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1、附件 3核设施退役场址土壤中残留放射性水平规定(征求 意见稿)编制说明1 项目背景1.1 任务来源核设施退役场址土壤中残留放射性水平规定是对拟开放场 址土壤中剩余放射性可接受水平规定(暂行)( HJ53-2000)的修订。 本标准的项目承担单位为生态环境部核与辐射安全中心(以下简称 “核安全中心”)和中国辐射防护研究院。1.2 工作过程2014 年，核安全中心承担了原环境保护部的核安全监管课题核 设施退役终态确立及评价方法研究，对我国早期核设施退役工程以 及相应的退役终态及其确立过程进行了回顾， 筛选出影响退役终态确 立的主要因素以及评价方法， 借鉴美、英等国家相关经验和教训的同 时，给出了今
2、后我国确立退役终态的建议。根据生态环境部辐射源安全监管司工作安排， HJ53-2000 的修订 工作被列入了工作计划。核安全中心、中国辐射防护研究院按照辐射 源安全监管司的任务要求， 开展了核设施退役场址土壤中残留放射 性水平规定(修改稿)的编制工作。 2021 年 6 月， 承担标准修订任 务的相关单位召开了 HJ53-2000 修订的启动会；7 月对标准修订稿(草 案)进行了讨论；2022 年 1 月，辐射源安全监管司组织了该标准的1开题论证会，会后标准编制组根据专家意见对修订稿草稿进行了修改 完善。 4 月， 核安全中心与中国辐射防护院开展了两轮标准草稿修改 的讨论会， 主要对标准中具体
3、文字进行核实、对筛选水平确定的估算 过程和结果进行比对； 5 月， 标准编制组开展专家咨询，就标准中退 役终态剂量准则和筛选水平的合理性进行讨论。6 月， 辐射源安全监 管司组织召开了该标准征求意见稿(初稿)的专家咨询会， 编制单位 根据专家意见对标准进行了修改， 并对标准中的筛选水平进行了校核 计算，形成了目前的征求意见稿。2 标准修订必要性该暂行标准发布 20 多年来， 对我国核设施退役，尤其是对一些 核技术应用、废物库退役等小型设施的场址评价， 起到了及时且可操 作性的指导作用。但同时， 随着我国各种类型核设施陆续开始退役， 退役情况相对复杂，暂行标准规定的残留放射性核素范围和限值已不
4、能满足现有退役实践的需要， 亟待修订该标准， 满足我国现有和将来 退役工程的需要。具体修订理由如下：(1) 原 标 准 规 定 了 退 役 场 址 使 用 后 公 众 剂 量 约 束 值 应 在 0.1-0.25mSv/a 之间确定，与国际原子能机构现行的Release of Sites from Regulatory Control on Termination of Practices ( WS-G-5.1 )中要求的剂量约束值为 0.3mSv/a 和美国Consolidated Decommissioning Guidance(NUREG-1757)中要求的剂量约束值为 0.25mSv/
5、a 不一致。根据辐射防护最优化原则以及国内外已有的退役 实践， 我国无限制开放场址终态的剂量约束值应明确为 0.25mSv/a，2剂量优化的下限应该为 0.01mSv/a。(2)原标准中对于有限制使用的剂量要求并未具体明确，只给出 了原则性要求， 不能有效指导有限制使用后的剂量约束值的确定。(3)2018 年发布的土壤污染防治法第二十条：“国务院生态 环境主管部门根据土壤污染状况、公众健康风险、生态风险和科学技 术水平， 并按照土地用途， 制定国家土壤污染风险管控标准， 加强土 壤污染防治标准体系建设”。从土壤的放射性污染风险管理角度出发， 确保土地开发利用符合土壤环境质量的要求， 需要根据不
