一、最后一批HIFAR乏燃料运往法国接受后处理（论文文献综述）
王丽[1]（2021）在《美印民用核协议达成的动因研究》文中指出本文认为,美国主要是从安全性的角度出发选择与印度建立战略性合作伙伴关系,而核问题是印度最迫切、最核心的利益关切,所以选择通过与印度达成《民用核协议》的方式来实现自己的目标。本文首先通过对历史的梳理,明确在历史上美国与印度的核合作最主要就是安全利益的需求,导致美国在不同阶段对印度的核问题进行不同程度的妥协。到小布什政府时期,美国由于国家安全环境发生了变化,主要受到中国崛起的安全性威胁,需要调整新的政策以维护美国在亚太地区的领导权,从而必须要改善与印度的关系。印度同样因为冷战后自己处于被孤立的状态,失去了苏联的支持,同时又面临着中国和巴基斯坦的威胁,以及中巴关系改善的困扰,以及对能源安全的担心所以对美国有着迫切的需要,因此多次向美国提出想要通过核领域的合作改善与美国的关系。再次,本文通过对美、印国内因素的分析,明确了是两国的国内因素影响了该协议达成的进程,增加了该协议达成的难度。最后,因为两国最高领导人的坚持,以及整个高级决策层的共同努力,才推动了该协议的最终达成。
卢嘉炜,郭子方,吴志豪,陈耿,翁汉钦,林铭章,陈晓丽,周强[2]（2020）在《日本高放废液玻璃固化技术》文中认为本文介绍了日本东海后处理厂和六所村后处理厂的玻璃固化设施和运行情况,以及针对当前玻璃固化中出现的熔炉底部出料口堵塞、乏燃料储存池泄露等问题,日本在固化设施、运行方式、原料组分等方面采取的措施。在未来的研究计划中,日本将侧重于低放废物玻璃固化研究的标准制定,冷坩埚以及等离子体固化等先进技术的研发,同时加强配方研究及先进工艺流程的开发,从而实现玻璃固化的减容性和经济性,其经验和教训对我国玻璃固化的发展有重要的借鉴意义。
蔡创广[3]（2019）在《乏燃料卧式干法贮存热工安全数值模拟与分析》文中认为随着我国核电装机容量的增加,预计2020年我国大陆在运压水堆的核电装机容量将达到9000万千瓦,对应卸出的乏燃料将达到7000吨以上。其中,秦山、田湾、中核404有限公司和岭澳等核电站乏燃料水池已于2019年满容或接近满容。由于我国的乏燃料后处理能力滞后、运输能力不足和离堆贮存设施短缺等问题,乏燃料采用现场卧式贮存具有非常重要的意义。该方法的热工安全分析和优化后的乏燃料贮存设施是需要通过国内审查。经过湿法贮存和干法贮存两种方案的比较,混凝土模块干法贮存具有模块化贮存、运行费用低、放射性废物少和抵抗事故能力更强的优点。本论文首先阐述了卧式干法贮存的工艺流程及相关的法规标准。将国内引进的NUHOMS卧式乏燃料干法贮存系统进行优化改进设计干法贮存系统一共有三大主要设备,分别为混凝土模块、转运容器和燃料贮罐,目前已经优化改进的设备有转运容器和燃料贮罐。本文针对此三大主要设备开展了正常、偏离正常、事故贮存工况以及垂直装载和事故转运工况下的热工安全分析,验证三大设备符合相关的法规标准。通过与ORANO安全分析审评报告进行比对,论证了本文建模与计算结果的合理性。最后针对关键设计和工况开展了工艺参数论证与分析,提出合理优化建议。采用CFD方法对NUHOMS混凝土模块贮存工况进行模拟分析,结果表明混凝土模块在正常和各事故工况下混凝土及各部件温度均不超过法规标准限值,符合热工安全的评估标准。与ORANO的混凝土模块结果的主要差异在于:正常、偏离正常、事故环境温度工况下混凝土模块和燃料贮罐表面温度偏低,特别是混凝土材料的温度。这个温度差异在通风口全堵塞40小时事故工况更加明显,分析认为这是因为ORANO分析报告的工况假设了混凝土模块长期暴露在太阳的暴晒下,与国内乏燃料干贮场址普遍采用了乏燃料厂房的实际情况不同。由于转运过程是一个工况较多且复杂的过程,本文针对转运容器着重于分析垂直装载和事故转运工况的热工分析。从众多短期操作工艺过程中梳理包络工况,即将水夹套失水作为包络其他事故工况开展事故工况下的热工安全分析。采用ANSYS对改进的转运容器进行模拟分析。由于改进的转运容器与NUHOMS转运容器相比辐射屏蔽效果更好,散热效果要略差,但是装载,转运和事故工况下各部件的温度场均不超过法规标准限值。后续转运容器应增加水夹套竖直支撑板数量或填充导热性能更好的气体来提高导热性能。本文采用CFD模拟贮存和转运工况下燃料贮罐内部燃料组件和其他部件的温度,基本设置包括:混凝土模块和转运容器得到的燃料贮罐表面温度作为燃料贮罐内部详细模型的壁面边界条件;燃料组件的发热量采用分段函数包络正常发热功率曲线;燃料组件的等效物性参数通过FLUENT的多孔介质模型模拟得到。分析表明:燃料包壳的温度不超过事故工况下的最高温度570℃;其它部件温度也不超过各部件材料的允许温度限值。在此基础上,结合乏燃料在转入干法贮存之前的发热功率,设置多组典型装载方案,对装载方案对卧式乏燃料设施的散热性能开展影响性分析。本文的改进燃料贮罐要比NUHOMS燃料贮罐的散热效果更好。改进燃料贮罐的模拟为更多新材料分研发和使用以及采用一体化燃料格架设计提供理论指导。
