一、日本核电公司东海堆退役计划概要（论文文献综述）
周炜龙[1]（2021）在《100MWt小型熔盐堆的放射性产物研究》文中研究表明熔盐堆作为第四代先进核反应堆的六种候选堆型之一,采用高温液态熔盐作为冷却剂、慢化剂和燃料,也是候选堆型中唯一使用液态燃料的反应堆系统。熔盐堆在高温常压下运行,其系统在固有安全性、中子经济性、防核扩散和燃料循环等方面具有显着的优势。当今研究现状和趋势表明,第四代反应堆已经逐渐成为解决世界新的能源和环境问题的关键,而熔盐堆具有较好的技术积累和显着的优点,逐渐在第四代堆中脱颖而出,成为当下研究焦点。放射性源项主要是指放射性物质由给定来源向环境的实际释放或潜在释放信息,主要内容包括释放核素的种类、状态、产量以及随时间变化的其他特征。我们知道,在反应堆运行的过程中,易裂变核素在中子辐照情况下,产生大量的放射性核素,这些放射性核素的种类有很多,多达300多种且它们随时间演化的特征复杂,过程中会附带较强的放射性。放射性分析是反应堆设计、安全运行、核设施退役、乏燃料管理。环评等工作的重要依据。因此准确的了解反应堆内产生的放射性种类和产量,预测放射性核素在反应堆内的演化以及分布对反应堆的安全运行、环境和人类的安全防护具有重要意义。小型反应堆作为新一代反应堆,它在固有安全性、经济性、建造运输、防核扩散上、核热应用等方面具有显着优势。并基于对熔盐堆的研究,本文设计出一种100MWt的小型熔盐堆的设计模型作为研究对象,建立了一套小型熔盐堆等效满功率正常运行工况下的放射性产物分析,计算了正常工况下小型熔盐堆的放射性产量及来源以及停堆后卸料毒性。本文的研究内容主要分为三个部分,分别是小型熔盐堆计算模型的设计及优化、主回路放射性产物的分析以及卸载乏燃料毒性分析。论文课题主要采用的美国橡树岭国家实验室开发的SCALE6.1软件,其中子输运计算功能模块KENO-VI中创建堆芯物理模型,通过使用几何数据包（SCALE Generalized Geometry Package,SGGP）中的各种几何体对复杂的堆芯进行建模,论文针对初始的简化模型进行了优化。基本步骤为:固定了堆芯尺寸大小、控制棒,熔盐燃料管道整体排布的基础上,考虑从有效增殖因数,增殖比等方面对燃料管道尺寸,反射层厚度,初始燃料配比及装载量进行了优化。从而确定论文后续使用的最终研究模型。论文利用得到优化堆芯,计算了小型熔盐堆在以100MWt等效满功率运行540天,运行期间堆芯内放射性核素变化特点以及寿期末反射性核素的积存量。对小型熔盐堆主回路系统的放射性产物进行了重点分析,分析了关键裂变产物核素的放射性浓度,总产量及其分布的影响规律。计算结果表明:在反应堆运行过程中放射性的主要由裂变产物和锕系核素提供,基本来自于短寿命核素不断衰变产生。其中气载放射性核素,如易挥发金属裂变产物、惰性气体、碘的同位素约占总反射性的43%以上,作为熔盐堆中主要的向环境中释放的源项,需要重要防护。此外氚的产生在主回路的沉积也是需要重点关注的问题。最后针对乏燃料进行了研究,通过计算乏燃料的组成成分、分析了小型堆中核燃料的转换与增值的可能性,而统计乏燃料中的毒性较大的核素,模拟其演化特征。这些结果为熔盐反应堆物理与屏蔽设计、放射性废物管理、批处理以及退役等提供了重要参考。
刘乙竹[2]（2020）在《日本近期核能发展研究分析》文中研究表明日本核能发展起步早,积累了丰富的技术经验。日本十分重视核能的发展,在福岛核事故后并未放弃发展核能,出于能源安全和减少二氧化碳排放等方面的需求,日本经济产业省设定了2030年核电占全国总发电量20%～22%的电力结构目标。目前,商用核电站的重启工作徐徐展开,迄今已有9座商用核反应堆获得重启。福岛第一核电站的退役工作也基于福岛退役中长期路线图稳步进行。在今后发展堆型的选择中,日本聚焦快堆和高温气冷堆等先进堆型,也在根据国际的发展形势制定灵活的发展战略。此外,在核技术应用中,日本核医学领域发展迅速,经济规模不断扩大。通过对福岛核事故后日本核能发展多角度多方位的调研分析,可以充分了解后福岛时代日本核能发展态势,为我国核电事业发展以及今后的战略规划提供参考。
