李星宇，李 昶，王旭宏，楊球玉，呂 濤，康寶偉，劉翔宇

(中國核電工程有限公司 放射性廢物處置中心，北京 100840)

根據(jù)我國《放射性廢物安全監(jiān)督管理規(guī)定》(HAF401)，放射性廢物處置工程申請或出現(xiàn)重大變更時需同時提交安全分析報告與環(huán)境影響報告，其中安全分析報告(后文簡稱安分報告)應說明廢物管理設施活動的安全性、運行中可能出現(xiàn)的事故和事件以及必要的防范對策(《放射性廢物管理規(guī)定(GB 14500—2002)》-22.2.3款)。

我國早期低中放固體廢物近地表處置在選址、建造與運行階段只要求提交環(huán)境影響評價報告，將安全分析作為其中的一個章節(jié)。近年來，隨著審管的日益嚴格，安全分析、環(huán)境影響評價分工的進一步明確，在新建及規(guī)劃處置場如飛鳳山處置場、徐大堡處置場審批中，已按不同工程階段同時提交了安全分析與環(huán)境影響評價報告(簡稱環(huán)評報告)。然而由于目前僅有《放射性固體廢物淺地層處置環(huán)境影響報告書的格式與內容》(HJ/T 5.2—93)，暫無安全分析報告格式內容要求的導則或標準，導致我國低中放固體廢物處置的安全分析工作存在一些問題，如章節(jié)內容缺失、重復等問題。為適應我國低中放固體廢物處置發(fā)展需要，更好地開展放射性廢物處置安全論證工作，對這些問題進行探討對于處置設施安全分析報告的標準化與規(guī)范化尤為重要。

1 我國安全分析報告編制現(xiàn)狀

徐大堡處置場申請建造階段的安全分析報告與環(huán)境影響評價報告格式摘錄列于表1，通過對比可以發(fā)現(xiàn)，與環(huán)境影響報告結構相對完整相比，安全分析報告內容包括了不同階段正常與事故工況下對工作人員、公眾和環(huán)境的輻射安全和非輻射安全評價，但在前后章節(jié)設置方面仍有待優(yōu)化整合，且安全分析劃分為“事故及安全分析”與“處置場環(huán)境影響”兩個章節(jié)，與環(huán)境影響評價報告存在一定重復，對于處置設施固有安全的論證不明顯。

表1 徐大堡處置場申請建造階段安全分析報告與環(huán)境影響評價格式

2 存在問題

國際原子能機構(International Atomic Energy Agency，以下簡稱IAEA)對放射性廢物處置安全論證明確提出了開展安全全過程系統(tǒng)分析(Safety Case)的要求。IAEA特定安全導則SSG-23號《放射性廢物處置安全全過程系統(tǒng)分析和安全評價》[1]指出：“安全全過程系統(tǒng)分析系指收集并研究科學、技術、行政和管理方面的論點和論據(jù)以支撐廢物設施的管理與活動安全，從而論證處置設施從選址、建設、運行、關閉直至關閉后長期階段的安全性，統(tǒng)籌協(xié)調放射性廢物處置管理與決策”，2017年6月最新發(fā)布的技術文件TECDOC-1814《放射性廢物近地表處置安全全過程系統(tǒng)分析內容與案例分析》[2]-2.2條指出“應在放射性廢物處置工程全壽期(選址、設計、建設、運行、關閉、關閉后控制期)中，持續(xù)開發(fā)、更新安全全過程系統(tǒng)分析文件，從而為該過程中積累的大量信息提供有效的整合框架并用以指導處置設施的開發(fā)、使用與關閉”。IAEA安全全過程系統(tǒng)分析內容組成如圖1所示。

圖1 安全全過程系統(tǒng)分析的組成[3]