甘露茜[4]（2019）在《核能行业放射性废物安全管理法律制度研究》文中研究说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。
杨程硕[5]（2019）在《乏燃料运输保险制度研究》文中认为构建系统化的乏燃料运输保险制度是以当前我国核电站快速发展、乏燃料运输即将成为核电发展的重要领域为前提的。探寻建立乏燃料运输保险制度的合理路径需要先明确其基础内容,即需先界定乏燃料运输保险的性质与核心要素。通过明晰乏燃料运输保险的性质实为带有强制性特点的政策性保险以及广义的财产保险后,方可进一步将其核心要素限定在保险险种、投保主体、保险责任范围以及风险分担机制四个方面。保险险种决定着保险主体缔结何种类型的保险法律关系,因此乏燃料运输保险险种是确定其他保险内容的前提。《中华人民共和国核安全法》中规定了核设施营运单位负有投保责任保险,保障核能安全利用的义务,要求核设施营运单位确保对核事故可能造成的他人人身伤亡、财产损失或者环境损害安排充分的财务保证。但是在乏燃料运输过程中,作为核设施营运单位与承运人只投保了核损害第三者责任险,并未投保保障财产利益的核物质损失险与保障运输中雇员利益的核雇主责任险。而合理完善的险种范围应该包括这三个险种,才能实现对乏燃料运输过程的保险覆盖,保障整个运输环节的核安全。一方面,乏燃料运输保险制度中投保主体存在争议是因为我国核能相关法律规范之间存在表述不清与冲突,例如《中华人民共和国核安全法》与《国务院关于核事故损害赔偿责任问题的批复（国函[2007]64号）》在核设施营运单位、乏燃料承运人等术语上有不同的界定。另一方面,实践中的核设施营运单位与承运人也没有遵守“核损害唯一责任原则”。综合国际经验与我国法律规范中有关责任主体以及投保主体的规定进行解读可得知核设施营运单位作为核损害第三者责任险的投保主体与被保险人最为合理,同时鉴于运输财产属于承运人一方,则应由承运人投保核物质损失险。在解决投保主体的相关问题后,还需厘清乏燃料运输保险责任范围中有关“重大自然灾害”是否应该归入除外责任以及“环境损害”应否纳入到责任范围的问题。综合分析域外经验以及我国核能立法的相关规定后可以发现,一方面,将“重大自然灾害”纳入除外责任不合理也不合法;另一方面,将“环境损害”纳入到保险责任中实属必要,籍此需要对“核损害”与“环境损害”的定义进行合理解释,另外还需确定环境损害的赔偿范围。因此,核设施营运单位在向中国核保险共同体投保核损害第三者责任险时应修改保单的保险责任与除外责任的内容,使其符合法律规定并最大程度地实现核保险的保障功能。乏燃料运输保险风险分担机制是为了确保乏燃料运输保险制度有充足的资金保障。从国内层面来看,我国需要规范乏燃料处理处置基金的使用,通过法律规定或政策引导来实现基金对乏燃料运输保险制度的支持。发展核保险自保模式则是分散核风险的另一有效途径。从国际层面来看,我国需要积极加入到核损害国际公约体系中去,以期获得国际公共资金保障机制的支持。
李昕[6]（2019）在《中放废液贮罐退役工艺方案设计》文中认为文章通过阐述大型中放废液贮罐特点及贮罐退役的难点问题,结合国外相关经验、设计上需要考虑的问题及各种问题的解决方法,得出了一个初步可行的中放废液贮罐退役工艺方案的设想,并对后续工作、科研的开展提出了建议。中放废液贮罐退役总体工艺路线,主要分为2个阶段,第一个阶段为主要技术方法、装置的工程研究验证,主要是摸索工艺参数,验证工艺设备;第二阶段是在第一阶段取得相应工艺及设备参数基础上,开展退役工程实施,主要分为退役前的准备、残留物倒出、泥浆处理、罐体去污4个步骤。退役前的准备主要是厂房的整治工作,包括:将上下水、压空、供电、通风等基础设施及辅助服务系统进行维修、整治、增加临时措施,以备后续工程使用;对厂房内用于倒料的系统设备、管道、阀门、仪表等进行检察,作必要的更换、维修,以确保后续退役阶段冲洗水、去污液等可顺利倒出;搭建气帐,设置临时排风系统;搭建作业平台。建设必要的退役辅助设施。残留物倒出主要是将罐内残留的废液和泥浆倒出,主要工艺路线是使用水力射流搅拌技术使罐底泥浆悬浮,然后用隔膜泵输送,配备动力机械手对罐底残留物进行倒出,泥浆并送至泥浆过滤、干燥处理设施进行处理,中放废液送至中放废液处理设施。泥浆处理主要是对回取上来的泥浆进行处理与处置。罐内残留泥浆倒出至新建α泥浆过滤设施进行过滤,过滤后的滤液回流至罐内,最后送至中放废液处理设施进行处理;过滤后的泥浆然后运至α泥浆干燥设施进行干燥处理,干燥后的α废物装桶暂存。去污采用高压水去污、激光去污、干冰去污法进行去污,通过比较去污效果,筛选出最优的去污方案,应用其他大罐的退役去污之中。去污产生的二次废液送至相应废液处理设施,去污产生的废气经过收集净化后送烟囱排放。拆除仅拆除大罐内的顶板、底板、侧壁的碳钢覆面,利用多功能拆除机器人配不同的工具头对罐内覆面进行切割拆除,然后切割成小块装入200L桶内,送至废物暂存库暂存,以后送往放射性固体废物整备中心统一处理、整备。
