 1.2.2 中子输运方程求解方法 |
| 1.2.3 材料中子屏蔽性能评价方法 |
| 1.3 硼铝中子屏蔽材料 |
| 1.3.1 碳化硼 |
| 1.3.2 硼铝合金 |
| 1.3.3 铝基碳化硼复合材料 |
| 1.3.4 硼铝中子屏蔽材料比较 |
| 1.4 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 样品制备与材料物性 |
| 2.1 材料样品制备 |
| 2.2 材料样品的物性测量 |
| 2.2.1 B_4C/Al样品的密度测量 |
| 2.2.2 B_4C/Al样品的物相测量 |
| 2.2.3 B_4C/Al样品的微观形貌和元素测量 |
| 2.3 B4C/Al复合材料的耐辐照性能 |
| 2.3.1 B_4C/Al复合材料受γ辐照影响分析 |
| 2.3.2 B_4C/Al复合材料受中子辐照影响分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 中子屏蔽性能理论与模拟分析 |
| 3.1 计算方法与模型 |
| 3.1.1 中子屏蔽计算理论与公式 |
| 3.1.2 中子屏蔽计算软件与模型 |
| 3.2 B_4C/Al复合材料对不同能量中子的屏蔽性能 |
| 3.3 B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响因素分析 |
| 3.3.1 碳化硼含量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.2 硼-10 丰度对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.3 材料密度对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 3.3.4 热中子注量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.4 散射对B_4C/Al复合材料热中子屏蔽性能影响分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 中子屏蔽性能实验验证 |
| 4.1 中子测量装置 |
| 4.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量 |
| 4.3 测量结果与分析 |
| 4.3.1 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.3 实验测量与模拟计算结果对比分析 |
| 4.3.4 碳化硼颗粒尺寸对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用 |
| 5.1 熔盐堆与燃料盐排放罐介绍 |
| 5.2 熔盐堆燃料盐中子 |
| 5.2.1 燃料盐自发衰变和裂变中子 |
| 5.2.2 燃料盐(α,n)反应中子 |
| 5.2.3 燃料盐(γ,n)反应中子 |
| 5.3 燃料盐排放罐中子屏蔽材料对比 |
| 5.4 燃料盐排放罐中子屏蔽设计 |
| 5.5 燃料盐排放罐运输过程中的中子屏蔽 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（3）小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 氟盐冷却高温堆 |
| 1.1.2 小型模块化反应堆(SMR) |
| 1.2 SMR国内外发展现状 |
| 1.2.1 NuScale |
| 1.2.2 SmAHTR |
| 1.2.3 MK1 PB-FHR |
| 1.2.4 Thor Con |
| 1.3 本文的研究内容 |
| 第2章 计算方法与软件 |
| 2.1 中子输运与燃耗计算 |
| 2.2 包覆燃料颗粒失效概率计算 |
| 2.2.1 TRISO颗粒失效机制 |
| 2.2.2 TRISO颗粒失效概率计算模型 |
| 2.3 热工水力分析 |
| 2.3.1 计算流体力学(CFD)基本原理 |
| 2.3.2 Fluent软件 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 SM-FHR堆芯设计 |
| 3.1 堆芯选型 |
| 3.1.1 组件结构 |
| 3.1.2 堆芯物质材料 |
| 3.2 单组件分析 |
| 3.2.1 燃耗深度 |
| 3.2.2 反应性温度系数 |
| 3.2.3 小结 |
| 3.3 全堆芯中子分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 SM-FHR反应性控制 |
| 4.1 可燃毒物布置方案研究 |
| 4.1.1 可燃毒物模型及计算方法 |
| 4.1.2 可燃毒物装载量 |
| 4.1.3 可燃毒物颗粒大小 |
| 4.1.4 可燃毒物堆芯空间分布 |
| 4.1.5 可燃毒物分布对功率及燃耗影响 |
| 4.1.6 可燃毒物方案布置小结 |
| 4.2 控制棒布置方案研究 |
| 4.2.1 控制棒布置原则 |
| 4.2.2 控制棒结构 |
| 4.2.3 控制棒的空间布置 |
| 4.2.4 控制棒棒位变化下的堆芯参数优化 |
| 4.2.5 控制棒布置小结 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 SM-FHR热工水力与安全特性研究 |
