核燃料后處理設施的安全

國際原子能機構

中文版

國際原子能機構《安全標準叢書》 No. SSG-42
Safety Standards Series

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

101 頁 | 6 圖 | € 51.00 | 出版日期：2025

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說明

本出版物為滿足原子能機構《安全標準叢書》第NS-R-5（Rev.1）號關于核燃料后處理設施的要求提供了指導。它涵蓋了這些設施從選址到退役的整個生命周期，重點是設計和運行階段。它適用于對使用金屬和氧化物燃料的核電廠的乏燃料和其他材料進行再加工的設施，包括來自混合氧化物燃料（MOX）和增殖反應堆的材料。它涵蓋了與以下方面相關的安全問題：乏燃料的處理、機械處理和乏燃料在酸中的溶解、利用溶劑從裂變產物中分離鈾和钚、钚和鈾的分離和提純，以及生產和貯存用作原料以形成新鈾或混合（UO2/PuO2）氧化物燃料的溶液和氧化物。

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關鍵詞

原子能機構安全標準、燃料制造和貯存、核設施、安全措施、反應堆燃料后處理、反應堆乏燃料、壽命、使用壽命、選址、退役、設計、運行、核電廠、混合氧化物燃料、混合氧化物、增殖反應堆、乏燃料、機械處理、溶解、鈾、钚、裂變產物、溶劑、貯存、評價、環境、安全分析、放射性廢物管理、建造、調試、改造、校準、試驗、應急準備、放射性物質、事故、控制、輻射防護、燃料循環