戴定,伍浩松[7]（2018）在《日首次发布钚使用导则 钚库存量短期内难以实质性降低》文中进行了进一步梳理2018年7月31日,日本原子能委员会（JAEC）首次发布有关钚使用的导则文件——《日本钚使用基本原则》,表示"将降低钚库存量"。日本政府在2018年7月3日通过的第五份基础能源规划中也有类似表态。钚库存根据日原委会2018年7月31日发布的《日本钚管理状态报告—2017年》,截至2017年年底,日本总计拥有47. 3吨钚,其中10. 5吨
姜昊[8]（2018）在《中国核电企业核废料安全管理及处置方案评价研究》文中指出核电因其高效、环保的特点,正逐渐成为世界各国电源结构中的重要组成部分。经过几十年的高速发展,我国的核电产业已同高铁一起成为“国家名片”,在我国的能源结构中所占的比例逐步提高。随着政策的放开,福岛核事故给中国核电产业带来的负面影响正逐渐降低,中国核电又迎来新一轮的高速发展期。同时,社会对于核电产业的安全性问题的关注度也随之提高。如何对核废料进行有效的安全管理,随着核能利用越来越广泛以及核电站数量增加面临着严峻的考验,是中国各大核电企业及政府面临的重要问题。核废料处理是一项长周期复杂的系统工程,存在巨大的潜在风险,风险甚至甚于核电厂的生产运营。核废料的定义为,在核燃料制作和核反应堆运行完毕所产生的具有放射性的废料。与其他工业废物不同,核废料因其较高的放射性威胁更大。核废料危害期极长,理论上可以通过后处理循环使用,但技术并不普及。其中,中低放废物核废料因半衰周期较短,较为容易进行处理。而高放废物半衰周期长,危害持久,较难处理。国际社会一直将安全处置核废料作为核能产业发展的重要影响因素。核废料安全处理与处置作为核循环周期的末环,与整个产业的安全性息息相关。核废物的处置是一个大型、复杂的多学科交叉的系统性工程。眼下,世界各国应用较广的方法为深地质储存法,即将废料通过技术手段进行固化处理,然后运输处置库,深埋于如岩层等稳定地质结构中。这种处置方法要求处理厂址地质结构稳定,即使产生地震、火山爆发等地质灾害,放射性物质也不会泄露出来;另外,放射性物质不易通过岩层渗透,对水资源造成影响。本文从技术角度介绍了核废料处理相关的基本情况以及世界上主流的核废料处理的手段,结合我国核电产业发展背景,介绍核废料处理现状及所面临的问题和困境,从法律法规,监管部门,企业管理制度等角度综合说明我国核废料安全管理现状。本文将乏燃料出厂至深地质储存的过程分类为18种方案,采用AHP（层次分析法）来确定对于不同方案在六大处置原则之下的评价指标的权重,并结合PROMETHEE多目标决策分析方法,为中国核电企业核废料处理中所涉及的处置方案决策提供依据,最后对我国核废料管理,从政府及企业的角度提出一系列的建议和对策。
迈克·施耐德,安东尼·福罗格特,大卫·弗里曼,朱莉·哈斯曼,松田忠雄,拉玛纳,胡安·卡米洛·罗德里格斯,安德烈亚斯·鲁丁格,阿格尼丝·斯蒂安,宋梅,郭鹏超,常力月,郝旭光,朱亚旭,刘启源,历颖超,孙兴恒,张碧凝,王焱[9]（2017）在《2017世界核能产业现状报告》文中研究表明全球回顾（中国例外）全球核电发电量在2016年上升了1.4%,原因是中国增长了23%,尽管核电在发电中的份额停滞在10.5%（-0.2%）。2016年共有10座新核电反应堆启动,其中一半在中国。2017年上半年有两座反应堆发电入网,一座位于中国,另一座位于巴基斯坦（由中国公司承建）,后者是世界上第一台开建于福岛核事故之后并运行入网的机组。2016年全球新建动工核反应堆3座,其中两座位于中国,一座位于巴基斯坦（由中国公司承建）,与2010年全球新建动工15座（中国10座）的情况相比下降明显。2017年上半年全球仅有一座新建反应堆在印度开建,中国和世界其他国家都没有。全球在建核反应堆数量连续4年下降,由2013年年末的68座下降到2017年年中的53座（中国20座）。关停与建设延期俄罗斯和美国2016年关停了部分核反应堆,瑞典和韩国也于2017年上半年将其最老的机组关停。韩国新当选总统关闭了一座核电站,并暂停了另外两座核电站的建设。这使其本国核电产业的发展和出口希望陷入危险。目前,有13个国家正在建造新的核反应堆,比WNISR2016报告中少了1个。随着项目管理高层卷入大规模腐败丑闻,巴西Angra-3反应堆的建设被放弃。有37座反应堆的建设进度滞后,其中19座在去年进一步延误。