刘富贵,郭建新,董芳芳,李筱珍,李国青,刘立坡[3]（2019）在《核用远程操作机械手发展现状及标准研究》文中认为核用远程操作机械手技术正在不断发展,以支持人们在核裂变与核聚变、核应急、乏燃料管理以及核退役等恶劣环境下执行任务。本文介绍了国内外核用远程操作机械手的发展及其应用情况、国内外核用远程操作机械手标准现状,分析了我国核用远程操作机械手标准需求,提出了制定相关核用远程操作机械手标准的工作建议。
沈欣媛[4]（2019）在《我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究》文中研究表明随着国际热核实验堆ITER的建设推进,参与ITER计划的各方已经开始筹划下一代聚变堆的研发与建设,如欧洲的EU-DMEO和中国的CFETR,旨在建成聚变示范电站或聚变工程实验堆。聚变堆具有中子能量高、流强大、能谱范围复杂、堆结构复杂且服役环境极端、放射性氚贮量大等特点。在运行服役期间,有可能引发与裂变堆相似的职业辐照、放射性释放等风险,如何对核反应堆级别的聚变设施开展安全监管已成为重要研究方向。截至目前,国际上尚无国家正式颁布针对聚变堆的核安全监管要求,可能导致针对聚变堆的研发活动处于“无法可依”的境地。为解决上述问题,本文首先对国内外核安全监管法律法规体系进行了全面调研,梳理了我国开展聚变核安全监管所面临的内外部法律法规环境,随后进一步对全球范围内开展的聚变核安全相关工作和经验进行了总结,尤其是ITER核安全评价与许可证申请和审批的实践经验。研究发现,通过数十年研究积累,在传统裂变已发展成熟的安全理念基本框架的基础上,聚变领域初步形成了安全理念雏形。本文系统阐明了聚变堆的安全特性,指出聚变堆在放射性源项与能量源项、事故特性、职业辐照、放射性废物等方面与裂变堆存在的显着差异,并基于此,从安全目标、安全功能以及安全分析和评价等方面构建了聚变堆的安全理念并将其与裂变堆安全理念进行对比,为聚变堆的安全设计及核安全法律法规建设奠定了基础。基于聚变堆和裂变堆在安全特性和安全理念上的差异,本文对我国现行的核安全法律法规体系进行了全面梳理,从我国现行法律法规体系的“金字塔式”结构入手,一是从纵向上对位于法律层、行政法规层、部门规章层,以及指导性文件层等不同层级法律法规文件对聚变堆的适用性逐条进行分析;二是从横向上,即法律法规体系中蕴含的主要制度体系及安全要求的角度,对我国当前的核安全法律法规体系中的许可证制度、放射性废物安全管理制度、辐射防护和安全评价制度,以及核设施设计安全要求等对聚变堆的适用性进行分析。在相关分析结果的基础上,对我国聚变核安全监管法律法规体系建设可能的实现途径进行了探讨。最后,按照上文提出的法律法规体系建设实现途径,结合聚变目前的发展阶段以及发展要求,本文从对聚变堆适用性相对低的部门规章层选取核动力厂设计安全有关规定作为研究样本,尝试对其提出了修订建议;同时在指导性文件层,选取现阶段的重要缺项之一,有关聚变堆安全分级方面的导则作为研究样本,参照目前在裂变领域已发展较为成熟的方法和框架,提出了针对聚变设施的安全分级方法框架。为保障法律法规修制定工作顺利实施和推进,本文还提出了配套政策建议,并简单总结了开展聚变核安全法律法规体系建设可能面临的挑战。
伍浩松,戴定[5]（2019）在《2018年世界核电工业发展回顾》文中研究指明截至2019年1月31日,全球共有30个国家在使用核能发电,在运核电机组总计445台,总净装机容量约为395. 6 GWe; 17个国家正在建设总计57台核电机组,总装机容量约为62 GWe。2018年,全球共有5台核电机组完成第一罐混凝土的浇筑,正式启动建设,俄罗斯、英国、韩国、土耳其和孟加拉国各1台; 9台新机组实
周杰[6]（2017）在《后福岛时代日本核能产业国家战略研究》文中研究说明日本核电装机容量位居全球第三。尽管日本核能产业遭受福岛核事故重创,全国核电站曾一度全部关闭,公众对核电的信心也一时难以恢复,因而至今核电重启仍举步维艰。但重新振兴核能产业是日本能源安全保障战略和经济增长战略的需要,是日本应对全球气候变暖战略的关键,更是日本能源技术创新战略和基础设施输出战略的核心。因此,核电作为重要的基荷电力和经济增长支柱产业仍是日本国家发展战略的一项既定"国策"。确保安全前提下尽快重启核电,坚持大力发展核电产业;重点开发快中子增殖反应堆,坚持推动闭式核燃料循环路线;加快核能装备和技术出口,坚持确保核能产业大国地位。"三个坚持"构成了后福岛时代日本重振核电产业战略的基本内容。但在福岛第一核电站事故善后处理问题多多,核电机组重启事故频发,"文殊"号快中子增殖反应堆被迫退役,东芝爆发核电财务危机,以及电力市场自由化和可再生能源发展方兴未艾的冲击下,这一战略将面临其安全性、经济性、技术性和社会性等诸多领域课题的考验,未来前景难卜。