| 5.1 SM-FHR堆芯热工水力分析 |
| 5.1.1 堆本体结构及计算模型 |
| 5.1.2 堆芯流场及温度分布 |
| 5.2 TRISO包覆燃料失效概率分析 |
| 5.3 SM-FHR主回路初步自然循环建立分析 |
| 5.3.1 单通道模型 |
| 5.3.2 结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间论文发表和获奖情况 |
（4）乏燃料干法贮存标准和监管要求浅析（论文提纲范文）
| 1 国际乏燃料干法标准体系 |
| 1.1 IAEA干法贮存标准介绍 |
| 1.2 美国干法贮存标准介绍 |
| 1.3 德国干法贮存标准体系介绍 |
| 2 国内乏燃料干法标准体系介绍 |
| 2.1 中国干法贮存标准体系的需求 |
| 2.2 中国干法贮存标准体系现状 |
| 3 干法贮存相关法规标准的制定建议 |
| 4 结语 |
（5）核能行业放射性废物安全管理法律制度研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| 英文摘要 |
| 1 绪论 |
| 1.1 选题背景与研究意义 |
| 1.1.1 选题背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 选题的国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.2.3 国内外研究现状评析 |
| 1.3 论文的研究目的与思路 |
| 1.3.1 论文的研究目的 |
| 1.3.2 论文的研究思路 |
| 1.4 论文的研究方法与创新 |
| 1.4.1 论文的研究方法 |
| 1.4.2 论文的创新之处 |
| 2 核能行业放射性废物安全管理法律制度之理论分析 |
| 2.1 核能行业放射性废物安全管理的基本概念厘定 |
| 2.1.1 放射性废物与核能行业放射性废物的界分 |
| 2.1.2 核能行业放射性废物安全管理的含义厘析 |
| 2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性 |
| 2.2.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的合理性 |
| 2.2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的必要性 |
| 2.2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的可行性 |
| 2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的理论基础 |
| 2.3.1 可持续发展理论 |
| 2.3.2 环境权理论 |
| 2.3.3 风险控制理论 |
| 2.4 核能行业放射性废物安全管理法律制度内涵与构成 |
| 2.4.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的基本内涵 |
| 2.4.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的主要构成 |
| 2.5 核能行业放射性废物安全管理法律制度的价值与功能 |
| 2.5.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的价值 |
| 2.5.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的功能 |
| 2.6 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建原则与模式 |
| 2.6.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建原则 |
| 2.6.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建模式 |
| 3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据之一般分析 |
| 3.2 域外核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据的特点与趋势 |
| 3.3 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.4 中外核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据之比较 |
| 3.4.1 技术路线之比较 |
| 3.4.2 选址准则之比较 |
| 3.4.3 决策过程之比较 |
| 3.4.4 资金模式之比较 |
| 4 核能行业放射性废物安全管理法律制度的立法分析 |
| 4.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度立法之一般分析 |
| 4.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的国际立法 |
| 4.2.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度国际立法之宏观背景 |