中国也不例外,20座在建反应堆中至少有11座出现了工程延期。有8个在建核电项目已开工建设10年以上,其中3个已有30年。《2016世界核电产业现状报告》指出有17座反应堆计划于2017年启动。截至2017年年中,只有2座启动,而有11座至少要延期至2018年。历史核巨头的破产/救助——核电企业的深度金融危机在发现核电建设项目发生巨额亏损之后,东芝集团为其美国子公司——西屋电气公司申请破产,西屋公司是历史上世界最大的核电建设商。在过去六年里,阿海珐集团累计亏损了123亿美元。法国政府已经向其提供53亿美元的纾困,并继续采取"拆分"策略。阿海珐集团Creusot Forge业务部的大规模质量控制丑闻进一步削弱了人们对核电产业的信心。主要核电公司的股价遭受侵蚀,信用评级机构调低了他们的信用等级。福岛核事故发生六年后,日本政府开始解除撤离令,以限制飞涨的赔偿费用。灾难总成本的官方估计已从1000亿美元增加到2000亿美元。一项新的独立评估将灾难成本估计为4440亿-6300亿美元（取决于水的除污水平）。只有5座反应堆已经重启。2016年全球风能发电量增长16%、太阳能发电增长30%、核电发电量增长1.4%。风能发电量增长132 TWh、太阳能发电量增长77 TWh,分别是核电35TWh发电量的3.8倍和2.2倍。可再生能源发电量占全球新增发电量的62%。新的可再生能源击败了现有的核能。在智利、墨西哥、摩洛哥、阿联酋和美国,可再生能源拍卖创下了低于30美元/MWh的低价,而2015年美国核电站的平均摊分成本为35.5美元/MWh。
刘建[10]（2017）在《俄罗斯核能发展战略研究》文中研究指明能源是人类社会生存发展的重要物质基础,攸关国计民生和国家战略竞争力。作为优化能源结构、保障能源安全和应对气候变化的重要选项,核能的合理开发与利用将会在当前和可预见未来的世界能源体系格局中扮演重要的角色。俄罗斯作为世界核能大国,自1945年8月20日苏联核工业正式创建以来,历经70多年的发展,无论是在核武器研发,还是在和平利用核能领域,都取得了举世瞩目的成绩,已成为世界核能发展的重要“一极”。早在第二次世界大战爆发之前,苏联便着手开展核物理方面的研究。1942年,苏联出台了本国历史上着名的“核计划”,而原子弹的爆炸成功标志着该计划的圆满完成,也成功打破了美国的核垄断与核讹诈,催生了苏联的核工业。“冷战”期间,苏联核能发展的总基调是“以军为主”,即全力发展核军工,争取在美苏军备竞赛中的对美核均势和核优势。随着国际国内核能研究的逐步深入,以核电为代表的民用核能载体被广泛应用于苏联社会主义经济建设。1986年切尔诺贝利核事故不仅重创了苏联国内的核能发展,而且对世界核能发展也产生了深远影响。然而,就在切尔诺贝利核事故余温尚未完全消散时,1991年苏联社会主义“大厦”轰然倒塌,新独立的俄罗斯核工业面临重大历史变革。在“休克疗法”的背景下,俄罗斯的核能发展基本处于“停滞”状态。叶利钦时代结束后,俄罗斯进入普京时代。俄罗斯核能迎来了新的历史发展时期。为扭转俄罗斯核能发展颓势,普京在其前两个总统任期内,分别于2004年和2007年进行了两次核工业体制改革,形成了目前世界上独一无二的“政企合一”的管理体制。历经近十年的发展,俄罗斯核能发展逐步走上正轨。尤其是在国际市场开发方面,俄罗斯在坚持巩固包括前苏联国家在内的传统核电市场的基础上,大力开拓包括亚太、拉美、中东及非洲新兴核电市场,取得了显着成绩,可谓“一枝独秀”。为应对当前国际国内政治、经济、安全和能源形势,2014年6月,俄罗斯颁布了《俄联邦“核工业综合体发展”国家纲要》。该纲要分别从国内、国际两个层面和民用、军用两个维度,勾划出俄罗斯2020年前核能发展的基本脉络和发力方向。本文首先全面梳理了苏联、俄罗斯核能发展历史脉络,研究了俄罗斯独立后的核能发展状况,并基于《俄联邦“核工业综合体发展”国家纲要》,厘清了俄罗斯核能发展战略实施的基本路径及保障措施,然后从世界核电博弈的视角,重点探究俄罗斯在核电海外开发中的竞争优势以及面临的地缘政治挑战,最后辩证分析了中俄（苏）核能合作的历史经验与教训、中俄核能合作目前存在的主要问题和未来发展前景,并在此基础上提出了一些相关合作对策建议。核工业是战略性高科技行业,是体现大国地位和综合国力的重要标志,在维护国家整体战略利益、推动国民经济社会发展、保障国家能源安全、提高人民生活水平等方面发挥着不可替代的作用。70多年来,俄罗斯（苏联）先后通过出台一系列旨在指导核工业发展的战略规划、进行核行业体制改革、稳步扩大对外开放、积极融入世界经济一体化进程,逐步找到了一条适合本国国情的核能发展之路。同时也应看到,俄罗斯的核能发展并非一帆风顺,而是经历了一个曲折复杂的历程。尤其是在乌克兰危机爆发后,俄罗斯核电海外开发更是面临严峻的地缘政治挑战。另外,作为中俄经贸科技合作的重要组成部分,长期以来,中俄核能合作为丰富两国战略协作伙伴关系内涵做出了重要贡献。近年来,随着两国关系的不断深化发展,中俄核能合作面临难得的历史机遇期。不过,受“政热经冷”的大环境影响,中俄核能合作也面临一些亟待解决的问题,需要中俄双方共同努力解决。当前和今后一段时间是中国核能发展战略实施的关键阶段,也是响应中国“一带一路”倡议、推动中国核电“走出去”战略的重要时期。通过研究俄罗斯核能发展的成功经验和失误教训,可以对当前中国核工业发展规划深入实施、推进核工业体制改革、推动核电“走出去”、深化中俄核能合作提供一定的借鉴和参考。