徐砥中[7]（2016）在《中国核电发展的风险管控分析》文中认为当前,核电技术的发展和应用已经非常成熟。但在现阶段由于人们普遍对核电应用存在较多的顾虑,使得核电技术应用不仅存在发展意志、技术工程等方面的问题,更是一个风险管控的问题。科学理论研究是一个问题,而如何推广科学理论的研究成果则是另外一个问题了。更何况,核能技术运用不仅仅核电造福人类,提供稳定可靠的电力的问题,也不仅仅是科学知识普及的工作,而是一个更复杂的更具体的政策制定与风险管控的工作。正是基于此,本文把核电发展的风险管控作为核工硕士的研究方向,撰写核电发展的风险管控分析的论文,同时本文将核电发展运用作为一个系统风险课题,一个基础能源发展的战略规划来认识。我国核电发展的风险管控分析,首先要分析我国核能决策与推广传统框架和现实发展状况,本文初步总结为科学家、企业家与政治家共同组建的“倡导联盟”,借助这一联盟力量平衡公众对核电推广抵触心理以及核工业推进之间的矛盾。对于核工业而言,无论是能量的产生与控制都结合了人类工业控制的尖端技术,同时有需要考虑自动控制的可靠性,避免因控制不力造成的核事故,具有先进性、综合性强的技术特征。那么应该如何进行核电科技知识的普及?核电科普不是要进行核能科学教育,而是要针对核工业的实际社会忧虑,解决现实的核电安全的不信任问题,消除公众疑虑。本文尝试给出了一个科普范围和内容,一种科普的推广方式,希望对核电发展规划的制定,对核电本身的科学性、社会性、可操作性有所裨益。所有这些内容将划分为核电发展背景、核电技术科学知识的普及、社会民众对核电发展的心理状态、核电运营安全管理等五个方面的研究。
安太星[8]（2012）在《核电厂核安全法律问题研究》文中研究说明近年来，由于煤炭、石油等传统能源的枯竭和全球环境的恶化，以及人类对能源的需求逐年增加，新能源的开发与使用成为世界各国关注的问题。核能作为一种低成本，容量大的环保能源，会是解决人类能源危机最有希望的能源之一。但是，核电厂安全事故带来的巨大损失和延续数十年的灾难又让人“谈核色变”。尤其是2011年的日本福岛第一核电站核泄漏事故，更是给全世界敲响了警钟。因此，核电厂的核安全工作在核能发展中至关重要，对核电厂线管的核安全法规进行整理分析对于当前的核安全事业的发展具有重要的现实意义。目前国内对于核安全法律领域的研究多数还停留在整体法律框架核法律体系的比较研究层面，关于个别问题的展开和深入也多从民事法律的角度入手，但是不同于普通的民事法律，核安全法律在规范和指导上要求具有较强的操作性，因此，从核电厂的角度入手分析核安全法律，对当前一些热议的问题从核工业的角度出发谋求解决之道具有十分重要的意义。核电厂的运行是一个完整的周期，从事件的角度来看，选址、设计、建设、实验、运营、维修、退役等每个环节都会有潜在的核安全隐患。从核事故发生之后的责任认定和补救措施来制定法律规范核安全问题只是事后之举，从核电厂的整个运作周期着眼，分析潜在的问题并予以解决将安全风险降到最低才是未雨绸缪防范于未然的方式。
李韡[9]（2002）在《日本核电公司东海堆退役计划概要》文中认为
高立[10]（1985）在《《国外核新闻》一九八五年总目录》文中认为
二、日本核电公司东海堆退役计划概要（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、日本核电公司东海堆退役计划概要（论文提纲范文）
（1）100MWt小型熔盐堆的放射性产物研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 能源供给及核电发展 |
| 1.2 小型堆的简介 |