| 4.2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度之国际法律渊源 |
| 4.2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度国际立法中的参与主体 |
| 4.2.4 国际立法对于我国核能行业放射性废物安全管理之现实意义 |
| 4.3 域外核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.1 法国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.3 英国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.4 美国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.6 韩国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.4 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.4.1 我国核能行业放射性废物安全管理相关法律 |
| 4.4.2 我国核能行业放射性废物安全管理相关行政法规 |
| 4.4.3 我国核能行业放射性废物安全管理相关部门规章 |
| 4.4.4 我国核能行业放射性废物安全管理标准及技术文件 |
| 4.4.5 国际法渊源与我国核能行业放射性废物安全管理立法之关系 |
| 4.5 中外核能行业放射性废物安全管理法律制度相关立法之比较 |
| 4.5.1 立法框架之比较 |
| 4.5.2 法律渊源之比较 |
| 5 核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.1 核能行业放射性废物安全管理主体法律制度之一般分析 |
| 5.2 域外核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度的特点与趋势 |
| 5.3 我国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.4 中外核能行业放射性废物安全管理主体法律制度之比较 |
| 5.4.1 主体设置之比较 |
| 5.4.2 主体职能划分之比较 |
| 6 核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.1 核能行业放射性废物安全管理许可法律制度之一般分析 |
| 6.2 域外核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度的特点与趋势 |
| 6.3 我国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.4 中外核能行业放射性废物安全管理许可法律制度之比较 |
| 6.4.1 许可种类划分之比较 |
| 6.4.2 许可审批流程之比较 |
| 7 核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.1 核能行业放射性废物安全管理退役法律制度之一般分析 |
| 7.2 域外核能行业放射性废物安全管理的役法律制度 |
| 7.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度的特点与趋势 |
| 7.3 我国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.4 中外核能行业放射性废物安全管理退役法律制度之比较 |
| 7.4.1 退役计划模式之比较 |
| 7.4.2 退役保障机制之比较 |
| 8 核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.1 核能行业放射性废物安全管理应急法律制度之一般分析 |
| 8.2 域外核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度的特点与趋势 |
| 8.3 我国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.4 中外核能行业放射性废物安全管理应急法律制度之比较 |
| 8.4.1 应急管理框架设定之比较 |
| 8.4.2 应急管理主导机构之比较 |
| 9 核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.1 核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度之一般分析 |
| 9.2 域外核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度的特点与趋势 |
| 9.3 我国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.4 中外核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度之比较 |
| 9.4.1 信息公开法律制度之比较 |
| 9.4.2 公众参与法律制度之比较 |
