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1、附件3低、中水平放射性固体废物岩洞处置安全规定 (征求意见稿)编制说明二二二年十月1目 录一、项目背景31.任务来源 32.工作过程 4二、标准修订必要性4三、标准修订的原则与思路41.标准修订的原则 42.标准修订的主要思路 4四、标准修订主要内容51.标准框架结构 52.主要修订内容 6五、与国内外标准的对比分析111.国际相关标准 112.国内相关标准 11六、对实施本标准的建议122低、中水平放射性固体废物岩洞处置安全规定 (征 求意见稿)编制说明一、项目背景1.任务来源自低中水平放射性固体废物的岩洞处置规定( GB 13600-92 ) 实施以来， 我国在放射性废物处置领域的科学技术
2、水平显著提高，工程设计能力迅猛发展， 相关工程实践不断丰富；另外，国内陆续发布实施了一批核与辐射安全法规标准， 这些法规标准为本次修订工作提供了重要的前提和依据。在岩洞处置工程实践方面， 中国核电工程有限公司从 2015 年起开展了福建 核电环保配套项目的选址、设计工程研发等工作；中广核工程有限公司也开展了 广东省内岩洞处置的探索工作。通过上述项目的实施，积累了一定的岩洞处置设 计、建设方面的工程经验，为本次修订工作提供了必要的技术支撑。国际上低中放废物岩洞处置经过数十年的发展，目前整体工程技术水平已日 趋成熟，目前已有一些岩洞处置实践，如瑞典 SFR 处置库(埋深为地面以下 60m， 主要处
3、置核电及核技术利用产生的低中放废物，处置类型为巷道与筒仓形式，处 置围岩为花岗岩 )、芬兰 Olkiluoto 处置库 (埋深为地面以下 70-100m，主要处 置核电运行产生的低中放废物，处置类型为筒仓形式，处置围岩为花岗岩) 与 Loviisa 处置库 (埋深为地面以下 110m，主要处置核电运行产生的低中放废物， 处置类型为巷道形式，处置围岩为花岗岩)、韩国月城处置库 (埋深为地面以下 80-130m，主要处置核电运行产生的低中放废物，处置类型为筒仓形式，处置围 岩为花岗岩) 等。以上岩洞处置库的建成与运行，对岩洞处置工程技术的可实施 性与安全性提供了证明。目前中国核电工程有限公司、中广
4、核工程有限公司等对 上述国际岩洞处置工程实践均开展了较为深入的调研活动， 已充分了解其设计、 建设和运行情况，这些调研工作均可作为本次修订工作的重要借鉴。为加强放射性废物处置管理，完善核与辐射法规标准体系，2022 年 1 月生 态环境部辐射源安全监管司，根据需求和前期准备工作进展情况，委托中国核电 工程有限公司、中广核工程有限公司共同承担国家标准低中水平放射性固体废 物的岩洞处置规定( GB 13600-92 ) 修订工作。在接到工作任务后，中国核电工3程有限公司、中广核工程有限公司联合中国辐射防护研究院、长江勘测规划设计 研究有限责任公司成立了标准编制组，开展标准修订工作。2.工作过程20
5、22 年 1 月生态环境部辐射源安全监管司组织了本标准修编的开题论证会， 对标准修订原则与编制组完成的标准草案进行了专家咨询。编制组依据开题论证 会专家意见对标准草案进行了修改，经过反复研究、协调，形成征求意见稿 (初 稿 )。2022 年 8 月生态环境部辐射源安全监管司组织召开了征求意见稿 (初稿) 的技术审查会，专家组通过了征求意见稿 (初稿)，并提出了进一步完善建议。 会后，编制组根据会议意见，修订完成了目前的征求意见稿。二、标准修订必要性为保证岩洞处置活动与现阶段国内外相关法规、标准相适应，全面反映我国 在放射性废物岩洞处置方面积累的能力，总结现有的科研设计及工程实践经验， 特开展本
6、标准修订工作。岩洞处置作为低、中水平放射性固体废物安全处置的一种重要方式，由于其 自身安全功能更强、环境更友好而越来越受到重视和考虑。近年来，我国已实际 启动岩洞处置的工程建设研究，积累了相应工程建设经验，现阶段启动本标准的 修订工作，可指导国内岩洞处置工程项目的顺利开展。三、标准修订的原则与思路1.标准修订的原则本次修订遵循以下原则：( 1 ) 与我国新颁布的法规、标准及核安全审评的要求相协调；( 2 ) 基于科学性原则，修订本标准；( 3 ) 本标准应具有普遍性和可操作性，易于推广使用；( 4 ) 基于实事求是的原则，修订本标准。2.标准修订的主要思路( 1 ) 本标准格式遵循生态环境部发
7、布的国家生态环境标准制修订工作规4则( 国环规法规20204 号 ) 以及标准化工作导则 第 1 部分：标准的结构 和编写规则(GB/T 1.1-2020 ) 的相关要求，开展标准修订工作。( 2 ) 基于国内外低、 中水平放射性固体废物岩洞处置设计、建造、运行及 监管经验开展标准修订工作。( 3 ) 基于相关的国家标准 (GB)、行业标准 ( HJ、EJ )、核安全导则 (HAD)， 以及核安全法规技术文件 ( HAJ ) 开展标准修订工作。( 4 ) 基于 IAEA 标准等开展标准修订工作。四、标准修订主要内容1.标准框架结构标准框架总体上仍沿用原标准的排序逻辑，主要按照现行标准规范做法，