6、同的土地用 途制定不同的放射性土壤残留水平。原标准中仅按照农业场景， 考虑 了保守全面的照射途径，基于 0.1mSv/a 给出了土壤中放射性核素残 留水平。因此， 需根据土壤污染防治法的要求， 针对不同土地利 用类型和照射途径，给出土壤残留放射性水平确定的原则， 使得对污 染场址的治理目标更科学、更精细， 同时也能匹配审管部门对退役后 场址的环境管理工作。(4)原标准只是针对无限制使用情况下，给出了基于 0.1mSv/a 的 剂量约束值的土壤中剩余放射性水平。该过程没有对无限制使用场景 的选取原则进行规定，导致在具体退役活动中使用场景的假设带来困 难。(5)为科学规范和有效指导污染场址的治理工
7、作，标准中应给出 第一步(初步)判断治理必要性的核素筛选水平， 低于该水平的场址 不用治理，高于该水平的场址应开展进一步的详细调查和评估论证工 作。因此，有必要对原标准进行更新，增加不同土地利用途径下核素3的筛选水平， 以优化污染场址治理工作的流程， 减少非必要的工作程 序。(6)我国的食谱结构、假定条件以及某些实际参数发生了较大变 化，当年导出的土壤残留水平应及时更新。(7)根据我国多年的退役实践，在核基地上的单个核设施的退役， 需要补充对退役后的使用场景、剂量约束取值以及残留水平确定原则 的相关要求。3 国内外相关标准情况3.1 国内标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871-20
8、02 作为我 国辐射防护的基本标准， 在 11.4.3 中对放射性残存物持续照射的剂 量约束提出： 对于获准的实践或源退役所造成的持续照射， 其剂量约 束应不高于该实践或源运行期间的剂量约束， 剂量约束值通常应在公 众照射剂量限值 10%-30% (即 0.1mSv/a-0.3 mSv/a) 的范围之内， 但 剂量约束的使用不应取代最优化要求，剂量约束值只能作为最优化值 的上限。该要求对退役场址土壤残留水平的推导原则进行了明确。HJ53-2000 中要 求场址 无 限制开放后公众剂量 约束值应在 0.1-0.25mSv/a 之间确定， 未明确规定退役后场址无限制开放的剂量 约束值。并且 HJ5
9、3-2000 中给出的值是特定剂量下的反推值， 在具体 的核设施退役治理过程中指导性不强。推导退役后场址土壤中放射残存物可接受活度浓度的照射情 景、计算模式和参数( EJ/T1191-2005 )，该标准规定了推导退役后4场址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的环境照射情景、照射途径、 计算模式和主要参数。该标准还将场址用途分为工业用、娱乐业用、 城市居民用、郊区居民用、农业居民用等几种类型， 并对不同用途可 能的照射情景进行了规范。可以看出影响退役场址残留水平的主要因 素是土地的使用类型， HJ53-2000 中只考虑了农用地这一种类型， 导 致标准中给出的核素残留水平值较低，不能有效指导退役
10、工作的开展。3.2 国外标准3.2.1 国际原子能机构IAEA 以基本安全原则为基础， 建立了包括安全要求和安全导则 在内的完善的退役法规标准体系，在世界范围内指导了大量的退役实 践。同时，结合国际上最新的研究成果和实践经验，IAEA 退役法规 标准体系也在不断更新完善。关于退役终态， IAEA 在IAEA 安全术 语( 2018 年版) 给出了相关定义并在解除实践终止场址的监管控 制( WS-G-5.1 )进行了详细的规定：(1)根据 BSS 和 ICRP 的建议， 剂量约束值应当前瞻性的被应用于 实践终止后残留在人类栖息地的放射性残留物的照射。场址使用标准 应当在该剂量约束值的基础上进行防
11、护最优化，同时还应考虑到对于 10 Sv/a 量级以下照射的最优化可能违背了辐射防护的正当性。(2)场址从监管控制中释放后对公众的剂量约束值不应高于实践 运行期间的剂量约束值，但两个阶段在照射途径方面可能存在区别 (特别是关键居民组)，应以此为基础对实践终止前后的剂量约束值 进行等效规定。5(3)对于场址的无限制使用，应当通过防护最优化的方法保证做 到对关键居民组的有效剂量控制在剂量约束值( 0.3mSv/a )以下； 而 对于场址的有限制使用， 应当保证在限制存在的情况下有效剂量不超 过剂量约束值( 0.3mSv/a)，在限制失效情况下有效剂量不超过1mSv/a。IAEA 关于场址无(有)限