二、最后一批HIFAR乏燃料运往法国接受后处理（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、最后一批HIFAR乏燃料运往法国接受后处理（论文提纲范文）
（1）美印民用核协议达成的动因研究（论文提纲范文）
| 附件 |
| 致谢 |
| 摘要 |
| abstract |
| 导论 |
| 第一节 选题背景 |
| 第二节 文献回顾 |
| 第三节 基本思路 |
| 第一章 美印核关系的历史发展 |
| 第一节 历史上美、印的核诉求及政策 |
| 第二节 美国对印度核政策的历史回顾 |
| 第三节 美印民用核协议的主要内容及影响 |
| 第二章 小布什政府时期美国政府对印度核政策的调整 |
| 第一节 美国对国际形势的认知 |
| 第二节 美印核协议中的美国国内影响性因素 |
| 第三节 美印核协议中领导者层面的影响性因素 |
| 第三章 辛格时期印度的核政策 |
| 第一节 印度对国际形势的认知 |
| 第二节 美印核协议中印度国内的影响性因素 |
| 第三节 美印核协议中领导者层面的影响性因素 |
| 第四章 美印核协议签订后的影响 |
| 第一节 美印民用核协议签订后的实施情况 |
| 第二节 美印签订民用核协议后对美印关系的影响 |
| 第三节 美印签订民用核协议后分别对美、印的影响 |
| 第四节 对全球核不扩散秩序及亚太安全的影响 |
| 结语 |
| 缩略表 |
| 参考文献 |
（2）日本高放废液玻璃固化技术（论文提纲范文）
| 1 东海村后处理厂玻璃固化设施(TVF) |
| 1.1 工艺及设备 |
| 1.2 存在问题 |
| 2 六所村后处理厂玻璃固化设施(JVF) |
| 2.1 工艺及主要设备 |
| 2.2 存在问题 |
| 3 技术改进及研发计划 |
| 3.1 改进玻璃固化技术 |
| 3.2 低放废物玻璃固化技术 |
| 4 结语 |
（3）乏燃料卧式干法贮存热工安全数值模拟与分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景 |
| 1.2 国内外乏燃料贮存的研究现状 |
| 1.3 论文亮点和主要内容 |
| 第二章 乏燃料贮存现状与技术 |
| 2.1 国际核电站机组与乏燃料数量 |
| 2.2 湿法贮存技术 |
| 2.3 干法贮存 |
| 2.3.1 金属容器贮存 |
| 2.3.2 NUHOMS 系统贮存 |
| 2.3.3 HI-STORM 系统贮存 |
| 2.3.4 贮存室贮存 |
| 2.4 贮存方案比较 |
| 第三章 热工安全分析工具和方法介绍 |
| 3.1 计算原理与工具 |
| 3.2 传热机理 |
| 3.2.1 传热三种方式 |
| 3.2.2 热导热问题守恒率 |
| 3.3 大空间与有限空间内的自然对流的实验关联式 |
| 3.3.1 自然对流相似特征数 |
| 3.3.2 大空间自然对流实验关联式 |
| 3.3.3 有限空间内自然对流传热的实验关联式 |
| 3.4 两表面封闭系统的辐射传热 |
| 3.4.1 两黑体表面封闭系统的辐射传热 |
| 3.4.2 两个漫灰表面组成的封闭腔的辐射传热 |
| 第四章 卧式乏燃料中间贮存系统配套设施工艺流程和相关的法律法规 |
| 4.1 卧式乏燃料中间贮存系统配套设施的概况 |
| 4.2 卧式混凝土贮存模块结构 |
| 4.3 转运容器 |
| 4.3.1 转运容器结构和功能概况 |
| 4.3.2 转运容器燃料贮罐装载 |
| 4.4 乏燃料贮存容器 |
| 4.4.1 乏燃料组件特征 |
| 4.4.2 乏燃料贮存容器结构 |
| 4.4.3 乏燃料贮存容器功能 |
| 4.5 IAEA核安全法规标准体系 |
| 4.6 我国的乏燃干法贮存核安全监管情况 |
| 4.6.1 行政许可方式和审批办法 |
| 4.6.2 设计和审查标准 |
| 4.6.3 关于相关设施的审评 |
| 第五章 卧式乏燃料干法贮存设备的贮存和转运工况热工安全分析 |
| 5.1 卧式混凝土贮存模块建模与物性参数 |
| 5.1.1 卧式混凝土贮存模块建模 |
