IAEA WS-G-2.1：1999(中文版) 核动力厂和研究堆的退役 .pdf
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1IAEA国际原子能机构安全准 安全No . WS-G-2.1国际原子能机构 也核动力厂和研究堆的退役2国际原子能机构（IAEA）安全相出版物IAEA安全准根据IAEA第三条定，IAEA受制定电离射防护安全准并保些准用于和平核活动中。IAEA籍以制定安全准和措施的法性出版物以IAEA安全准形式印发。套涵盖核安全、射安全、运输安全和物安全及一般安全（即在四个域中的二个或更多方面具有重要性）。属于本套的几类出版物是：安全基本法、安全要求和安全。安全基本法（色）介核能的和平发展与用方面的安全和防护基本目、概念和原。安全要求（色）定确保安全必足的要求。些以“必”（s h a l l）气述的要求受安全基本法中介的目和原支配。安全（色）建足安全要求必采取的行动、条件或程。安全中的建以“”（s h o u l d）气述，意味着履行些要求需要采取建的措施或相的替代措施。IAEA的安全准在法律上成国有束力，但成国可自行决定它用于有其自身活动的国家条例中。在有其自身运作和由IAEA支助的活动的用方面，些准IAEA有束力。有IAEA的安全准划（包括非英文文版本）的信息可以在IAEA的因特网网址（w w w .i a e a .o r g /n s /c o o r d i n e t）得或可向IAEA安全科（P.O.Bo x 100，A-1400 Vi e n n a，Au s t r i a）索取。其他安全相出版物IAEA根据其第三条和第八条C款定，提供与和平核活动有的信息，促种信息的交流，并作其成国间交流种信息的媒介。于核活动中的安全与防护告作信息出版物以其他形式印发，尤其以IAEA安全告形式印发。安全告可以介良好的实，并出足安全要求可以采用的实例和方法。它不制定要求或提出建。包括与安全相的售出版物的其他IAEA有：技告、放射学定告和INSAG。IAEA印发有放射学事故告和其他特殊售出版物。印发的未价的安全相出版物包括TECDOC、安全准、培班、IAEA服务及算机手，以射安全实用手和射实用技手的形式印发。3核动力厂和 研究堆的退役4下述国家是国际原子能机构的成国：阿富汗阿尔巴尼亚阿尔及利亚阿根廷亚美尼亚澳大利亚奥地利孟加拉国白俄斯比利贝宁玻利亚玻斯尼亚和黑塞哥巴西保加利亚布基法索柬埔寨喀麦隆加拿大智利中国哥比亚哥斯达黎加科特迪瓦克地亚古巴塞埔路斯捷克共和国果民主共和国丹麦多米尼加共和国厄瓜多尔埃及尔瓦多沙尼亚埃塞俄比亚芬法国加蓬格吉亚德国加希腊危地马拉海地马教廷匈牙利冰印度印度尼西亚伊朗伊斯共和国伊拉克尔以色列意大利牙加日本旦哈克斯坦肯尼亚大民国科威特拉亚黎巴嫩利比里亚阿拉伯利比亚民国列支敦士登立陶宛森堡马达加斯加马西亚马里马耳他马尔群毛里求斯墨西哥摩哥蒙古摩洛哥甸米比亚荷新西尼加拉瓜尼日尔尼日利亚挪威巴基斯坦巴拿马巴拉圭秘菲律波葡萄牙卡塔尔摩尔多瓦共和国马尼亚俄斯联邦沙特阿拉伯塞加尔塞拉利昂新加坡斯洛伐克斯洛文尼亚南非西班牙斯里卡苏丹瑞典瑞士阿拉伯叙利亚共和国泰国前南斯拉夫马其共和国突尼斯土耳其干达克阿拉伯联合酋长国大不列及北尔联合王国坦桑尼亚联合共和国美利合国拉圭兹克斯坦委瑞拉越南也门南斯拉夫比亚津巴布韦机构是1956年10月23日在联合国总部召的国际原子能机构会上通的。它于1957年7月29日生效。机构总部设在也。它的主要目是“加速和大原子能全世界和平、健康和繁荣的献”。国际原子能机构，1999年需要翻印或翻本出版物所含料，与国际原子能机构（Wa g r a m e r s t r a s s e 5，P.O.Bo x 100，A-1400 Vi e n n a，Au s t r i a）面联系，以取得可。国际原子能机构于中国印刷2000年5月STI/PUB/1079No .WS-G-2.1核动力厂和研究堆的退役国际原子能机构也，1999年VIC在版目据核动力厂和研究堆的退役：安全也：国际原子能机构，1999年。P.；24 c m .（安全准，ISSN 1020-525X；n o .WS-G-2.1）STI/PUS/1079 ISBN 92-0-101299-8与目有的参考文献。1.核动力厂退役。2.核反堆-退役。I.国际原子能机构。II.VICL 99-00229序总干事Mo h a m e d El Ba r a d e i国际原子能机构（IAEA）的法定能之一是制定或采用安全准以在核能的和平发展与用中保护健康、生命和，以及些准的下列用做出定：用于机构自己的运作以及助运作；有各方的求，用于在任何双边或多边下行的运作；或某一成国的求，用于国核能域中的任何活动。以下咨询机构督安全准的制工作：安全准咨询委会（ACSS）；核安全准咨询委会（NUSSAC）；射安全准咨询委会（RASSAC）；运输安全准咨询委会（TRANSSAC）和物安全准咨询委会（WASSAC）。在些委会中有广泛的成国代表参加。了确保达成最广泛的国际共，在IAEA理事会核准（安全基本法和安全要求）或由出版物委会以总干事的名义核准（安全）之前，安全准也提交所有成国征求意见。IAEA的安全准在法律上成国有束力，但成国可自行决定它用于有其自身活动的国家条例中。些准在有IAEA自身运作方面IAEA具有束力，和在由IAEA支助的活动方面成国具有束力。要求任何希望就取得与核设施的址、设、建造、运行和退役或者任何其它活动有的援助与IAEA的成国采取适合于所涵盖活动的安全准的那些部分。不住，任何可批程序方面的最决定和法律任仍是些国家自己的事。然些安全准建立了必要的安全基，然而根据国家的实际情况，入一些更的要求也是必要的。此外，通常会有一些特殊方面需要逐一加以定。易裂变材料和放射性物以及整个核动力厂的实体保护被酌情提及，但未述；成国在方面的义务根据在IAEA主持下的文和出版物加以处理。工业安全和境保护的非放射学方面也未明确予考；文中到各国必履行其在有些方面的国际承和义务。按早先准建造的某些设施可能不完全符合IAEA安全准中所述的些要求和建。于些安全准适用于些设施的方式的决定由各国自己作出。各国必集中于注意一事实：IAEA的安全准然在法律上不具有束力，但制它的宗旨是确保核能和放射性物的和平利用是以如下方式行的，即它能使各国履行其根据国际法和准中普遍接受的原所承担的义务，例如有境保护的义务。按照样一种普遍原，一国的土不得以另一国造成害的方式加以使用。因此，各国必不懈努力，加管理。和任何其他活动一样，在各国管范行的民用核活动除接受国际法中普遍接受的原外，要接受各国根据国际公可能同的义务。希望各国在其本国法律体系中采类法（包括条例）以及有效地履行其所有国际义务可能需要的其他准和措施。前言放射性物是在核动力生及放射性物在工业、研究和医学用中生的。保护人体健康和境而安全管理放射性物的重要性早已人所，并且已在域得相多的经。IAEA的放射性物安全准（RADWASS）划旨在安全管理放射性物建立一套而全面的原和要求，并且它的用制定所需要的。即在IAEA安全准范通一套反映国际共的部一致的文件完成。些出版物成国提供一套全面的国际上商定的出版物，以帮助出并补充国家的准、准和实。安全准包括3类出版物：安全基本法、安全要求和安全。于放射性物安全准划，目前正在一套相的出版物，以确保整个安全准有一个经的方法。本安全述及核动力厂和研究堆的退役一主，其目的是向安全主管部门和运位提供类设施退役划和安全管理的指。