8、对 标准格式进行了优化完善，按照国际工程经验及国内相关研究设计方案重点补充 了处置设施设计、运行、关闭、监测和检查的最新要求以及对中水平放射性固体 废物岩洞处置的特定要求，并以安全全过程系统分析替代原有的安全分析与环境 影响评价内容。表 1 原标准与修订后标准章节框架对比表章节设置原标准章节设置修订后标准前言1主题内容与适用范围1适用范围2引用标准2规范性引用文件3术语3术语和定义4一般要求4总则5废物5废物6场址选址6场址选择7处置场设计、建造、调试7处置设施设计和建造8处置场运行8处置设施运行9处置场关闭9处置设施关闭10处置场监督10处置系统监测和检查11管理12安全分析和环境影响评价1
9、1安全评价与安全全过程系统分析13质量保证12质量保证5章节设置原标准章节设置修订后标准13中水平放射性固体废物岩洞处置特定要求附录 A废矿井调查内容 (参考件)附录 A(规范性附录) 选址和评价准则及所需资料具体修改为：补充 “前言”章节，将第 1 章 “主题内容与适用范围”更改 为 “适用范围”，将第 2 章“引用标准”更改为 “规范性引用文件”，第 3 章 “术 语”更改为 “术语和定义”，以上更改均为按照现行标准的一般做法对标准格式 与行文的补充完善。第 5 章、第 6 章名称保持不变，第 7 章、第 8 章将名称中的 “处置场”更改为“处置设施”，并将第 7 章调试部分调整至第 8
10、章，第 10 章按 照最新要求将“处置场监督”更改为“处置系统监测和检查”，删除第 11 章 (根 据开题论证会专家意见，本次标准修订定位上更偏于技术性，应弱化管理内容)， 将第 12 章更改为 “安全评价与安全全过程系统分析”。根据征求意见稿 (初稿) 专家审查意见，增加 13 章“中水平放射性固体废物岩洞处置特定要求”。删除原 标准附录 A 废矿井调查内容，并新增规范性附录“选址和评价准则及所需资料”。2.主要修订内容(1) 标准名称为 了体现本标准修订后是对技术要素提出的安全要求，将原标准名称中的 “规定”改为 “安全规定”，标准名称从低中水平放射性固体废物的岩洞处置 规定更改为低、 中
11、水平放射性固体废物岩洞处置安全规定。另外，根据放射性废物分类公告，低水平放射性废物、中水平放射性废 物分别采用近地表处置、中等深度处置方式。岩洞型处置可作为低水平放射性废 物处置的一种方式，同时，岩洞型处置在适当设计下，存在处置中水平放射性废 物的可能性， 因此，仍然保留 “低、 中水平”的表述。需要特别注意的是，本标准主要针对以大量低水平放射性废物及不含超铀长 寿命核素中水平放射性废物为处置对象的岩洞处置设施， 以服务于我国核电大 省的废物处置需求，不适用于为专门处置中等水平放射性废物而建造的中等深度 处置设施。对于专门建设的处置所有种类和来源的中放废物的中等深度处置设施， 可考虑在时机与技
12、术水平具备的条件下，对本标准进行适宜性转化或专门制定中 等深度处置设施的安全要求标准。6(2) 适用范围明确本标准适用于为处置大量低水平放射性固体废物及不含超铀长寿命核 素中水平放射性固体废物而建造的岩洞处置设施，利用现有洞室的处置活动可参 考使用，但需论证达到本标准要求的安全防护水平。需要说明的是：本标准中所包含的中水平放射性废物，主要指核电厂运行、 退役等过程中产生的不含超铀长寿命核素的中水平放射性固体废物，如反应堆 堆内构件等，同时该类中水平放射性废物在整体处置废物量中仅为少量占比。此外，对于废矿井这一采用“利旧”方式进行处置的办法，需要经过慎重详 尽的安全论证后进行实施，本次修订中暂删
13、除了适用于废矿井的相关内容。(3) 规范性引用文件增加了低、中水平放射性固体废物近地表处置安全规定( GB 9132-2018 )、 电离辐射防护与辐射源安全基本标准( GB 18871 ) 等一系列最新标准。(4) 术语和定义删除了“管理机构”、“营运单位”等管理性术语，使得本标准更倾向于技术 性标准。增加了“监测”、“检查”等术语，该定义与放射性废物处置设施的监测和 检查( HAD 401/09 ) 相一致；增加了 “安全全过程系统分析”、“坚稳性”、“有 组织控制”等术语，该定义与低、中水平放射性固体废物近地表处置安全规定 (GB 9132-2018)、放射性废物处置安全全过程系统分析(
14、 NNSA-HAJ-0001-2020 ) 等相一致。(5) 总则该部分主要基于现阶段最新的法规标准对岩洞处置的一般要求进行规定，将 原标准中“4 一般要求”改为“4 总则”，包括“4.1 废物处置的基本安全要求”、 “4.2 废物处置的辐射防护要求”。对于“4.1 废物处置的基本安全要求”，结合 IAEA 的 SSG-29Near Surface Disposal Facilities for Radioactive Waste、 美 国 10CFR61 Licensing Requirements for Land Disposal of Radioactive Waste、国标 GB 9
15、132-2018、 HAD 401/10，提出了“包容和隔离、坚稳性、多重屏障、被动安全”等具体要求； 增加 “循序渐进、迭代设计和安全全过程系统分析”的要求。7对于 “4.2 废物处置的辐射防护要求”，明确 “处置系统在正常运行工况和 事故工况对工作人员和公众所造成的辐射照射应符合 GB 18871 的要求，并在考 虑了技术、经济和社会因素之后应保持在可合理达到的尽量低水平”，规定 “通 过各种途径向环境释放的放射性核素对公众中代表性个人造成的年有效剂量不 得超过 0.25mSv”，这与 IAEA 的 SSG-29、美国 10CFR61、国标 GB 9132 的要求基 本一致。对于在处置设施的有组织控制解除后的任何时间内，对无意闯入处置设 施或接