| 1.3 放射性产物分析的意义 |
| 1.4 熔盐堆的发展及现状 |
| 1.5 研究内容与目的 |
| 第2章 分析程序与物理模型 |
| 2.1 分析程序介绍 |
| 2.1.1 CSAS模块 |
| 2.1.2 TRITON模块 |
| 2.1.3 ORIGEN-S模块 |
| 2.2 小型熔盐堆物理模型 |
| 2.2.1 小型堆熔盐堆设计基础 |
| 2.2.2 后处理方式选择 |
| 2.3 堆芯结构优化 |
| 2.3.1 石墨燃料栅元优化 |
| 2.3.2 反射层厚度优化 |
| 2.3.3 燃料装载量优化 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 放射性产物分析 |
| 3.1 熔盐堆放射性来源及特点 |
| 3.2 放射性产物计算方法 |
| 3.3 主回路放射性分析 |
| 3.3.1 裂变产物 |
| 3.3.2 锕系核素 |
| 3.3.3 活化产物 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 卸料毒性研究 |
| 4.1 乏燃料概述 |
| 4.1.1 乏燃料分类及技术进展 |
| 4.1.2 我国乏燃料存储现状 |
| 4.2 卸载乏燃料毒性研究 |
| 4.2.1 乏燃料成分分析 |
| 4.2.2 卸载乏燃料毒性分析 |
| 4.3 乏燃料放射性毒性演化 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）日本近期核能发展研究分析（论文提纲范文）
| 1 福岛退役相关工作 |
| 1.1 福岛第一核电站退役进展 |
| 1.2 退役国际共同研究中心 |
| 2 日本核电政策及现状 |
| 2.1 日本核电政策 |
| 2.2 日本核电现状 |
| 3 日本研究堆发展现状 |
| 4 日本重点研发堆型 |
| 4.1 快堆 |
| 4.1.1 实验快堆“常阳” |
| 4.1.2 原型快堆“文殊” |
| 4.1.3 日本今后快堆发展战略 |
| 4.2 高温气冷堆 |
| 5 日本辐射应用概况 |
| 6 对我国核能发展的启示 |
（4）我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题及意义 |
| 1.2 国内外主要研究进展综述 |
| 1.2.1 核安全与核安全监管 |
| 1.2.2 聚变核安全的研究进展 |
| 1.2.3 目前研究的主要局限性 |
| 1.3 论文结构和主要研究内容 |
| 第2章 国内外现行核安全监管法律法规体系 |
| 2.1 我国核安全法律法规体系及监管制度 |
| 2.1.1 我国的核安全法律法规体系 |
| 2.1.2 我国核安全监管制度 |
| 2.2 国际核安全法律制度体系及其主要动向 |
| 2.2.1 国际法律文书 |
| 2.2.2 IAEA安全标准和行为准则 |
| 2.2.3 同行评审机制 |
| 2.2.4 主要核电先进国家核安全监管法规体系发展 |
| 2.2.5 全球核安全法律制度近年的主要发展动向 |
| 第3章 聚变安全特性和安全理念 |
| 3.1 聚变安全特性 |
| 3.1.1 聚变堆基本原理 |
| 3.1.2 聚变堆安全特性分析 |
| 3.1.3 聚变-裂变安全特性的异同总结 |
| 3.2 聚变安全理念 |
| 3.2.1 聚变安全目标 |
| 3.2.2 聚变安全原则 |
| 3.2.3 聚变安全功能 |
| 3.2.4 聚变安全评价 |
| 3.2.5 聚变-裂变安全理念的异同总结 |
| 第4章 我国核安全法律法规体系对聚变堆的适用性分析 |
| 4.1 我国核安全法律法规体系对聚变的适用性分析 |
| 4.1.1 法律层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.2 行政法规层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.3 部门规章层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.4 核安全导则层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.2 我国核安全法规中重要制度和要求对聚变堆的适用性分析 |