12、制利用的剂量准则如图 3-1 所示。图 3-1 IAEA 关于场址无(有)限制使用的剂量准则(4)对于场址使用和物料解控采用不同的剂量约束值是合理且适 当的。因为被解控的物料在实践的整个生命周期(包括实践终止阶段) 经常发生并可能被用于广泛的潜在用途(包括贸易)，应符合 10 Sv/a 的解控标准；而场址开放后土壤仍留在原地且土壤潜在用途的确定性 高于解控物料， 应对场址开放的剂量约束值进行优化， 并允许其高于 物料解控。(5)如果场址符合开放标准，或经修复治理后经验证符合开放标 准，并且该标准的设置考虑了场址未来合理的可能用途及相应的不确定性，该场址可无限制使用，这是最优选择。6(6)如果场
13、址修复治理后不符合开放标准，可考虑有限制使用。 该情景下，应当设计和施加限制措施确保满足剂量约束值。IAEA 认为退役是为全部或部分解除对场址或设施的辐射管控而 采取的管理和技术行动， 通常包括设施的去污和拆除以及土壤的修复 治理， 其目的是降低辐射风险。退役终态是退役完成后场址的最终状 态， 主要针对放射性和物理状态。终态包括有限制使用和无限制使用 两种， 两者的区别主要在于施加的限制是否以放射性为依据。无限制 使用的剂量准则为 0.3mSv/a，有限制使用在限制措施失效后的剂量 约束值可放宽至 1mSv/a。此外，退役后剂量约束值不应高于实践运 行期间的剂量约束值，但两个阶段在照射途径和关
14、键居民组方面可能 存在区别， 应进行等效规定。场址开放标准应在该剂量约束值的基础 上进行防护最优化。3.2.2 美国美国以原子能法为核心，建立了涵盖联邦法律、联邦法规、 管理导则、技术文件、标准及规范在内的完善的退役法规标准体系。 关于退役终态， 美国主要在综合退役指南( NUREG-1757 ) 进行了 详细的规定。(1)无限制使用的准则是，残留的放射性物质，不包含本底辐射， 从所有途径导致关键居民组中单个个体受到的总有效剂量当量( TEDE) 不超过 0.25mSv/a。(2)有限制使用的准则是， 许可证持有者必须提供制度性控制， 确保估算的剂量不超过 0.25mSv/a。此外， 许可证持
15、有者必须降低残7留放射性以确保即使这些控制失效，估算的剂量也不会超过 1mSv/a。 在极少的情况下，估算的剂量可能超过 1mSv/a，但不能超过 5mSv/a， 此时额外的制度性控制应当被建立以满足审管要求。(3)美国核管会(NRC)要求残留放射性应被降低到合理可行尽量 低(ALARA) 的水平， 许可证持有者必须尽一切合理的努力，并考虑 技术和经济的情况，切实可行的减少剂量到远低于规定的限值。(4)基于无限制使用的剂量准则， NRC 分别于 1998 年、 1999 年和 2000 年在联邦公报中公布了关于地表土壤污染的筛选值， 并阐明了 有关使用筛选值的信息， 以支持 LTR 的实施和低
16、水平污染情况下简化 退役。筛选值的使用是为满足 10 CFR 第 20 部分的剂量准则提供合理 的保障。除了筛选准则， NRC 还建立了去污与退役程序，以证明符合 10 CFR 第 20 部分 E 子部分的剂量准则，以及在低水平污染情况下简 化退役。该程序具化了 NRC 关于剂量评估筛选的要求， 以便许可证持 有者对土壤和建筑物表面的残留放射性所致年剂量进行简单估算。美国认为退役是降低场址残留放射性以允许(有/无)限制使用 并终止核设施许可证的过程，退役终态则是退役完成后场址的最终状 态， 主要针对放射学状态；无限制使用的剂量准则是 0.25mSv/a，有 限制使用的剂量准则是 1mSv/a，在极少数的情况可以放宽至 5mSv/a。 此外， 残留放射性应被降低到合理可
