摘要：在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。

摘要：本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。

摘要：50-C/SG-Q的基本要求及安全导则提供的实现基本要求的方法,不仅适用于责任单位的总质保大纲,同时也适用于核电厂及其他核设施寿期内每一阶段的分大纲.退役是反应堆寿期内一个重要阶段,退役工程又是一项涉及工作人员和公众安全以及环境影响而且技术复杂、耗资巨大的工程.因此,在退役全过程建立和执行质量保证大纲,实现质量保证安全法规的基本要求既符合法规规定,也是退役活动安全、满意地进行的需要.

摘要：反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。

摘要：反应堆Ⅰ级退役完成以后 ,如果不能立即进入Ⅱ级退役 ,就要进入封存监护期。反应堆退役工作在国内刚刚起步 ,国外亦无成熟经验 ,故对封存监护期堆体水系统如何调整提出一些初步看法。

摘要：【世界核新闻网站2020年12月21日报道】瑞典瓦腾福公司(Vattenfall)与西屋公司(Westinghouse)近日签订合同,后者将负责前者阿格斯塔核电厂的拆解。阿格斯塔是瑞典首座商业核电厂,拥有R3型重水堆,1964至1974年运行,是一座热电联供电厂。该厂在关闭之后,立即移除了核燃料和重水。根据合同,西屋公司负责拆解工具的设计和制造,并执行现场工作,包括对反应堆容器及其内部组件进行水下机械切割,并将碎片包装在容器中,以便从阿格斯塔转移。

摘要：[英国2003年12月刊报道]世界上建造和投入运行的研究反应堆已达数百座.目前,随着已关闭的反应堆的不断增加,其数量已与运行中的反应堆不相上下,它们的退役工作也随之成为一个重大的国际问题.

摘要：2 经验总结2.1 反应堆最终停闭需10～100年反应推最终停闭10～100年间,90%以上的放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,而且设施和结构坚固;因此,实施Ⅲ级退役是整个退役活动中最困难的阶段.根据国外反应堆退役工作的经验,商业规模反应堆的正常退役,压力堆和沸水堆最终停闭50年内实施Ⅲ级退役,不使用遥控技术和工具不能进行拆除.石墨堆最终停用80年内实施Ⅲ级退役,不使用遥控技术和工具亦不能进行拆除.若运行期间发生过事故,应通过堆芯实际取样分析和推算,以确定污染核素的种类和活度,确定延迟衰变多长时间方可用常规技术拆除.

摘要：【世界核新闻网站2020年7月23日报道】俄罗斯原子能工业公司(Rosenergoatom)即将建立RBMK反应堆退役技术研究中心。该中心位于列宁格勒核电厂,并在别洛雅尔斯克设有分支机构。RBMK是一种大功率沸腾管式堆,又被称为轻水石墨堆(LWGR),衍生于苏联时期用于产钚的反应堆设计。最早的LWGR是1954年投运的30 MWt/5 MWe奥布宁斯克机组以及分别于1964年和1968年投运的别洛雅尔斯克1号和2号机组。俄目前拥有10台在运RBMK机组。