本安全是通一系列的和技委会会制的。它取代以前的安全出版物No .52，74和105。者按中附视准一个重要的成部分，具有和正文同样的地位。中附件、脚注和参考文献用于提供可能用户有帮助的其他信息或实例。 安全准在述要求、任和义务采用“必”（s h a l l ）形式。采用“”（s h o u l d ）形式表示建一种所需的方案。 本原版英文版。目1.引言1背景1目的1范1构2 2.退役特有的2总2任3章框架3安全4制划4射防护和境保护的考5物5 3退役方案的5总5安全7物管理7用考7有门知的可用性7与公有的考8 4.退役提供便利9总9在设和建造段的考9反堆运行期间的考10 5.退役的划制和安全定11总11制划的初始段12制划的行段12制划的最段12核反堆退役的安全定14退役的政保16 6.退役的任务16设施的初始特性16移走燃料17包容的护和变更17去污18拆卸19护20最放射性查20 7.退役期间的管理21总21人配备和培21织和行政管理22射防护22厂和厂外放射学23物管理24急划26实物保护和保障26量保和文件26 8.退役的完成27参考文献28附I最放射性查告容的实例30附II实施退役的面划和管理系统的实例32参与起草和定的人名34可安全准的咨询机构3511.引言背景1.1.在国际原子能机构的放射性物安全准划的范有一套出版物，套出版物叙述了放射性物安全的所有重要方面，其中包括的国际原子能机构安全和国际原子能机构安全准中的安全法1、安全要求及安全。本安全是套出版物中的一本。1.2.在安全要求及退役的放射性物处置前管理2中，叙述了核动力厂和研究堆设施退役的安全要求。其他的国际原子能机构安全准提供了另一些相的安全要求39。1.3.大量的老化反堆不久面。去核动力厂和研究堆的退役，是使用在反堆运行期间所用的同一个章框架，再合具体情况逐个行的。了核反堆设施的退役提供一个一致的方法，并吸取早先退役工作中得的经，成国都表示在国际上可的放射性物安全出版物划中需要有退役。1.4.本安全根据国际经提供了推荐意见，以帮助实在上述安全要求2中提出的退役的基本要求。目的1.5.本安全的目的是包括管机构在的国家主管部门和运位提供指，以确保核动力厂和研究堆的退役程以安全和境可接受的方式行。范1.6.本安全的定适用于核动力厂和研究堆以及它所在的厂址。另一篇安全用于医用设施、工业设施和研究设施的退役10。1.7.本安全主要与核反堆退役主要是核反堆划最以后的退役有的活动生的放射危害。很多定也适用于致核动力厂2重坏或污染的异常事件后的退役。在后一种情况下，本安全也可以用作制特殊退役定的基，不需要加一些的考。1.8.在退役活动期间也能够生非放射危害，如潜在火源或石棉材料散引起危害。本安全有直接涉及些危害，但在划制程和风险分析中予适考是重要的。构1.9.第2章中概述了与核动力厂和研究堆退役有的重要。第3章中了正确退役方案的程。第4章中述了在设施的设、建造和运行段中要作的便于退役的考。第5章中叙述了退役划制、安全定和政保。第6章中明了退役的一些任务，它十分复和/或与安全相联，因而非常重要。第7章中叙述了退役程的全面管理。第8章中了完成退役和最退役告的容。1.10.附I提供了最放射性查告容的一个实例。附II出了实施退役的面划和管理系统的一个实例。2.退役特有的总2.1.退役是指允一座核设施（物处置除外，根据定义它是而不是退役）解除部分或全部管所采取的行政管理行动和技行动。些行动包括放射性材料、物、部件和构筑物的去污、拆卸和移走。行些行动是了有划地逐步减少放射危害；了确保退役操作期间的安全，些行动都是根据事先的划和定采取的。2.2.核动力厂和研究堆退役活动的间跨度典型地可以从几年至几十年（例如考到放射性衰变）。果是，退役可以在反堆后以操作方式行，也可以在一段间以间操作方式行（即分段退役）。2.3.在整套设施或厂址完成退役程以前，退役可以包括分段解除部分核设施或厂址的管。如果正在退役的是一部分设施，本安全适用于退役3活动。然而，任何退役工作与核设施运行之间的相互影响所可能引起的安全，需要根据具体情况逐个加以处理。2.4.根据国家法律和章要求，一个核设施或其留存部分，只要与一个新设施或有设施合在一起，即使它所在的厂址仍处在管或其他公共机构控制之下，也仍然可以已经退役。例如，可以适用于位于多个设施厂址上的核设施的退役。2.5.了确保核反堆在运行段的安全，必考到很多因素。在退役期间，其中一些因素起作用，但退役生的在某些方面与核设施在运行期间所生的是不同的。些需要以适方式考，以确保退役期间的整体安全。任2.6.一座核反堆停止服役，设施的任可能会移另一个机构，后者就成个设施退役段的运位。正在退役的设施的运位在退役操作期间设施的安全最任。使样的移是有效的，保留整套的和，并把它移交新的运位。退役活动可能涉及多不同的机构，包括可能不熟悉核设施的承包商和分承包商，因此明确定不同机构之间的任是最重要的。2.7.运位制一个面向公的信息划，提供有退役目的信息。章框架2.8.一个国家的章框架包括核设施特是核反堆的退役定。国家管部门退役核设施和厂址解除管提供放射学准方面的指，确保有一个完备的系统解除管行正确管理。2.9.根据从运行段延的可定，一些与退役有的活动也可以在核设施后行。类活动可能包括运行物的管理、放射性总量的定、从设施中移走核燃料或与原先运行有的其他材料以及初步去污。2.10.在缺少有退役的定的情况下，退役活动在有的运行设施的定4下根据具体情况行。在此类情况下，运位在制和实施退役划向管机构咨询。在划中，要求运位如何遵守章。2.11.退役的管可以用一个总的可、分的几个可或者由管机构直接控制等方式行，视在情况下何者最适宜而定。在管基构的范，管机构查并在适宜批准所定的退役方案、退役划、量保大以及其他一些与核反堆退役有的建。而且，运位按照管机制（例如可）中的定，按期向管机构告任何与安全有的信息（如据、放射性查）。在发生异常事件，运位及上价此类事件中的安全所需的据。安全2.12.在退役的所有段中，都格保护工作人、公和境免受退役程所生的危害。退役期间涉及的危害行全面的安全定（必要包括事故分析）以确定保护措施，种定是考到退役特殊的深防御体系的一部分。在某些情况下，类措施可以与设施运行期间原有的措施有所。2.13.核设施的退役在早期段经常涉及移走大量放射性材料，包括燃料和运行物。即使在个段以后，设施的污染和活化也是很重的，因此，在安全定中必予以考。2.14.实施一些特殊的活动，如大设备的去污、切割和处理以及逐步拆卸或移走一些有的安全系统，也是重要的。些活动有可能生新的危害。因此，在退役期间一个重要目是移走有安全系统类退役活动的安全方面予充分的定和管理，以减少任何可能的照射。乏燃料仍存在厂的燃料池中，考和持其完整性。在退役划中包括整个厂址的防火和火。制划2.15.经表明，如果正确划和实施些行动，就可以在工作人、公或境不生度风险即放射性影响的条件下，完成核反堆的退役和所生放射性材料的管理。在核设施整个寿期所做的划和准备工作能够使退役更方便。些行动的意是减少在退役期间行的主动程和被动程中可能发生的最的业影响和境影响（见第5章）。52.16.在设段和运行段就考退役。然而，很多核动力厂和研究堆已经运行多年，而在设段可能有考退役。在制类设施的退役划到一点，并且划可能早地制。在本安全中出的大多指适用于种情况。射防护和境保护的考2.17.不在退役程中，而且作任何随后占用已退役厂址的后果，都必考到工作人和公的射防护。