| 5.1.2 卧式混凝土贮存模块材料和材料物性参数 |
| 5.1.3 卧式混凝土贮存模块数值模拟 |
| 5.2 卧式混凝土贮存模块温度场分析 |
| 5.2.1 稳态工况下卧式混凝土贮存模块温度场分析 |
| 5.2.2 通风口堵塞四十小时事故工况的卧式混凝土贮存模块的温度场分析 |
| 5.3 混凝土模块的对比分析与总结 |
| 5.3.1 与考虑太阳辐照的混凝土模块的ORANO技术报告对比 |
| 5.3.2 混凝土模块热工安全分析小结 |
| 5.4 转运容器建模和物性参数 |
| 5.4.1 转运容器建模和网格划分 |
| 5.4.2 转运容器材料物性参数 |
| 5.5 转运容器转运不同工况下的数值模拟与分析 |
| 5.5.1 转运工艺流程与工况 |
| 5.5.2 转运工况设计输入 |
| 5.5.3 转运容器垂直装载工况时的数值模拟与分析 |
| 5.5.4 转运容器失水事故温度场分析 |
| 5.6 转运容器温度场对比分析与小结 |
| 5.6.1 NUHOMS 转运容器部件温度对比 |
| 5.6.2 转运容器小结 |
| 第六章 乏燃料贮存容器的热工安全分析模拟 |
| 6.1 乏燃料贮存容器方案设计 |
| 6.1.1 乏燃料贮存容器建模和网格划分 |
| 6.1.2 燃料组件的均质化处理 |
| 6.2 乏燃料贮存容器的数值模拟 |
| 6.2.1 燃料贮罐边界条件的设置 |
| 6.2.2 燃料组件衰变热设置 |
| 6.3 乏燃料贮存容器的温度场分析 |
| 6.3.1 混凝土模块贮存正常工况下燃料贮罐内部部件温度场分析 |
| 6.3.2 混凝土模块贮存偏离正常,事故环境,通风口堵塞40小时工况下燃料贮罐内部部件温度场分析 |
| 6.4 转运容器不同工况下燃料贮罐内部温度场分析 |
| 6.4.1 转运容器垂直装载燃料贮罐内部温度场分析 |
| 6.4.2 转运容器转运失水事故下燃料贮罐内部温度场分析 |
| 6.5 不同装载方案下燃料贮罐中燃料组件的温度场 |
| 6.6 NUHOMS 燃料贮罐部件温度场对比分析 |
| 6.6.1 乏燃料贮存容器优化 |
| 6.6.2 与 NUHOMS 燃料贮罐部件温度场对比分析 |
| 6.7 本章小结 |
| 第七章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（4）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 |
（5）乏燃料运输保险制度研究（论文提纲范文）
| 内容摘要 |
| abstract |
| 引言 |
| 一、乏燃料运输保险制度建立的基础 |
| (一)乏燃料运输保险的性质 |
| (二)乏燃料运输保险制度的核心要素 |
| 二、乏燃料运输保险险种 |
| (一)保险险种发展现状 |
| (二)保险险种的突出问题 |
| (三)保险险种的合理分析 |
| 三、乏燃料运输保险投保主体 |
| (一)投保主体界定的制度困境 |
| (二)投保主体存在争议之原因分析 |
| (三)投保主体的设定 |
| 四、乏燃料运输保险的责任范围 |
| (一)除外责任范围分析 |
| (二)环境损害应否纳入保险责任范围 |
| 五、乏燃料运输保险风险分担机制 |
| (一)规范乏燃料处理处置基金的使用 |
| (二)加入核损害国际条约体系 |
| (三)发展核保险自保模式 |
| 六、结语 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（6）中放废液贮罐退役工艺方案设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 工程背景 |
| 1.1.1 中放废液贮罐基本情况 |
| 1.1.2 相关工作的目的及意义 |
| 1.1.3 退役总体思路 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内现状 |
| 1.2.2 国外现状 |
| 1.3 小结 |
| 第2章 国外废液贮罐退役方案研究 |
| 2.1 国外储罐废物回取技术 |
| 2.1.1 接近废物技术 |
| 2.1.2 移动废物技术 |
| 2.1.3 取出废物技术 |
| 2.1.4 废物转移和运输 |
| 2.1.5 小结 |
| 2.2 国外放射性泥浆处理技术 |
| 2.2.1 就地玻璃固化 |
| 2.2.2 真空干燥 |
| 2.3 国外贮罐去污技术 |
| 2.4 国外贮罐拆除技术 |
| 2.5 小结 |
| 第3章 中放废液贮罐退役技术难点与问题分析 |
| 3.1 技术难点 |
| 3.2 关键技术问题分析 |
| 3.2.1 罐内残留物倒出技术问题分析 |
