《核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平（二次征求意见稿）》编制说明.docx

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1、附件3核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平（二次征求意见稿）编制说明二四年二月1项目背景111.2工作过程12标准修订必要性33国内夕相情况53.1 国内标准53.2 防64标准修订的基本原则和技术路线104.1 桶隹颗的原则104.2 标准修订的林路线105柿驻颗术内容H5.1 关于后蛤称125.2 关用范围B53械m语与定义145.4 关于itff1.途分类145.5 关钿量要求155.6 标准中主要核素的确定过程IS5.7 关于平206与国内外同类标准或技术法规的对比和分析237实施本标准的管理措施、技术措施建议247.1 管理措侬议247.2 技术措遮议248征求意见工作情况及对意

2、见的处理情况259送审稿审三t三况259.1 一审送审稿审查情况259.2 二审送审稿审嘘况261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可接受水平（GBXXXX-202X）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，任务来源于生态环境部科技标准司立项文件。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F简称“核安全中心”）和中国辐射防护研究院。1.2 工作皿121前期工作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

3、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，给出了今后我国确立退役终态的建议。122近期工作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C核设施退役场址开放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HJ53-2OOO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，核安全中心与中国柏射防护

4、研窕院开展了两轮标准草稿修改的讨论会，主要对标准中具体文字进行核实、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，辐射源安全监管司组织课题组外的人员对标准中的筛选水F进行了校核计算，最终形成了征求意见稿。2022年7月28日，生态环境部办公厅发文关于公开征求国家生态环境标准核设施退役场址土壤中残留放射性水平规定（征求意见稿）意见的通知（环办标征函202227号），面向机关团体、行业协会、企事业单位和个人征求该标准

5、的意见，征求意见截止时间为2022年8月31日。编制单位对公开征求的意见进行认真处理，修改完善形成标准送审稿。2022年12月14日，国家核安全专家委员会以线上方式召开第十五次专题会议，会议对本标准的送审槁进行了审查，与会专家一致认为该送审稿通过审议，并提出了4条意见。编制单位根据专家建议逐一修改、补充了相关内容，形成报批稿。2023年2月3日，辐射源安全监管司听取了编制单位对标准的修订情况，认同标准修订稿的主要内容，并要求进一步核实附件中的筛选水平。3月6日，编制单位组织专家对筛选水平的推导和确定过程进行专家咨询，会后根据专家要求，编制单位补充了筛选水平确定的相关说明，并定稿。2023年3月

6、14，国家核安全专家委员会召开2023年第一季度例会，应急与辐射安全分委会审议了核设施退役场址开放土壤中残留放射性水平规定（二审送审稿），专家一致认为该标准内容全面，技术可行，具有可操作性，与现行法律法规协调一致。建议按专家意见进一步修改完善后报批。2023年6月8口，生态环境部辐射源安全监管司召开专题司务会,审议了核设施退役场址开放土壤中残留放射性水平规定（报批稿）建会议提出将标准的标题修改为“核设施拟开放场址土壤中残留放射性可接受水平”，并原则同意该报批稿，提请部长专题会审议。2023年8月30口，生态环境部召开部长专题会议，审议并原则通过了核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平，要求修

7、改标准名称，明确适用于核设施退役开放场址，对附泉给出的筛选水平对应的土地类型和照射途径增加补充说明，并修改为国家强制标准的形式再次公开征求意见后按程序提请部常务会审议。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：(I)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

8、、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,为确保土地开发利用符合土壤环境质量的要求，需要根据不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OJmSWa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。(2)原标准只规定了退役场址使用后公众剂量约束值应在O.1.-O.25mS

9、va之间。GB18871-2002要求场址开放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。国际原子能机构现行的Re1.easeofSi心IiOn1.Regu1.atoryContro1.onTerminationofPracticesWS-G-5.1)中要求的剂量约束值为0.3mSva，美国Conso1.idatedDecommissioningGuidance(NUREG-1757)中要求的剂量约束值为()25mSWa。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025mSva,剂量优化的下限应该为001mSva.（3）原

10、标准只是针对无限制使用情况下，给出了基于O1.mSva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。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。为科学规范和有效指导污染场址的治理工作，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。（4）根据我国多

11、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。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。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（GB18871-2002）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0.1mSva-0.3mSva）的范围之内，但剂量约束的使用不应取代最优化要

12、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。HJ53-2OOO中要求场址无限制开放后公众剂量约束值应在0.1-0.25mSWa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HJ53-2OOO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(Em91-2005),该标准规定了推导退役后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

13、，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，HJ53-2OO()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，不能有效指导退役工作的开展。中国已经开展了多项核设施退役场址开放的实践，主要退役项目包括：221厂退役、济南微堆退役和跃龙化工厂退役。编制单位逐一查阅了各项目的环评文件，其中221厂退役后对公众的剂量为().01.mSva,济南微堆退役后对公众的剂量小于0.03mSWa.可以得出，上述场址均实现了无限制开放，场址退役后对代表人的剂量在0.01-0.03mSva之间。3.2 国外标准321国际原子能机构IAEA以基本安

14、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UAEA安全术语（2018年版）给出了相关定义并在Re1.easeofSitesfromRcgu1.aioryContro1.onTerminationOfPraCIiecs（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护最优化，同时还应

15、考虑到对于10SWa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。（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健居民组的有效剂量控制在剂量约束值（OJmSvZa）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（OJmSvZa）,在限制失效情况下有效剂量不超过ImSv/a,IAEA关于场址无（有）限制利用的剂量准则如图3-1所示。Qmchau1.(ImSvmayc*Dorcowraim()Mr广R*bbrrrncrc4mtiaamM*rrMVZIcKtobe*arrrd图3-1IAEA关于场址无（有）限制使用的剂量准则IWipiMW0MUAttoBfrmrr%trt1rdtier（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10Sva的解控标准：而场址开放后土壤仍留在原地且