| 4.2.1 核安全许可制度对聚变的适用性 |
| 4.2.2 放射性废物安全管理制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.3 辐射防护与定期安全评价制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.4 核设施设计安全要求对聚变的适用性分析 |
| 4.3 关于我国聚变核安全监管法律法规体系建设实现途径的探讨 |
| 第5章 我国聚变核安全法律法规制修订示范及建议 |
| 5.1 法律法规制修订建议示范 |
| 5.1.1 部门规章层文件修订建议示范——以《核动力厂设计安全规定》为例 |
| 5.1.2 核安全导则层文件制定建议示范——以聚变设施构筑物、系统和部件(SSC)的安全分级为例 |
| 5.2 配套政策建议 |
| 5.2.1 指导思想 |
| 5.2.2 基本原则 |
| 5.2.3 保障措施 |
| 5.3 可能面临的挑战 |
| 5.3.1 我国核安全法律法规体系的不断完善 |
| 5.3.2 聚变自身发展特定阶段的限制 |
| 5.3.3 各利益相关方的关注与参与 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 工作总结 |
| 6.2 本文创新点 |
| 6.3 未来展望 |
| 参考文献 |
| 附表1 《放射性污染防治法》对聚变的适用性分析 |
| 附表2 《核安全法》对聚变的适用性分析 |
| 附表3 《民用核设施安全监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表4 《核电厂核事故应急管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表5 《民用核安全设备监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表6 《放射性废物安全管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表7 核安全领域部门规章 |
| 附表8 《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—核电厂安全许可证件的申请和颁发》对聚变的适用性分析 |
| 附表9 《核动力厂设计安全规定》对聚变的适用性分析 |
| 附表10 《研究堆设计安全规定》(HAF201-1995)对聚变的适用性分析 |
| 附表11 核安全导则(指导性文件) |
| 附表12 《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08-1986)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表13 《核动力厂安全评价与验证》(HAD102/17-2006)对聚变的适用性分析 |
| 附表14 《研究堆调试》(HAD202/05-2010)对聚变的适用性分析 |
| 附表15 《铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容》(HAD301/01-1991)对聚变的适用性分析 |
| 附表16 《放射性废物分类》(HAD 401/04)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表17 《民用核安全机械设备模拟件制作》(HAD601/01-2013)对聚变的适用性分析 |
| 附表18 《放射性物品运输核与辐射安全分析报告书格式和内容》(HAD701/02-2014)对聚变堆的适用性分析 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（5）2018年世界核电工业发展回顾（论文提纲范文）