| 3.2.2 泥浆处理技术问题分析 |
| 3.2.3 贮罐去污技术问题分析 |
| 3.2.4 钢覆面拆除技术问题分析 |
| 3.2.5 废物最小化考虑 |
| 3.3 解决途径 |
| 3.3.1 残留物回取 |
| 3.3.2 泥浆干燥处理 |
| 3.3.3 大罐去污 |
| 3.3.4 钢覆面拆除 |
| 3.4 小结 |
| 第4章 中放废液贮罐退役工艺方案的确定 |
| 4.1 退役策略的考虑与确定 |
| 4.2 总体工艺流程 |
| 4.3 残留物回取工艺技术方案 |
| 4.3.1 前期准备 |
| 4.3.2 回取方案 |
| 4.4 泥浆过滤、干燥处理技术方案 |
| 4.4.1 泥浆过滤方案 |
| 4.4.2 泥浆干燥处理方案 |
| 4.5 大罐去污技术方案 |
| 4.5.1 去污范围 |
| 4.5.2 去污目的 |
| 4.5.3 大罐去污工艺方案 |
| 4.6 钢覆面拆除技术方案 |
| 4.6.1 拆除范围 |
| 4.6.2 钢覆面拆除方案 |
| 4.7 废物处理总体方案 |
| 4.7.1 放射性废气处理方案 |
| 4.7.2 放射性废液处理方案 |
| 4.7.3 放射性废物处理方案 |
| 4.8 主要辐射防护措施 |
| 4.9 职业照射剂量评价 |
| 4.10 小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
（7）日首次发布钚使用导则 钚库存量短期内难以实质性降低（论文提纲范文）
| 钚库存 |
| “不增加”钚库存措施 |
| 信号积极但不能实质性解决问题 |
| 长期大量持钚的影响 |
（8）中国核电企业核废料安全管理及处置方案评价研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 研究内容及创新点 |
| 第2章 核废料相关理论概述 |
| 2.1 核废料的产生与处理 |
| 2.1.1 核废料的产生 |
| 2.1.2 核废料的最终处置前环节 |
| 2.1.3 核废料的处理 |
| 2.2 核废料的危害 |
| 2.2.1 核废料对人类健康的危害 |
| 2.2.2 核废料对社会环境的危害 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 核电企业核废料安全管理现状 |
| 3.1 核废料管理的目标及途径 |
| 3.1.1 极低放射性废物和清洁解控 |
| 3.1.2 放射性废物最少化 |
| 3.1.3 优化管理 |
| 3.1.4 核废料的循环再利用 |
| 3.2 政策及法规 |
| 3.3 管理体系及部门 |
| 3.4 核电企业核废料安全管理 |
| 3.4.1 中广核 |
| 3.4.2 中核 |
| 3.4.3 国家电投 |
| 3.5 核废料处理现状 |
| 3.5.1 低、中放核废物的处理 |
| 3.5.2 高放核废物的处理 |
| 3.6 中国核废料管理中的挑战 |
| 3.6.1 法律法规不健全 |
| 3.6.2 各部门监管体系不合理 |
| 3.6.3 核废料处置厂选址滞后 |
| 3.6.4 缺乏资金投入 |
| 3.6.5 技术能力落后 |
| 3.6.6 核废料处理技术人才储备不足 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 核废料处置方案评价分析 |
| 4.1 核废料处置方案选择 |
| 4.1.1 核废料处置方案 |
| 4.1.2 评价指标 |
| 4.1.3 评估表格 |
| 4.1.4 指标权重 |
| 4.2 PROMTHEE方法 |
| 4.2.1 传统的多目标问题 |
| 4.2.2 PROMETHEE方法 |
| 4.3 基于PROMETHEE的核废料处置方案评价分析 |
| 4.4 结果分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 核废料安全管理实施保障建议 |
| 5.1 健全法律法规体系 |
| 5.2 明确职责分工 |
| 5.3 提高技术水平 |
| 5.4 加强人才储备 |
| 5.5 提高资本运作水平 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 研究成果和结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（10）俄罗斯核能发展战略研究（论文提纲范文）
| 内容提要 |
| ABSTRACT |
| 引言 |
| 一、研究对象界定 |
| 二、选题意义 |
| 三、国内外研究文献综述 |
| 四、研究的创新点、重点和难点 |