充分考电离射防护和射源安全的国际基本安全准（BSS）4，制定国家的射防护要求。2.18.在核动力厂或研究堆退役期间放射性或非放射性污染物可能会排放到境中。控制些排放，使其符合相的国家定。在参考文献4，11，12中也已经制了管入境中的放射性排出流的指原。2.19.在其他的国际原子能机构安全准中，正在制于解除材料、设备和厂址管的放射学准的指原。物2.20.核反堆退役总是涉及到生大量放射性物。在退役程中，生的物在形式上与核动力厂或研究堆运行段日常处理的那些类型的材料和物有所不同。根据安全考，“生的放射性物必保持在可行的最低量”1。例如，恰的去污技和拆卸技以及重新使用或循使用材料都能够减少物的总量。3退役方案的总3.1.一个具体的退役方案，除了其他多事情以外，要确定退役活动的间表和序。退役方案的范可以是从厂址直接拆卸和移走所有的放射性材料、允无限制放的方案，直到反堆密封的就地处置和随后限制入的方案。63.2.一个中间方案是在最拆卸之前行最少量的早期拆卸和把核动力厂入安全封。类似地，有些方案也可以是拆卸核动力厂的某些部分，通常是在外部可入的域，而核动力厂的其余部分，特是反堆堆芯，置于安全封模式下。大多方案考在退役段的早期安全地移走燃料和运行物，以便大大地减少与设施有的危害。3.3.在一定期安全封的方案拆卸。如果的方案是拆卸，在准备最拆卸仍研究恰的方法和手段。3.4.各种退役方案行价，要考多方面的，特要强在安全要求与实施退役期间可得源之间的平衡。代价利益分析或多属性型分析样的价提供了系统的方法。些分析采用用和照量两者作出的实际估算值。确保所的方案足所有适用的安全要求。分析下列方面出最佳的退役方案：（a）遵守在退役期间适用的法律、章和准；（b）设施的特性，包括设和运行史以及在最后放射性总量及其随间的变化情况；（c）放射危害和非放射危害的安全定；（d）核设施的实际况及其随间的演变，如果合适，也包括建筑物、构筑物和系统在期的拆卸期间的完整性的定；（e）安排好物管理，如存和处置；（f）安全实施退役方案所需的政源充分并可得；（g）具备有经人、特是先前运位的工作人，具备包括去污、切割和拆卸等的技，以及具备控操作能力；（h）从以前的类似退役目中学到的经；（i）境影响和社会经济影响，包括公提出的退役活动的注；（j）设施和厂址附近域的期发和利用。所列的重要性大小不一，取决于每个国家中特定的退役境。了帮助制方案，在下面的章中展明其中的多。7安全3.5.以正式的安全定（必要包括事故分析）确定放射危害和非放射危害，由此定恰的防护措施，以确保工作人和公的安全以及保护境，并且确保足有的准。3.6.退役可能会有在设施运行期间属于非正常的操作，并且，在燃料和运行物被移走后，非放射危害的重要性也会增加。考退役，反堆部件的老化就变得重要，因此在安全定中予以考。3.7.安全定帮助确定到位的、确保退役程安全的工程安排和行政管理安排，并帮助具体的退役方案。防护措施可能要求改变运行设施已建立的一些系统，而在安全定中明确实类改变是可接受的。物管理3.8.在退役方案中考物管理的所涉及的。生物的总量、活度和类型会与间的长短和的技有。有恰的和安全的物管理安排，包括处置或存的方法。用考3.9.考退役方案，在退役划中所描述的所有活动都包括在退役用概算中。些活动包括运行后各段的划制和工程、发用技、去污和拆卸、行最查和放射性物的管理，包括处置。核设施的护、视和实物保护的用也考，特是退役的任何段被推长期的情况下更考。有门知的可用性3.10.在退役方案，考能否得并利用动力厂所特有的门知，例如保留和利用熟悉厂址具体情况的人。种门知能够减少发生工业事故或度照射类事件的潜在危险，也能帮助减少无人起的事情以及人再培或补充新人的。此目的一个好的保存系统是重要的。8与公有的考3.11.在各种退役策略中行，考下列方面：（a）地因素，包括土地期的发和利用；（b）地就业的考；以及（c）直影响和公的度。94.退役提供便利总4.1.新反堆设施在设段就考退役的要求，有核设施也可能早地考退役的要求。在反堆寿期便于退役考得越晚，退役就可能变得越困和越。其原因可能是由于缺乏足够的和料、需要安装或改设备、增加了退役活动的复性，以及由于设妨碍退役而招致的不必要的量。在设和建造段的考4.2.取拟建设施的厂址和设施本身的（运行通常要求的）原始本底放射性特征。包括所提设施的厂址及其周域行恰的放射性，建立射的基准水平，以便定反堆厂址的影响；可能能否接受退役建十分重要8。定建造所用建筑材料中的天然活度，在退役期间决定设施的解控水平和需达到的清洁水平可能明是有用的。4.3.在反堆设施的设段，从便于退役的点出发，设特征行全面查。一般，在反堆运行寿期有助于护和查的设特征也有助于退役。具体的因素包括：（a）仔材料，以减少活化；把活化的腐物的散布减到最少；确保表面容易去污；以及量少使用可能有害的物（例如油、易燃材料、有害化学材料以及含纤的物）；（b）优化动力厂的设、布局和入路，以便于：移走大的部件；容易拆并控移走重活化的部件；安装去污设备和物操作设备；10管道和下水道类埋部件的去污或移走；以及设施的放射性物行控制。使用按适比例小的模型或算机模型会有助于考便于退役的设特征。4.4.与反堆设施址、最设和建造有的设技格和料的全部，都作有助于退役所需料的一部分予以保存。确定在反堆运行寿期末退役目的所需的主要料。在整个反堆运行寿期，收集、保存和修些料。清楚明做此工作的体制是运位和管机构的任。样的料可包括竣工、模型和照片、建造序、管道布置、建造、电缆穿件、部件和构筑物的修况或收偏差以及加强钢筋的位置，等等。反堆运行期间的考4.5.了便于成功的退役，保存设施运行段准确的有。如果迄今有保存些，那就可能早地始么做。些很好分门类，使得与退役有的那些可以很容易挑出（例如放射性总量的估算很容易查到和更新）。除和表外，保存反堆寿期建造段和运行段的照片。些包括：（a）反堆运行史的情，包括下述容的：燃料破和燃料衡算；致放射性物溢出或意外排放的事件；射和污染的查据，特是很少入或非常以入的动力厂域；可能影响地下水的排放；放射性总量；以及物和它的位置。（b）动力厂改建和护经的情，包括下述容的：更新的竣工和照片，包括使用材料的情；特殊的修理或护的活动和技（如有效的屏蔽布置或移走大部件的技）；以及所有实和装置的设、材料成分以及史和位置的情。114.6.在运行期间，考把构筑物和表面的沾污减到最少，分离不同种类的物，并避免和迅速清洗溢出物和泄漏物4，9，1319。也包括保护涂的护和被沾污材料的包容。4.7.被挑出的设施建造材料的样品照实，可能有助于估算最放射性总量所需的活化水平的量值与算值行比。5.退役的划制和安全定总5.1.成功的退役取决于仔制一个妥善的划。每座反堆都准备一份退役划。退役划的范、容和所要求的略程度可以有所差，取决于核设施的复性和潜在危害，但与国家的章相一致。5.2.运位安排足够的政源，以确保一座核反堆的退役。特是在可能长期安全封的退役的情况下，定期查些政备，并在必要加以整，以考通膨以及技改、物价格和章改变等其他因素。种查可以根据国家的法律框架，由运位、管机构或其他位。5.3.安全定是一个完整退役划中必不可少的一部分。运位作出安全定，并把它递交管机构查。安全定与设施的复性和潜在危害相；在退役的情况下，考设施直到最拆卸整个期间的安全。5.4.制划可以设想有三个段：初始段、行段和最段。一座定的反堆，从制退役划的初始段到最段，划的程度随之增加。个划制程如何生一个退役划如下所述。5.5.从址、设、建造、运行和中生的制退役划是重要的。