| 10 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的现状审视与完善 |
| 10.1 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的现状审视 |
| 10.1.1 相关立法框架存在缺失 |
| 10.1.2 相关管理主体职能设定分散不清 |
| 10.1.3 相关管理机制缺乏保障 |
| 10.1.4 应急准备与响应制度缺乏可操作性 |
| 10.1.5 相关信息公开、公众参与制度亟待发展 |
| 10.2 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度之完善 |
| 10.2.1 我国核能行业放射性废物安全管理立法框架之完善 |
| 10.2.2 我国核能行业放射性废物安全管理主体制度之完善 |
| 10.2.3 我国核能行业放射性废物安全管理运行制度之完善 |
| 10.2.4 我国核能行业放射性废物安全管理应急准备与响应制度之完善 |
| 10.2.5 我国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与制度之完善 |
| 11 结语 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| A 作者在攻读学位期间发表论文目录 |
| B 作者在攻读学位期间科研情况 |
| C 学位论文数据集 |
| 致谢 |
（6）我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题及意义 |
| 1.2 国内外主要研究进展综述 |
| 1.2.1 核安全与核安全监管 |
| 1.2.2 聚变核安全的研究进展 |
| 1.2.3 目前研究的主要局限性 |
| 1.3 论文结构和主要研究内容 |
| 第2章 国内外现行核安全监管法律法规体系 |
| 2.1 我国核安全法律法规体系及监管制度 |
| 2.1.1 我国的核安全法律法规体系 |
| 2.1.2 我国核安全监管制度 |
| 2.2 国际核安全法律制度体系及其主要动向 |
| 2.2.1 国际法律文书 |
| 2.2.2 IAEA安全标准和行为准则 |
| 2.2.3 同行评审机制 |
| 2.2.4 主要核电先进国家核安全监管法规体系发展 |
| 2.2.5 全球核安全法律制度近年的主要发展动向 |
| 第3章 聚变安全特性和安全理念 |
| 3.1 聚变安全特性 |
| 3.1.1 聚变堆基本原理 |
| 3.1.2 聚变堆安全特性分析 |
| 3.1.3 聚变-裂变安全特性的异同总结 |
| 3.2 聚变安全理念 |
| 3.2.1 聚变安全目标 |
| 3.2.2 聚变安全原则 |
| 3.2.3 聚变安全功能 |
| 3.2.4 聚变安全评价 |
| 3.2.5 聚变-裂变安全理念的异同总结 |
| 第4章 我国核安全法律法规体系对聚变堆的适用性分析 |
| 4.1 我国核安全法律法规体系对聚变的适用性分析 |
| 4.1.1 法律层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.2 行政法规层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.3 部门规章层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.4 核安全导则层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.2 我国核安全法规中重要制度和要求对聚变堆的适用性分析 |
| 4.2.1 核安全许可制度对聚变的适用性 |
| 4.2.2 放射性废物安全管理制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.3 辐射防护与定期安全评价制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.4 核设施设计安全要求对聚变的适用性分析 |
| 4.3 关于我国聚变核安全监管法律法规体系建设实现途径的探讨 |
| 第5章 我国聚变核安全法律法规制修订示范及建议 |
| 5.1 法律法规制修订建议示范 |
| 5.1.1 部门规章层文件修订建议示范——以《核动力厂设计安全规定》为例 |
| 5.1.2 核安全导则层文件制定建议示范——以聚变设施构筑物、系统和部件(SSC)的安全分级为例 |
| 5.2 配套政策建议 |
| 5.2.1 指导思想 |
| 5.2.2 基本原则 |
| 5.2.3 保障措施 |
| 5.3 可能面临的挑战 |
| 5.3.1 我国核安全法律法规体系的不断完善 |
| 5.3.2 聚变自身发展特定阶段的限制 |
| 5.3.3 各利益相关方的关注与参与 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 工作总结 |
| 6.2 本文创新点 |
| 6.3 未来展望 |
| 参考文献 |
| 附表1 《放射性污染防治法》对聚变的适用性分析 |
| 附表2 《核安全法》对聚变的适用性分析 |
