本文主要对最新设计的中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)在国际热核聚变实验堆(ITER)上进行实验后的退役工作进行了相关分析。TBM测试是ITER三大工程目标之一,对验证聚变堆产氚和氚自持有重要意义,而氚增殖包层技术是未来核聚变能示范堆的关键技术之一。ITER首次提供了聚变堆包层的测试平台,中国TBM实验计划基于未来聚变电站,开展HCCB TBM测试实验,验证聚变能和氚提取技术,并以此作为未来商业聚变电站的关键技术储备,为今后我国的聚变堆发展奠定基础。根据已经退役的核设施所获得的经验和教训,对HCCB TBM的源项进行了相关调查,特别是对HCCB TBM辐照后的活化特性、衰变余热和接触剂量率进行了调查,介绍了相关数据的测量和计算方法。然后根据目前退役工程的去污和解体经验,对HCCB TBM的去污和切割提出了相应的意见和建议。目前初步的退役计划是将HCCB TBM的1/4运输回国处理,剩余的3/4则暂时留在法国,可以待放置一定时间后,其放射性活度降低到很低水平再运回国,或直接就地在法国核废物处理机构进行处理。对于运输部分,给出了大致的运输计划,进行了输运包裹的概念设计,并运用MCNP计算了包裹表面和3米处的剂量率,结果满足IAEA对于放射性物质运输的相关要求,同时计算了某些特殊点和区域的剂量变化,还计算了不同的冷却时间下,剂量率的变化,对于选择运输前的储存时间有一定的指导意义。给出了HCCB TBM辐照后测试(PIE)的大致项目,并对相关测试机构作了简要介绍。在PIE之后,对于放射性废物的处理给出了相应的分析和分级以及处理处置方式。本论文的分析工作将对未来HCCB TBM的详细退役计划和工作提供重要的参考价值。