然退役划本身并不需要明确包括样的，但制划的初始段、行段和最段的程都利用有的，以得退役中的安全和最佳效果。12制划的初始段5.6.运位了支持建造一座新反堆的可申，制和提交一份初始退役划。然初始划的程度必然低于最退役划，但以概念方式考第5.11条中列的很多方面。明退役可行性的通用研究可能足以足个划的要求，特是在准化的设施的情况下更是如此。划根据适用的章明退役工作的用和措金的方法。5.7.在运行动力厂有初始退役划的情况下，准备一个反映设施运行的退役划，而无不适的延。制划的行段5.8.在一座反堆运行期间，根据退役技的展、可能发生的事件包括异常事件、章和政府政策的修，在合适情况下根据用概算和政备，查和更新退役划，并使其更全面。根据安全考、运行经和反映技改的信息不完善退役划。在制行段的退役划，反映动力厂运行期间系统和构所有的重大变化。制划的最段5.9.知道一座核反堆最的间程，运位始退役作研究并最确定方案。在此之后，运位提交一份包含最退役划的申，供管机构查和批准。在退役程中退役划可能要求修或一步完善，从而可能要求一步的管批准。5.10.如果所的退役方案致分段退役在各段之间有相长的间，下一个要实施的段，可能要求比第5.11条中列出的条款更。作实施个退役段的果，也需要随后各段的划作一些修改。在样的情况下，可能要求退役划的随后部分行更新和查。5.11.原上，适考早先退役的经。只要有早先的退役经可利用，最退役划中考的下列目就更新：（a）核反堆、厂址以及能影响退役或受退役影响的周域的描述；13（b）核反堆的寿期史、退出服役的原因以及划核设施和厂址在退役期间和退役后的用途；（c）行退役的法律和章框架的描述；（d）指退役的适用放射学准的明确要求；（e）提出的退役活动的描述，包括间度表；（f）如出了最佳退役方案，明其理由；（g）安全定和境影响定，包括工作人、公和境的放射危害和非放射危害，包括提出的退役期间使用的射防护程的描述；（h）提出的退役期间要行的境划的描述；（i）退役机构的经、源、和构的描述，包括工作人的技格和技能的描述；（j）定所需要的特殊服务、工程和退役技的可用性，包括安全完成退役所需要的各种去污技、拆卸技和切割技以及控操作设备；（k）量保大的描述；（l）核反堆设施中余放射性物和有害非放射性物的量、类型和位置的定，包括确定每一种物总量的算方法和量；（m）物管理实的描述，包括如下目：物源、类型和总量的确和特性描述；分材料的准；提出的处理、整备、运输、存和处置的方法；材料重新使用和回收的可能性及相准；以及放射性物和有害非放射性物向境的期排放；（n）其他适用的重要的技考和行政管理考，如保障、实体保布置和急准备的；（o）划以及厂址是否符合解除管准所用设备和方法的描述；（p）估算退役用的，包括物管理和行工作所需金源；以及（q）在退役束行最的性放射学查的措施。5.12.退役可以是一个间段或几个间段分隔的操作序列（即分段退役）。有些间段（即各退役段）可以是非主动的安全封。在多段退役的情况下，14运位向管机构提交下述容的明：（a）建筑物、构筑物和安全相运行系统提出的视和护划；（b）使设施处于适控制之下所需要的有的或新的系统或划，如设屏障、通风、排水和境/安全；（c）实施拆卸而安装或更的系统；（d）提出的查以上各的度；以及（e）在任何期所需要的工作人量和他的格。5.13.在有退役划的设施的情况下，立即准备样的退役划。核反堆退役的安全定5.14.在所有的退役段，保护工作人、公和境免受与退役程有的危害。在正式的安全定中找出所提出的退役活动中涉及的放射危害和非放射危害，以此确定防护措施，确保工作人、公和境的安全，即足定的准。些防护措施可能要求改变运行设施已建立的安全系统，但类改变在安全定中明确明是可接受的。放射性材料总量5.15.在运行段末期或退役程早期，通常考移走燃料和早期处理运行物。会大大减少放射性总量。剩余活度通常与如反堆运行的活化物、照装置或与一次和二次冷却回路、燃料途以及冷却水池有的污染有。照设施由于移走和处置困，在划制程中要特注。5.16.在作运行部分的燃料未被移走的情况下，或在退役程早期，安全定考如此大量的放射性材料与退役活动中安全的。乏燃料和运行物已被移走，确定尚存的余放射性核素的位置，估算其量以及推其物理形和化学形也是很重要的。在退役操作期间生的放射性液体和大量物中生成和出的灰和气溶胶形成污染的可能性必予以特注意。射防护5.17.实施退役遵守国家射防护的要求和其他安全及境保护的要求。15拆卸5.18.在决定可以的各种退役活动究竟推多长间以足相的放射学准，考大量存在的放射性核素的半衰期。拆卸核反堆，把它安全封一个期，也会得到好处。拆卸和拆除也会减少所生的放射性物的量，并减少人的射照射。此外，推拆卸也可能在退役活动重新始，能把后的技改合到退役程中。然而，个方案可能致失去经培的、有知的工作人。5.19.推拆卸和拆除也有另外一些缺点。如果考拆卸推一段很长的间，设用作存留放射性核素与境之间屏障的构筑物、系统和部件的逐坏予适注。种坏也会涉及到在核动力厂拆卸必需的一些系统。安全定考些系统（机械操作系统、通风、电源和物操作系统）的护、重做合格或更的要求，并价坏与安全的。了实施安全封，可能必安装新的系统和构筑物，或者修改有的系统和构筑物。些新的系统和构筑物在安全封（拆卸）整个长期的完整性予定。退役也会致增加由可能的照射或余放射性核素的放和迁移而引起的任。5.20.如果实行退役，定期查安全文件和退役划，确保它反映了设施实的况。非放射安全5.21.安全定可能出若干在退役段重要的非放射危害，些危害在反堆正常运行期间通常是不会遇到的。例如，在去污、拆卸和拆除活动中也要用到一些有害材料，有提升和操作重荷，它都属于类危害。些非放射危害大部分受章制，而且良好的安全文化有助于确保安全地完成些任务。安全定总的果5.22.安全定出在退役所有段确保持安全所必需的行动。样的行动可能是工程上或行政管理上安排的保护措施，它提供在参考文献20中所确定的必需的深防御。例如，采取打包容的行动或在拆卸（安全封）期间，个深防御是重要的。深防御的要素随设施退役的行而变化和展。16退役的政保5.23.退役的用反映退役划中描述的所有活动，例如在运行后各段的划制和工程、特殊技的发、去污和拆卸、行最查以及放射性物的管理。护、人格定、反堆设施的视和实体保的用都考，特是如果退役的任何段推一段长间的情况更要如此。5.24.了退役期间能得源持射防护和境保护建立必要的信心，在制核动力厂设划的早期就确立划源的措施。根据法律框架，了确保退役需要的金，在运行前就建立样一种机制，机制足够健全，能在反堆设施早的情况下提供退役需要的金。不管所用的政机制是何种类型，如果需要，早退役备的金就到位。5.25.有的无退役政保机制的反堆设施，建立样的机制，而无不适的拖延。6.退役的任务设施的初始特性6.1.放射危害和非放射危害的查是安全定和在工作中实施安全措施的重要输入，因此行种查，以确定放射性物和其他有害物的总量和位置。在划和实施查，利用有的和运行经。准备一份由在特性定程中得到的信息和据成的特性告。告作设施的正式案的一部分予以保存。6.2.行足够次的射和污染查，确定各种放射性核素、最大量率和平均量率以及整个反堆设施构或部件的表面和外表面的污染水平。完整起见，定受屏蔽部件或自屏蔽部件如管道和泵部的污染。样查的果有助于制射和污染。此外，可能要求行特殊查确定污染的穿深度和程度，帮助恰的去污程或拆卸程。活化部件，合取的样品行算。6.3.清点在设施中存在的所有有害的化学品的总量。石棉类有害物危害人健康，需要特殊考。