| 附表3 《民用核设施安全监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表4 《核电厂核事故应急管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表5 《民用核安全设备监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表6 《放射性废物安全管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表7 核安全领域部门规章 |
| 附表8 《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—核电厂安全许可证件的申请和颁发》对聚变的适用性分析 |
| 附表9 《核动力厂设计安全规定》对聚变的适用性分析 |
| 附表10 《研究堆设计安全规定》(HAF201-1995)对聚变的适用性分析 |
| 附表11 核安全导则(指导性文件) |
| 附表12 《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08-1986)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表13 《核动力厂安全评价与验证》(HAD102/17-2006)对聚变的适用性分析 |
| 附表14 《研究堆调试》(HAD202/05-2010)对聚变的适用性分析 |
| 附表15 《铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容》(HAD301/01-1991)对聚变的适用性分析 |
| 附表16 《放射性废物分类》(HAD 401/04)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表17 《民用核安全机械设备模拟件制作》(HAD601/01-2013)对聚变的适用性分析 |
| 附表18 《放射性物品运输核与辐射安全分析报告书格式和内容》(HAD701/02-2014)对聚变堆的适用性分析 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（7）高温气冷堆核电厂建造阶段的核安全监督（论文提纲范文）
| 1 HTR-PM的技术特点 |
| 1.1 全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件 |
| 1.2 全陶瓷结构堆芯 |
| 1.3 氦气冷却 |
| 1.4 两套停堆系统 |
| 1.5 不停堆换料 |
| 1.6 通风式低耐压性安全壳 |
| 2 HTR-PM核岛土建施工重点、难点 |
| 2.1 安全壳施工 |
| 2.2 核岛筏板大体积混凝土施工 |
| 2.3 反应堆厂房屋盖钢结构施工 |
| 2.4 乏燃料厂房竖井群施工 |
| 3 HTR-PM核岛设备安装重点、难点 |
| 3.1 专有设备和系统 |
| 3.1.1 堆内构件 |
| 3.1.2 燃料装卸系统 |
| 3.1.3 吸收球停堆系统 |
| 3.2 三壳组对 |
| 3.3 螺栓联结 |
| 3.4 核级设备现场加工配做 |
| 3.5 主蒸汽管道焊接 |
| 4 HTR-PM建造阶段核安全监督面临的挑战 |
| 4.1 核安全法律法规在监督中面临的问题 |
| 4.2 核安全监督人员能力不足 |
| 4.3 项目建设团队的核安全文化水平 |
| 4.4 全球首堆工程带来的挑战 |
| 4.5 核电标准体系混用带来的挑战 |
| 5 HTR-PM建造阶段的核安全监督实践 |
| 5.1 创新监督模式, 推进日常监督专业化 |
| 5.2 进行调查研究, 强化专项检查 |
| 5.3 强化问题导向, 优化风险管理 |
| 5.3.1 优化监督检查程序, 提高风险识别能力 |
| 5.3.2 开展定期风险评估, 掌控建造质量风险 |
| 5.3.3 加强风险监控, 做好风险预警 |
| 5.3.4 加强风险应对, 提高监督针对性 |
| 5.4 完善培训机制, 提升职业技能 |
| 5.5 协调技术支持单位, 提升监督的技术深度 |
| 5.6 开展国际交流, 对标先进经验 |
| 5.7 推进核安全文化, 提升核安全意识 |
| 6 结论 |
（8）大亚湾核电站退役方案、流程及其费用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 引言 |
| 1.1 基本概念 |
| 1.1.1 退役的定义 |
| 1.1.2 核电站的退役责任 |
| 1.2 课题的来源与意义 |
| 1.2.1 课题的来源 |
| 1.2.2 课题研究的意义 |
| 1.3 核电站退役研究的现状 |
| 1.3.1 美国核电站退役研究的现状 |
| 1.3.2 法国核电站退役研究的现状 |
| 1.3.3 中国核电站退役研究的现状 |
| 第二章 退役方案 |
| 2.1 大亚湾核电站总体情况简介 |
| 2.1.1 大亚湾核电站介绍 |
| 2.1.2 大亚湾核电站预计退役时间 |
| 2.2 退役方案的研究和选择 |
| 2.2.1 退役涵盖范围 |
| 2.2.2 大亚湾核电站退役的最终目标 |
| 2.2.3 可选的退役方案 |
| 2.2.4 延迟退役与立即退役的分析 |
| 2.2.5 大亚湾核电站退役方案选择 |
| 第三章 退役流程 |
| 3.1 核电站最终关闭前的计划活动 |
| 3.1.1 确定核电站退役管理组织机构和人员 |
| 3.1.2 完成核电站退役计划的最终修订 |
| 3.1.3 确定核电站退役工程主要承包商 |