| 1美国 |
| 1.1核电 |
| 1.2核燃料循环 |
| 2俄罗斯 |
| 2.1国内市场 |
| 2.2国际市场 |
| 3法国 |
| 4英国 |
| 5日本 |
| 6韩国 |
| 7印度 |
| 8未来核电发展预测 |
| 9其他动态 |
（7）中国核电发展的风险管控分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 引言 |
| 第二章 后福岛时代下核电发展战略的争议 |
| 2.1 后福岛时代下全球核电发展 |
| 2.2 我国核电发展现状 |
| 第三章 核安全知识与我国核电的技术路线 |
| 3.1 核科学技术发展运用情况的历史 |
| 3.2 核科学技术在各行各业的广泛运用 |
| 3.2.1 核农业 |
| 3.2.2 核医学 |
| 3.2.3 工业领域 |
| 3.2.4 环境保护 |
| 3.2.5 其他 |
| 3.3 核能发电的优势 |
| 3.4 放射性与核辐射 |
| 第四章 公众对发展核电的社会心理分析 |
| 4.1 核电发展中社会“邻避效应”的背景分析 |
| 4.2 核能风险认知过程分析 |
| 4.3 公众对核电安全风险的认知和接受度的影响因子分析 |
| 4.3.1 性别因素分析 |
| 4.3.2 距离因子分析 |
| 4.3.3 收益、风险平衡性因素分析 |
| 4.3.4 社会阶层差距因素分析 |
| 4.3.5 核知识的教育与普及有效性分析 |
| 4.3.6 核安全事故因子影响分析 |
| 4.3.7 公众对核电的消极因子分析：“不情愿地接受”到“被动的接受” |
| 4.4 基于核电站选址所在地的微观实证分析 |
| 4.4.1 核电的成本因素分析 |
| 4.4.2 核电收益因素分析 |
| 4.4.3 核电微观接受程度分析 |
| 4.4.4 距离、收益还是教育水平，哪个重要(微观样本的分析框架) |
| 4.5 核电站接受度因素变化计量实证检验 |
| 4.5.1 变量类别及描述 |
| 4.5.2 回归模型及结果 |
| 4.6 不确定性条件下的风险认知、沟通、提升 |
| 4.6.1 个体感知差异分析 |
| 4.6.2 现实经济收益带来亲近感 |
| 4.6.3 如何面对公众疑虑 |
| 4.7 核电的邻避抗议 |
| 4.7.1 风险社会下的邻避心理分析 |
| 4.7.2 邻避的民众与邻避的地方政府 |
| 第五章 基于管理工程学的核电安全与核电应急管理体系分析 |
| 5.1 福岛核事故后我国核电站的安全保障措施 |
| 5.2 我国核安全监管体系与核事故应急体系 |
| 5.3 核监管与核事故应急管理 |
| 5.4 中国核监管和核事故应急管理现状 |
| 5.5 美国核监管和核事故应急经验 |
| 5.5.1 美国各联邦政府机构在核监管和核应急中的作用 |
| 5.5.2 美国联邦应急管理局辐射应急准各项目介绍 |
| 5.5.3 个人的准备工作 |
| 第六章 核电发展的经济学分析 |
| 6.1 影响核电经济性的因素 |
| 6.2 经济分析理论框架 |
| 6.3 核能投资的成本收益比较分析 |
| 6.3.1 核电成本 |
| 6.3.2 核电收益 |
| 6.3.3 核电电价 |
| 6.3.4 收益的不确定性 |
| 第七章 结论及研究展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.1.1 我国核电面临的契机 |
| 7.1.2 我国核电面临的困局 |
| 7.1.3 我国核电发展必然面对乏燃料后处理和高放废物地质处理这两大世界级难题 |
| 7.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（8）核电厂核安全法律问题研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 论文写作的背景、目的及意义 |
| 1.1.1 研究的时代背景 |
| 1.1.2 论文的写作目的和意义 |