| 五、研究方法 |
| 六、论文框架 |
| 第一章 苏联核能发展历史 |
| 第一节 核工业初步创建:苏联“核计划” |
| 一、“核计划”的确定 |
| 二、“核计划”的实施 |
| 三、“核计划”的意义 |
| 第二节 核工业快速发展:“军为主、民为辅” |
| 一、核工业体系日臻完善 |
| 二、大力加强核武能力建设 |
| 三、和平利用核能异军突起 |
| 第三节 核工业遭受重创:切尔诺贝利核事故 |
| 一、切尔诺贝利核事故的发生及后果 |
| 二、切尔诺贝利核事故发生的原因 |
| 三、切尔诺贝利核事故产生的影响 |
| 本章小结 |
| 第二章 俄罗斯独立后的核能发展状况 |
| 第一节 俄罗斯核工业发展的“深度停滞”期 |
| 一、苏联解体对俄罗斯核工业产生的影响 |
| 二、原有的核工业管理体制重新“洗牌” |
| 三、俄罗斯核工业的“休克疗法” |
| 第二节 俄罗斯核工业发展的“转型期” |
| 一、政府体制改革背景下的核工业转型 |
| 二、国家资本主义背景下的核工业转型 |
| 第三节 俄罗斯核工业发展步入“快车道” |
| 一、俄罗斯国家原子能集团公司的管理模式 |
| 二、俄罗斯核能发展成效显着 |
| 本章小结 |
| 第三章 俄罗斯2020年前核能发展战略分析 |
| 第一节 出台《俄联邦“核工业综合体发展”国家纲要》,确定2020年前核能发展战略 |
| 一、纲要出台背景 |
| 二、纲要基本内容 |
| 三、纲要战略地位 |
| 第二节 核能发展战略的实施路径与效能分析 |
| 一、加强核安全能力建设 |
| 二、稳步发展国内核电 |
| 三、加强核能技术创新 |
| 四、助力北极地区开发 |
| 五、保障“核遏制”能力 |
| 本章小结 |
| 第四章 世界核电博弈中的俄罗斯 |
| 第一节 世界核电发展现状及前景 |
| 一、世界能源发展形势 |
| 二、世界核电发展现状 |
| 三、核电在世界能源中的地位、作用及发展前景 |
| 第二节 俄罗斯核电海外开发情况 |
| 一、俄罗斯核电海外开发的主要背景 |
| 二、俄罗斯核电海外开发主要成果 |
| 第三节 俄罗斯核电海外开发竞争力分析 |
| 一、国家层面的政策及配套支持 |
| 二、企业层面的海外开发体系构建 |
| 三、核电博弈中面临的地缘政治挑战 |
| 本章小结 |
| 第五章 中俄核能合作的历史、现状及前景 |
| 第一节 中苏核能合作历史回顾 |
| 一、苏联对华核援助的历史背景 |
| 二、苏联对华核援助的基本情况 |
| 三、苏联终止对华核援助的原因及影响 |
| 第二节 中俄核能合作的历史与现状 |
| 一、中俄核能合作的时代背景 |
| 二、中俄核能合作概况 |
| 第三节 中俄核能合作存在的问题及发展前景 |
| 一、中俄核能合作存在的问题 |
| 二、中俄核能合作的前景展望 |
| 三、中俄核能合作相关对策建议 |
| 本章小结 |
| 结论 |
| 附录 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间发表研究成果 |
四、最后一批HIFAR乏燃料运往法国接受后处理（论文参考文献）
- [1]美印民用核协议达成的动因研究[D]. 王丽. 上海外国语大学, 2021(11)
- [2]日本高放废液玻璃固化技术[J]. 卢嘉炜,郭子方,吴志豪,陈耿,翁汉钦,林铭章,陈晓丽,周强. 辐射防护, 2020(01)
- [3]乏燃料卧式干法贮存热工安全数值模拟与分析[D]. 蔡创广. 中山大学, 2019(07)
- [4]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)
- [5]乏燃料运输保险制度研究[D]. 杨程硕. 西南政法大学, 2019(08)
- [6]中放废液贮罐退役工艺方案设计[D]. 李昕. 南华大学, 2019(01)
- [7]日首次发布钚使用导则 钚库存量短期内难以实质性降低[J]. 戴定,伍浩松. 国外核新闻, 2018(08)
- [8]中国核电企业核废料安全管理及处置方案评价研究[D]. 姜昊. 华北电力大学(北京), 2018(04)
- [9]2017世界核能产业现状报告[A]. 迈克·施耐德,安东尼·福罗格特,大卫·弗里曼,朱莉·哈斯曼,松田忠雄,拉玛纳,胡安·卡米洛·罗德里格斯,安德烈亚斯·鲁丁格,阿格尼丝·斯蒂安,宋梅,郭鹏超,常力月,郝旭光,朱亚旭,刘启源,历颖超,孙兴恒,张碧凝,王焱. 全球核能产业发展报告（2017）, 2017
- [10]俄罗斯核能发展战略研究[D]. 刘建. 中共中央党校, 2017(06)
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