| 3.1.4 启动核电站初始状况调查 |
| 3.1.5 向国家核安全局提交退役申请 |
| 3.1.6 举行政府和公众的审议及咨询会议 |
| 3.2 核设施关闭活动 |
| 3.2.1 核电站的永久关闭与检查 |
| 3.2.2 将反应堆燃料组件移到乏燃料水池临时存放 |
| 3.2.3 对停运的核电站系统进行疏水、排放、干燥 |
| 3.2.4 上述活动完成后对设备装置进行的放射性物品存量调查 |
| 3.2.5 为减少辐照剂量进行的一回路及辅助系统去污 |
| 3.2.6 系统去污废物的移走 |
| 3.2.7 管道设备保温的拆除 |
| 3.2.8 动力(电源)系统的隔离 |
| 3.3 拆卸活动 |
| 3.3.1 拆卸活动的准备 |
| 3.3.2 拆卸活动的原则与步骤 |
| 3.3.3 对相关建筑物内有关区域和设备进行去污 |
| 3.3.4 部分系统设备静置的准备 |
| 3.3.5 静置后场地各分区的辐射监控体系的建立 |
| 3.3.6 为退役和去污对放射性存量物进行分类 |
| 3.3.7 将已拆卸的污染设备和材料及时运送到中低放废物处置场处理 |
| 3.3.8 临时废物贮存区的准备 |
| 3.3.9 保温的处置与移走 |
| 3.3.10 反应堆压力容器拆卸及其堆内构件的切割与拆卸 |
| 3.3.11 一回路和辅助系统的移走 |
| 3.3.12 从安全壳内移走其余材料/设备及所有设施,移走全部已污染的结构 |
| 3.3.13 移走燃料操作设备 |
| 3.3.14 移走水池内衬 |
| 3.3.15 建筑物的去污 |
| 3.4 乏燃料的贮存与处置 |
| 3.4.1 乏燃料放入乏燃料水池冷却贮存 |
| 3.4.2 满足条件后由国家安排运送到相关地方进行后处理 |
| 3.5 废物的处理、贮存与处置 |
| 3.5.1 废物处理、贮存和处置的安全性分析 |
| 3.5.2 废物运输可行性研究 |
| 3.5.3 退役废物的处理 |
| 3.5.4 废物专用容器的采购与使用 |
| 3.5.5 退役废物的包装 |
| 3.5.6 退役废物的运输 |
| 3.5.7 退役废物的贮存 |
| 3.5.8 退役废物的处置 |
| 3.6 建筑物的拆除和场地的清洁美化与恢复 |
| 3.6.1 环境的清洁 |
| 3.6.2 建筑结构的拆除 |
| 3.6.3 场地的最终清洁与美化 |
| 3.6.4 最终场地的辐射水平监测及调查验收 |
| 3.6.5 退役工程竣工报告编写 |
| 3.6.6 批准退役完工报告,收回核设施运营执照,宣布场地非限制地恢复使用 |
| 第四章 退役费用估算 |
| 4.1 主要基准与假设 |
| 4.1.1 计划建立的基准 |
| 4.1.2 研究假设 |
| 4.1.3 大亚湾核电站退役成本估算参考电站及其选择 |
| 4.2 大亚湾核电站退役费用估算 |
| 4.2.1 双机组核电站退役费初步估算 |
| 4.2.1.1 Trojan电站退役费分项明细 |
| 4.2.1.2 Trojan电站退役费校正因素 |
| 4.2.1.3 校正后的Trojan电站退役费 |
| 4.2.2 大亚湾核电站退役费用的校正 |
| 4.2.2.1 校正系数的确定 |
| 4.2.2.2 校正后退役费用计算 |
| 4.2.3 大亚湾中低放固体废物处理现状 |
| 4.2.4 大亚湾核电站退役费用 |
| 第五章 退役费用对比、敏感分析及管理 |
| 5.1 世界各国核电站退役费对比 |
| 5.1.1 OECD退役费用估算情况 |
| 5.1.2 EDF退役费用估算情况 |
| 5.1.2.1 按EDF上市注册报告估算 |
| 5.1.2.2 按法国政府跨部门报告估算 |
| 5.1.3 中国与世界各国核电站退役费用对比情况说明 |
| 5.2 单因素敏感性分析 |
| 5.2.1 放射性废物处理费的敏感性分析 |
| 5.2.2 汇率的敏感性分析 |
| 5.2.3 CPI的敏感性分析 |
| 5.2.4 政策风险 |
| 5.3 退役费用的筹集和管理 |
| 5.3.1 退役费用的法规要求 |
| 5.3.2 退役费用的筹集 |
| 5.3.3 退役费用的管理和控制 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 本文的不足与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（9）核电厂事故监测仪表系统发展的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的背景和意义 |
| 1.2 核电厂事故监测仪表简介 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.4 研究方法及思路 |
| 第2章 国外核电厂事故监测仪表系统标准的形成和发展 |
| 2.1 法国关于核电厂事故监测仪表的标准 |
| 2.2 美国关于核电厂事故监测仪表的标准 |
| 2.3 德国事故监测系统安全标准 |
| 2.4 福岛事故后国际上对事故监测仪表的研究 |
| 第3章 我国核电厂事故监测仪表标准的发展 |
| 3.1 我国核电厂事故监测仪表的标准及法规要求概述 |
| 3.2 GB/T 13627-1992 简述 |
| 3.3 新GB/T 13627 的改进 |
| 第4章 关于我国核电厂事故监测仪表标准的改进建议 |
| 4.1 扩展国标中“安全重要功能”涵盖范围 |