| 1.2 当前中外核安全法律之现状 |
| 1.2.1 国际核安全法律规定现状 |
| 1.2.2 国内核安全法律研究现状 |
| 1.2.3 当前核安全法律体系评述 |
| 1.3 论文创作思路及研究方法 |
| 1.3.1 论文创作思路 |
| 1.3.2 论文研究方法 |
| 1.4 本文拟突破的重点与难点 |
| 第2章 核安全法律之概述 |
| 2.1 核安全的界定 |
| 2.2 核安全法律的范围 |
| 2.3 核安全法律中的责任问题 |
| 2.3.1 核事故损害责任认定的归责原则 |
| 2.3.2 核事故损害中的免责情形 |
| 2.4 核安全法律中的民事赔偿问题 |
| 2.4.1 核事故损害的对象类型 |
| 2.4.2 核事故的损害赔偿 |
| 2.4.3 营运方的赔偿责任 |
| 2.4.4 核事故损害中的政府赔偿 |
| 2.5 核事故损害的诉讼时效 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 核电厂筹建过程的核安全法律问题分析 |
| 3.1 核电厂选址过程中的核安全法律分析 |
| 3.1.1 核电厂选址环境影响因素的规定 |
| 3.1.2 核电厂选址人为事件影响因素的规定 |
| 3.2 核电厂设计安全法律问题分析 |
| 3.3 核电厂建造过程中的安全问题分析 |
| 3.4 核设施的筹建过程的监管问题 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 核电厂运营安全法律问题分析 |
| 4.1 保障工作人员安全 |
| 4.1.1 人员招募岗前培训 |
| 4.1.2 核电厂关于工业事故安全的规定 |
| 4.2 运行期间的各项指数的安全规范 |
| 4.2.1 限值指标体系设置的原则 |
| 4.2.2 以辐射限值为例的运营安全限值规范 |
| 4.3 核设施的维护检修安全规范 |
| 4.4 核设施安全退役的管理规范 |
| 4.5 如何加强运营核动力电厂的核安全文化建设 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 核电厂核安全事故法律问题分析 |
| 5.1 核事故的应急方案 |
| 5.2 遵循的事故应急预原则 |
| 5.3 防止放射性污染的扩散 |
| 5.4 核废料的处置 |
| 5.5 提高核电厂安全事故应急管理能力的建议 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录 |
四、日本核电公司东海堆退役计划概要（论文参考文献）
- [1]100MWt小型熔盐堆的放射性产物研究[D]. 周炜龙. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(02)
- [2]日本近期核能发展研究分析[J]. 刘乙竹. 全球科技经济了望, 2020(06)
- [3]核用远程操作机械手发展现状及标准研究[A]. 刘富贵,郭建新,董芳芳,李筱珍,李国青,刘立坡. 中国核科学技术进展报告（第六卷）——中国核学会2019年学术年会论文集第6册（核化工分卷、辐射防护分卷）, 2019
- [4]我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究[D]. 沈欣媛. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [5]2018年世界核电工业发展回顾[J]. 伍浩松,戴定. 国外核新闻, 2019(02)
- [6]后福岛时代日本核能产业国家战略研究[A]. 周杰. 全球核能产业发展报告（2017）, 2017
- [7]中国核电发展的风险管控分析[D]. 徐砥中. 兰州大学, 2016(06)
- [8]核电厂核安全法律问题研究[D]. 安太星. 哈尔滨工程大学, 2012(02)
- [9]日本核电公司东海堆退役计划概要[J]. 李韡. 国外核新闻, 2002(01)
- [10]《国外核新闻》一九八五年总目录[J]. 高立. 国外核新闻, 1985(12)