在核反堆中通常找得到的如油类物，或在17快中子增殖堆中找得到的留，都可能存在燃或爆炸的重危险，它都必用适方法加以处理。移走燃料6.4.在反堆设施运行寿期末作运行的一部分，或在退役作初始活动之一，优先从反堆设施中移走乏燃料。从设施中及移走乏燃料是有益的，它化和视的要求。移走燃料的间有很大不同，取决于反堆的类型和模、燃料的，取决于其运输和厂外管理的限制。其他与退役有的活动也可以与移走燃料同行，但价潜在的相互影响。6.5.燃料的移走、存和装运所使用的程期与正常运行期间使用的相同。有些反堆在护和料停堆期间，并不是所有燃料都按常从堆芯移走，在种反堆的情况下，只使用定的部分装料堆芯布置，以避免不正常堆芯几何的界，并确保燃料元件足够的冷却。在燃料留在反堆设施的合，以公和人的任何风险能加以控制的方式存。6.6.在使用乏燃料厂存设施的合，注意与反堆设施的退役活动可能的相互影响。6.7.有些反堆最，可能有新燃料的存。通常，新燃料运走，供类似的正在运行的反堆使用。如样的方案不可行，了其安全和可靠的管理，作出其他安排。6.8.行恰的量保安排或查，以确保所有燃料都已经从反堆中移走。那些不能保燃料完全移走的反堆，任何存期和随后的退役活动，都必是持安全的。包容的护和变更6.9.包容是防止余放射性核素移动的深防御的一个重要因素。6.10.注意，包容系统只要必要和可行就要保留。然而，在退役期间，由于要从设施中移走放射性物（乏燃料和运行物），或者如了增加可达性而改设施期间，也要求改变包容。在拆卸程中，与包容相的屏障或器件移走或改变，由运位划和余放射性物的可接受的包封。18类似地，行可能生气污染的切割和拆卸操作，划充分的包容并加以。6.11.在拆卸的情况下，构筑物和系统也要使用比它已接受的设寿命更长的间。能动包容器件是重要的。注意确保行正的护，并定期定其完整性和效能。同样的考可能也适用于在设施中可能生的一些非放射危害，包括由于有毒物、可燃液体或蒸汽、重金属或石棉等引起的危害。去污6.12.去污个覆盖了很的活动范，些活动目的在于除去或减少核设施中的材料、构筑物和设备部或表面上的放射性污染。在某些段部分去污或全部去污也会有助于反堆的退役。部件和系统的、外表面，构件表面和退役使用的工具都可能要去污。与退役有的去污程可以在拆卸前、拆卸期间或拆卸后行。6.13.去污的目的包括：（a）减少退役活动期间的照射；（b）把要分类的材料或作固放射性物处理的材料的总量减到最少；以及（c）增加设备、材料或房屋回收和重新使用的可能性。6.14.可以在退役中使用的一些去污技已研制成功。鼓国际上交有料。如必要，以模型和其他模拟的方式些新的技。在用些技前，些技是否适用于特定退役目行全面定。6.15.在采取任何去污策略或一种去污技前，价其有效性。了确保照射合理可行量低，个价包括：（a）目去污水平；（b）估算的工作人所受量；（c）考可能生的气溶胶；（d）考有技使一些特殊部件达到目去污水平的可能性；（e）用量明已经达到目去污水平的能力；19（f）是否有去污和最退役所需的设施可利用；（g）操作用与期望利益之间的比（如去污用原材料的处置用）；（h）各种一次物和二次物的总量、性、种类和活度的估；（i）考些物与有处理、整备、存和处置等系统的相容性；（j）去污设备和系统的完整性可能的坏作用；（k）由退役活动所造成的任何可能的厂后果和厂外后果；以及（l）非放射危害（如所用溶的毒性）。拆卸6.16.有很多可用的拆卸技适用于反堆退役。每种技与另一些技相比，都有一些优点和缺点。例如，在由于高射而必控拆卸的合，切割方法可以采用比的具。然而，些方法生了大量的放射性气溶胶，需要系统的局部通风；样就生了二次物。6.17.与此相反，机械切割方法需要固和精巧的具，但些方法通常生的二次物少。水下切割方法有增射防护的优点，因它减少了生的气溶胶，并且水具有屏蔽作用。然而，些方法需要能在水下安全操作的用工具和控制机构，并且通常生液形式的二次物。6.18.一些基本的切割、拆卸和控操作能力已经研制成功和用。鼓国际上的信息交流，以加深实际工作的了解。在拆卸可能需要一些用工具和器件。在样的情况下，使用前以模型的方式些工具和器件。在些技之前，全面定它是否适用于特定退役目。在需要的合，把些工具和器件的护和定期包括在它的用策略中。6.19.安全拆卸使用的方法和技考下列方面：（a）要拆卸的材料、设备和系统的类型和特性（如大小、形和可达性）；（b）能否得的设备；（c）工作人和一般公的射危害，如活化和表面污染的水平、气溶胶的生和量率；（d）工作地点的境条件，如温度、度和大气条件；（e）生的放射性物；20（f）生的非放射性物；以及（g）研制工作的要求。6.20.分析每拆卸任务，以决定最有效而安全的工作方法。一些考如下：（a）设备的操作、去污和护；（b）实施控制气放射性核素的有效方法；（c）有效地控制向境排放；（d）使用水下拆卸和切割，定水处理的措施，以确保良好的能见度和帮助排出流的处理；（e）估每任务邻近的系统和构筑物的影响以及行中的其他工作的影响；以及（f）在拆卸工作始前，确定物容器、操作系统和操作途。护6.21.在退役期间，护可能是重要的，因设施安全可能部分依于在很长间必保持运行能力的一些系统。把定期设施的所有安全相部件列入退役划。最放射性查6.22.在完成去污或拆卸活动后，反堆厂址行余放射性核素的查，以明余活度符合国家管部门制的准，并且实了退役目。个查可以分段行，退役工作完成，就可以使厂址某些部分解除管。6.23.查据入最查告，并提交管机构。告形成重新使用厂址或解除其管的依据之一。此告包括：（a）所使用的准；（b）确保足准的方法和程；以及（c）量据，包括所使用的适的统分析和方法体系。6.24.查果入最退役告。在附I中提供了样一个核设施最21放射性查告容表格的实例。7.退役期间的管理总7.1.在退役期间，考一些管理方面的事情。特是，些考出能用于退役活动的可能会有拖延的间表。人配备和培7.2.运位具备或能使用足以胜任如下域工作的人：（a）可的安全要求；（b）射防护；（c）熟悉反堆各系统；（d）工程支持（如物理学、仪表、化学、土木工程、电气工程和机械工程）；（e）量保和量控制；（f）物管理；（g）实物保护；以及（h）目管理。7.3.可能需要其他域的门知，如：（a）拆卸和拆除；（b）去污；（c）机器人和控操作；以及（d）燃料操作。7.4.安全定考具备核动力厂门知的人不够会造成的后果。使用在运行和退役两方面都有经的人是有益的。227.5.在某些情况下，可能用承包商做退役的全部工作或某些工作。退役推而厂人可能缺乏需要的知，就可以样做。政考可能要求更多地使用承包商。此类活动的例子包括门的去污程以及拆卸和拆除活动。了确保安全，提供适水平的控制、查和培。7.6.了使涉及退役活动的所有人能安全和有效地履行其，使他熟悉反堆厂址和安全程。在某些工作域，可能需要门培。某些活动，在培中使用模拟方法和模型能够提高效率和安全。7.7.在退役划中描述退役活动的培划和再培的基本要求21。织和行政管理7.8.在退役划中描述退役期间采用的织机构。在描述织机构，不同位之间的限和有明确的界定。运位使用外部承包商特需要样做。织机构确保量保查的能立于直接完成退役活动的位。7.9.设施运行段形成的行政管理措施可能在退役期间仍然有用。查和修改些措施，以确保它适用于退役。考需要增加一些措施。有些行政管理措施可能需要得到管机构可。7.10.由退役家和合适的人成一个小管理退役目。然退役段可能需要新的格，但仍注意保留熟悉设施运行段情况的人。因退役也要持几十年，用文件下由在反堆设施最前有人提供的史知是很重要的。