核燃料后处理设施的安全

国际原子能机构

中文版

国际原子能机构《安全标准丛书》 No. SSG-42
Safety Standards Series

Chinese, Simplified STI/PUB/1744 ¦ 978-92-0-505623-4

101 页 ¦ 6 图 ¦ € 51.00 ¦ 出版日期：2025

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说明

本出版物为满足原子能机构《安全标准丛书》第NS-R-5（Rev.1）号关于核燃料后处理设施的要求提供了指导。它涵盖了这些设施从选址到退役的整个生命周期，重点是设计和运行阶段。它适用于对使用金属和氧化物燃料的核电厂的乏燃料和其他材料进行再加工的设施，包括来自混合氧化物燃料（MOX）和增殖反应堆的材料。它涵盖了与以下方面相关的安全问题：乏燃料的处理、机械处理和乏燃料在酸中的溶解、利用溶剂从裂变产物中分离铀和钚、钚和铀的分离和提纯，以及生产和贮存用作原料以形成新铀或混合（UO2/PuO2）氧化物燃料的溶液和氧化物。

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关键词

原子能机构安全标准、燃料制造和贮存、核设施、安全措施、反应堆燃料后处理、反应堆乏燃料、寿命、使用寿命、选址、退役、设计、运行、核电厂、混合氧化物燃料、混合氧化物、增殖反应堆、乏燃料、机械处理、溶解、铀、钚、裂变产物、溶剂、贮存、评价、环境、安全分析、放射性废物管理、建造、调试、改造、校准、试验、应急准备、放射性物质、事故、控制、辐射防护、燃料循环