| 4.2“事件”与“事故”的区别 |
| 4.3 国标缺乏设备不可用后的指导 |
| 4.4 对严重事故下仪表的要求 |
| 4.5 考虑失去主控室后的替代手段 |
| 4.6 关于国标新旧版本定位的探讨 |
| 第5章 核电厂运行技术规范对事故监测仪表系统的管理 |
| 5.1 大亚湾核电厂事故监测仪表系统 |
| 5.2 台山核电厂事故监测仪表系统 |
| 5.3 西屋标准运行技术规范对事故监测仪表系统的管理改进 |
| 5.4 大亚湾核电厂与国标关于事故监测仪表系统的要求差异 |
| 5.5 大亚湾核电厂运行技术规范管理存在的问题 |
| 第6章 核电厂事故监测仪表系统的规范化管理的改进建议 |
| 6.1 事故监测仪表系统选择准则文档的建立 |
| 6.2 需要纳入运行技术规范管理的事故监测仪表 |
| 第7章 结论 |
| 参考文献 |
| 作者攻读学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
（10）华南地区核电站乏燃料离堆贮存设施选址研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 1 引言 |
| 1.1 我国的核电发展现状 |
| 1.2 乏燃料的贮存与后处理 |
| 1.2.1 湿式贮存 |
| 1.2.2 干式贮存 |
| 1.2.3 离堆贮存的发展方向 |
| 1.3 我国的乏燃料后接收处理能力 |
| 1.4 乏燃料离堆贮存设施建设的必要性 |
| 1.5 本章小结 |
| 2 乏燃料离堆贮存设施的厂址初选 |
| 2.1 乏燃料离堆贮存设施厂址选择的考虑因素 |
| 2.1.1 技术可行性 |
| 2.1.2 安全可靠性 |
| 2.1.3 环境相容性 |
| 2.1.4 经济合理性 |
| 2.2 乏燃料离堆贮存设施厂址选择策略分析 |
| 2.2.1 我国核电站的区域分布特点 |
| 2.2.2 我国核电站的业主归属 |
| 2.2.3 离堆贮存设施分区域建设策略 |
| 2.3 华南地区乏燃料离堆贮存设施厂址初选 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 华南地区乏燃料离堆贮存需求分析 |
| 3.1 大亚湾核电站 |
| 3.2 岭澳核电站 |
| 3.3 阳江核电站 |
| 3.4 台山核电站 |
| 3.5 防城港核电站 |
| 3.6 汇总 |
| 3.7 本章小结 |
| 4 乏燃料运输和贮存安全分析 |
| 4.1 乏燃料运输时的货品特性 |
| 4.1.1 容器本体 |
| 4.1.2 密封盖 |
| 4.2 乏燃料运输方式 |
| 4.2.1 公路运输 |
| 4.2.2 铁路运输 |
| 4.2.3 海路运输 |
| 4.3 乏燃料运输的法律法规要求 |
| 4.3.1 运输中的隔离 |
| 4.3.2 运输中的摆放 |
| 4.3.3 中转存放 |
| 4.3.4 各种运输方式的附加要求 |
| 4.4 乏燃料运输经验与反馈 |
| 4.4.1 乏燃料运输的对外协调与联系 |
| 4.4.2 车队的内部管理 |
| 4.4.3 管理成果 |
| 4.5 乏燃料运输线路选择方案 |
| 4.5.1 公路运输 |
| 4.5.2 铁路运输 |
| 4.5.3 海路运输 |
| 4.6 本章小结 |
| 5 不同厂址的运输费用对比分析 |
| 5.1 乏燃料运输成本组成 |
| 5.2 费用分析 |
| 5.3 费用比较 |
| 5.3.1 离堆贮存设施选在大亚湾核电站 |
| 5.3.2 离堆贮存设施选在阳江核电站 |
| 5.4 本章小结 |
| 6 总结 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间发表的学术论文目录 |
四、美国核管会修改乏燃料容器制造法规（论文参考文献）
- [1]面向放射性物品运输的个体自主安全智能关键技术研究[D]. 曾铁军. 南华大学, 2021(02)
- [2]铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究[D]. 李长园. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [3]小型模块化氟盐冷却高温堆的物理设计与研究[D]. 刘思佳. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [4]乏燃料干法贮存标准和监管要求浅析[J]. 霍嘉杰,郑岳山,姚琳,李宁,王庆. 核安全, 2019(05)
- [5]核能行业放射性废物安全管理法律制度研究[D]. 甘露茜. 重庆大学, 2019(01)
- [6]我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究[D]. 沈欣媛. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [7]高温气冷堆核电厂建造阶段的核安全监督[J]. 杨丰兆,李学法,周鑫,孙凯. 核安全, 2018(06)
- [8]大亚湾核电站退役方案、流程及其费用研究[D]. 赵海阳. 上海交通大学, 2017(05)
- [9]核电厂事故监测仪表系统发展的研究[D]. 王保生. 南华大学, 2017(04)
- [10]华南地区核电站乏燃料离堆贮存设施选址研究[D]. 谭经耀. 上海交通大学, 2016(03)