个料退役工作人可以拿到，并在主动退役段中用。7.11.了控制所有的退役活动，运位合适的管理系统成文件实施。在附II中提供了类文件的一个实例。射防护7.12.射防护大确保射防护优化，确保量保持在合适的限值。然射防护的原和目在运行期间和退役期间基本相同，但实施射防护的方法和程可能有所不同。在退役期间，可能需要考一些特殊情况，可能要求23使用门的设备和行某些非常的程。7.13.就退役期间射防护的需要而，考如下方面：（a）使用防护设备作屏蔽，以限制部照射和外部照射，并把量减到最少，如屏、蓬、局部通风和系统；（b）具备适量的熟的射防护人，帮助确保安全行退役任务；（c）确保退役人在射防护技和要求方面有相的技能、格和培；（d）好的务实，以减少量和防止污染散；（e）根据涉及的放射危害，按射和污染的水平反堆设施分，并随退役工作展作相的重新分。（f）确保有一个能使工作人和公的量保持合理可行量低的适系统；以及（g）所有射防护措施和查果都要成文件。7.14.在退役划中明确提出射防护大。行大的人适培，并能使用合适的设备行射查，包括量外部量率和表面污染水平的设备以及量空气样品度的设备。7.15.所有退役工作都有划，并利用工作程序和射工作可实施，同充分合射防护的门知，确定所需要的射防护措施。此外，在制划和实施中，高度强增有安全的了解。承担日常射防护任的人拥有实适的射防护大所需的手段、参与退役管理的机会以及立性。厂和厂外放射学7.16.退役划定退役期间厂和厂外的要求。厂提供信息和帮助减少放射危害。在制特定退役活动的划也使用些信息。确保所有可能的放点都到。厂不有人，而且有气污染物的空间，所用设备如下：（a）在去污、拆卸和操作期间工作地点、部件和材料行量率和污染查的合适设备；（b）用于厂放射性物包装和操作以及厂外物运输的合适方案和24设备；（c）用于气污染物的合适设备；（d）了解控目的，用于及大量低水平放射性材料的合适设备；以及（e）在设施放射性核素分布的合适设备和方案。7.17.从运行期承下的厂外大要作变更，使之适合退役期间存在的况。根据管机构或其他有主管部门的要求，控制、和通气途和液体途的放射性核素排放。在参考文献11，12，22中提出了有的建。7.18.使用厂和厂外的、射和污染的查以及安全分析和安全定，判与退役活动有的期安全程度与实际安全程度。物管理7.19.物管理划是退役划的一部分，它考在整个退役期间生的不同种类的物，其目的在于安全管理此类物。7.20.考使物管理优化，并把交叉污染和二次物生量减到最少。不同种类的物通被明与它的（放射和非放射）特性和毒性相适的途管理。在另一个出版物2中出了放射性物处理管理方面的指意见。7.21.通去污程序、受控拆卸技、污染控制、物材料分类、有效处理以及在某些情况下的行政管理和部查，能够大大减少放射性物的总量。重新使用和回收的策略有可能减少要管理的物量。类似地，把低活度材料从管中划出（解控）作普通物或它重新使用和回收,也能够著减少必视作物的材料量。7.22.工作人和公的射照射可能会按照物最少化策略而变化。在物最少化目与保持射照射合理可行量低的目的之间行合平衡。7.23.物管理划处理样的：有的物管理系统能否付在去污、拆卸和拆除期间期生的退役物。如果不能付，可能需要提供新的设施。257.24.在想要处置又不能得合适物处置的合，在制退役划价如下的退役方案：（a）准备设施保持在安全封；（b）拆卸设施，并把生的物存在适的物存设施中；或者（c）把整个设施或部分设施变成存设施或处置设施。7.25.在管理退役生的物，考若干因素，包括：（a）在退役期间生的物的量、种类和性（短间可能会生多量的放射性物）；（b）物解除管的可能性；（c）材料、设备和房屋重新使用和回收的可能性；（d）在退役程中的二次物生量，并且在实际可行的范其减至最少；（e）非放射有害材料的存在，如石棉；（f）是否有物回收或处理厂、存设施和处置可供利用；（g）放射性物，如活化材料的包装和运输的任何特殊要求；（h）追踪退役程生的物的起源和性的能力；以及（i）物工作人、公和境的潜在影响。7.26.管，在退役程中生的大部分物和其他材料的放射性度可能很低，完全可以全部或部分解除管。有些物可能适于通常的掩埋处置，而另一些材料，如钢和混凝土，可能适于回收或在核工业外重新使用。解除管必符合由国家管部门确立的准。在国际原子能机构的另一些安全准中，正在制于解除管的准和解除管的程行管理的指原。7.27.放射性物的厂外运输符合国家的章。参考文献23提供了国际上放射性物运输的的建。7.28.在退役目中所涉及的管理者和人，了解把所承担任务中生的物减到最少的方法，并在必要接受方面的培。此类方法包括安装控制污染的蓬、溢出物的包容、把放射性污染物与未被放射性污染的物分，等等。26急划7.29.在整个退役期间，也有必要制、实施和保持处理异常事件的程。用一些意外事故程培人。特是在燃料有完全从设施中移走的情况下，了处理涉及燃料的事故和事件，如燃料在燃料池中可能失去冷却，把类意外事故列入急划中。实物保护和保障7.30.在退役期间，反堆厂址保持适的实物保护和视24。如果任何段的退役一段很长间，此予特殊考。如果反堆厂址包含有保障的材料，运位遵守有的国际定，并符合国际原子能机构的保障原25，26。量保和文件7.31.在反堆退役始前，运位制和始行一个合适的量保大。量保大的明，包括确定它的范和容，都作退役划的一部分列入其中，并在始退役前就生效。在运行期间所有影响安全重要系统、构筑物和部件的重要变化，都成文件，供制退役划使用。在参考文献7中出了于退役量保大的指。7.32.在制退役量保大，强得和保留有反堆厂址的和料。如国家要求所定的那样，适地保留，以足退役的需要。在期长期保存的合，定期核。7.33.在长间安全封的情况下，有留在反堆设施的放射性材料的位置、形、量和类型的准确的和完整的料是重要的，予保留。于拆卸，告定的护活动和视活动，并要把些活动的果成文件。7.34.如早先所的，退役运位退役的展情况成文件（即是可追踪的）。在退役始存在的所有放射性材料都要正确明，并确定其最的去向。在每个退役段后，运位向管部门告期间生的物的处置情况。告提供设施或厂址目前的，并且找出在那个段到的任何异常。此外，如要求的那样，向管机构告放射性27查和人据类料。在退役完成，制一份包括所有可追踪要素的最退役告。8.退役的完成8.1.在退役完成，保留合适的。按照国家法律框架，保存和照管好些，其目的是明退役活动已根据批准的划完成，下物、材料和房屋的处置情况以及答复可能的任索，等等。要总的与退役设施的复程度和伴随的潜在危害相。8.2.制一份最退役告，其支持材料是如下料总的：（a）设施描述；（b）退役目的；（c）用作解除设备、建筑物或厂址的管的依据或用作管者批准的任何其他控制机制的依据的放射学准；（d）退役活动的描述；（e）任何有退役或部分退役的留建筑物或留设备的描述；（f）最放射性查告；（g）放射性材料总量，包括退役期间生的物的量和类型以及它存和/或处置的位置；（h）解除管的材料、设备和房屋的总量；（i）明限制使用或由合同限制格覆盖的构筑物、域或设备；（j）退役期间发生的任何异常事件的概述；（k）在退役期间接受的业量和公量的概述；以及（l）得到的经教。8.3.告提供了退役已完成的明。如国家法所要求的，下厂址任何留的限制。28参考文献1 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WS-R-2, IAEA, Vi e n n a（1999）. 3 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Le g a l a n d Go v e r n m e n t a l In f r a s t r u c t u r e f o r Nu c l e a r , Ra d i a t i o n , Ra d i o a c t i v e Wa s t e a n d Tr a n s p o r t Sa f e t y , Sa f e t y St a n d a r d s Se r i e s No . GS-R-1, IAEA, Vi e n n a（1999）. 4 FOOD AND AGRIGULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED NATIONS, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, INTERNATIONAL LABOUR ORGANISATION, OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION, WORLD HEALTH ORGANIZATION, In t e r n a t i o n a l Ba s i c Sa f e t y St a n d a r d s f o r Pr o t e c t i o n a g a i n s t Io n i z i n g Ra d i a t i o n a n d f o r t h e Sa f e t y o f Ra d i a t i o n So u r c e s , Sa f e t y Se r i e s No . 115, IAEA, Vi e n n a（1996）. 5 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Sa f e t y o f Nu c l e a r Po w e r Pl a n t s : De s i g n , Sa f e t y St a n d a r d s Se r i e s No . NS-R-2, IAEA, Vi e n n a（1999）. 6 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Sa f e t y o f Nu c l e a r Po w e r Pl a n t s : Op e r a t i o n , Sa f e t y St a n d a r d s Se r i e s No . NS-R-1, IAEA, Vi e n n a（1999）. 7 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Qu a l i t y As s u r a n c e f o r Sa f e t y i n Nu c l e a r Po w e r Pl a n t s a n d Ot h e r Nu c l e a r In s t a l l a t i o n s , Sa f e t y Se r i e s No . 50-C/SG-Q, IAEA, Vi e n n a（1996）. 8 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Co d e o n t h e Sa f e t y o f Nu c l e a r Re s e a r c h Re a c t o r s : De s i g n , Sa f e t y Se r i e s No . 35-S1, IAEA, Vi e n n a（1992）. 9 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Co d e o n t h e Sa f e t y o f Nu c l e a r Re s e a r c h Re a c t o r s : Op e r a t i o n , Sa f e t y Se r i e s No . 35-S2, IAEA, Vi e n n a（1992）. 10 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, De c o m m i s s i o n i n g o f Me d i c a l , In d u s t r i a l a n d Re s e a r c h Fa c i l i t i e s , Sa f e t y St a n d a r d s Se r i e s No . WS-G-2.2, IAEA, Vi e n n a（1999）. 11 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Pr i n c i p l e s f o r Li m i t i n g Re l e a s e s o f Ra d i o a c t i v e Ef f l u e n t s i n t o t h e En v i r o n m e n t , Sa f e t y Se r i e s No . 77, IAEA, Vi e n n a（1986）. 12 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Re g u l a t o r y Co n t r o l o f Ra d i o a c t i v e Di s c h a r g e s t o t h e En v i r o n m e n t , Sa f e t y St a n d a r d s Se r i e s No . RS-G-1.5, IAEA, Vi e n n a（1999）. 13 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, De c o n t a m i n a t i o n o f Nu c l e a r Fa c i l i t i e s t o Pe r m i t Op e r a t i o n , In s p e c t i o n , Ma i n t e n a n c e , Mo d i f i c a t i o n o r Pl a n t De c o m m i s s i o n i n g , Te c h n i c a l Re p o r t s Se r i e s No . 249, IAEA, Vi e n n a（1985）. 14 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Me t h o d s f o r Re d u c i n g Oc c u p a t i o n a l Ex p o s u r e s Du r i n g t h e De c o m m i s s i o n i n g o f Nu c l e a r Fa c i l i t i e s , Te c h n i c a l Re p o r t s Se r i e s No . 278, IAEA, Vi e n n a（1987）. 15 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, De c o m m i s s i o n i n g o f Nu c l e a r Fa c i l i t i e s : De c o n t a m i n a t i o n , Di s a s s e m b l y a n d Wa s t e Ma n a g e m e n t , Te c h n i c a l Re p o r t s Se r i e s No . 230, IAEA, Vi e n n a（1983）. 16 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Ap p l i c a t i o n o f Re m o t e l y Op e r a t e d Ha n d l i n g Eq u i p m e n t i n t h e De c o m m i s s i o n i n g o f Nu c l e a r Fa c i l i t i e s , Te c h n i c a l Re p o r t s Se r i e s No . 348, IAEA, Vi e n n a（1993）. 17 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Mo n i t o r i n g Pr o g r a m m e s f o r Un r e s t r i c t e d Re l e a s e Re l a t e d t o De c o m m i s s i o n i n g o f Nu c l e a r Fa c i l i t i e s , Te c h n i c a l Re p o r t s Se r i e s No . 334,29IAEA, Vi e n n a（1992）. 18 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Pe r i o d i c Sa f e t y Re v i e w o f Op e r a t i o n a l Nu c l e a r Po w e r Pl a n t s , Sa f e t y Se r i e s : A Sa f e t y Gu i d e , No . 50-SG-O12, IAEA, Vi e n n a（1994）. 19 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Th e Sa f e t y o f Nu c l e a r Po w e r , Sa f e t y Se r i e s No . 75-INSAG-5, IAEA, Vi e n n a（1992）. 20 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, De f e n c e i n De p t h i n Nu c l e a r Sa f e t y , INSAG Se r i e s No . 10, IAEA, Vi e n n a（1996）. 21 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, St a f f i n g o f Nu c l e a r Po w e r Pl a n t s a n d t h e Re c r u i t m e n t , Tr a i n i n g a n d Au t h o r i z a t i o n o f Op e r a t i n g Pe r s o n n e l : A Sa f e t y Gu i d e , Sa f e t y Se r i e s No . 50-SG-O1（Re v . 1）, IAEA, Vi e n n a（1991）. 22 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Op e r a t i o n a l Ma n a g e m e n t f o r Ra d i o a c t i v e Ef f l u e n t s a n d Wa s t e s Ar i s i n g i n Nu c l e a r Po w e r Pl a n t s , Sa f e t y Se r i e s No . 50-SG-O11, IAEA, Vi e n n a（1986）. 23 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Re g u l a t i o n s f o r t h e Sa f e Tr a n s p o r t o f Ra d i o a c t i v e Ma t e r i a l s , Sa f e t y St a n d a r d s Se r i e s No . ST-1, IAEA, Vi e n n a（1996）. 24 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Th e Ph y s i c a l Pr o t e c t i o n o f Nu c l e a r Ma t e r i a l , INFCIRC/225/Re v . 2, IAEA, Vi e n n a（1989）. 25 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Th e Ag e n c ys Sa f e g u a r d s Sy s t e m（1965,a s p r o v i s i o n a l l y e x t e n d e d i n 1966 a n d 1968）, INFCIRC/66/Re v . 2, IAEA, Vi e n n a（1968）. 26 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Th e St r u c t u r e a n d Co n t e n t s o f Ag r e e m e n t s Be t w e e n t h e Ag e n c y a n d St a t e s Re q u i r e d i n Co n n e c t i o n w i t h t h e Tr e a t y o n t h e No n -Pr o l i f e r a t i o n o f Nu c l e a r We a p o n s , INFCIRC/1
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