從主體工作內容來看，我國安全分析基本原則與主體內容同安全全過程系統(tǒng)分析要求相一致。但在實踐方面，已有的低中放廢物處置場安全分析報告在安全策略集成、長期演變分析、不確定性管理、工程設計迭代優(yōu)化等方面存在缺失，需基于IAEA安全全過程系統(tǒng)分析理念對我國的安全分析評價體系進行完善，歸納梳理、查缺補漏，從而確定既符合IAEA指導思想又滿足我國審管需求的安全分析報告內容與報告要求。

2 編制標準格式和內容的必要性

2.1 實踐要求

同其它核設施安全評價工作相比，放射性廢物處置的安全分析具有特殊性，重點關注處置設施關閉后長期安全目標的實現(xiàn)并對評價結果可信度進行論證。其中近地表處置的基本要求為在廢物可能對人類造成不可接受的危險時間范圍內，將廢物中的放射性核素限制在處置場范圍內，以防止放射性核素以不可接受的濃度或數(shù)量向環(huán)境擴散而危及人類安全。與深地質處置相比，近地表處置設施可能更易受到自然作用的影響，如侵蝕、洪水、凍融循環(huán)、動植物入侵等，同時也應對人類闖入可能性進行分析。因此，近地表處置設施需在場址關閉后維持一段時間的有組織控制，并對所選處置方案及處置環(huán)境的適宜程度進行判斷，以保證處置設施各階段的正常運行和事故狀態(tài)下對工作人員和公眾的潛在照射劑量不超過規(guī)定限值，且達到合理盡可能低水平，規(guī)范化評價和論證近地表處置設施的安全十分必要。

2.2 審管要求

我國放射性廢物處置法規(guī)標準中對于安全分析工作的要求如下：

《放射性廢物管理規(guī)定》(GB 14500—2002)，所有廢物管理設施或活動的營運者應按法規(guī)的規(guī)定和審管部門的要求編制、修改、更新并向審管部門提交環(huán)境影響評價報告。具有較高安全要求的廢物管理設施應同時提交環(huán)境影響評價報告和安全分析報告。環(huán)境影響評價報告書和安全分析報告的格式和內容應符合相應的法規(guī)、標準和審管部門的要求。

《低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規(guī)定》(GB 9132—2018)，應采取循序漸進的方式開展選址、建造、運行和關閉活動，并通過對處置系統(tǒng)的性能和安全進行迭代設計和評價，為選址、建造、運行和關閉的每一步驟提供支持。近地表處置場的安全全過程系統(tǒng)分析，是近地表處置場選址、建造、運行、關閉后監(jiān)測整個過程中每一階段依法依規(guī)開展相關安全與環(huán)境分析論證，產(chǎn)生的技術文件的集成。安全全過程系統(tǒng)分析的各類文件編制應符合相關法規(guī)標準的要求，并具有可追溯性。

《放射性廢物近地表處置場選址》(HAD401/05)，在規(guī)劃選址階段，應評價已有的安全分析方法，選定基本方法與模型。并進行一般性安全評價，以評估所建議的處置場對預期處置的廢物是否能夠滿足安全要求。區(qū)域調查階段，應根據(jù)選址準則，篩選出一處或幾處候選場址，以供在場址特性評價階段對它們進行評價。場址特性評價階段，應對每處候選場址作初步安全評價，以確定其是否適合于建造處置場。場址確定階段，應針對擬定場址對安全分析數(shù)據(jù)和模型進行修改，并利用所有可獲得的詳細資料進行詳細的安全分析和環(huán)境影響評價，應在各項調查和評價的基礎上，編寫選址階段的安全和環(huán)境影響評價報告，該報告應總結全部有關數(shù)據(jù)，對各項場址特性調查與確認工作提出評價和結論。

《低、中水平放射性廢物近地表處置設施的選址》(HJ/T 23—1998)，規(guī)劃選址階段應對現(xiàn)有安全和環(huán)境影響分析方法進行評價，并選定擬采用的基本方法和模型，根據(jù)國家審管要求進行初步的環(huán)境影響評價。區(qū)域特征調查評價階段，應用選址準則和適當?shù)姆旨壖夹g，對每個場址建造處置設施的適宜性進行合理的對比評價。場址確定階段，應針對具體的場址對環(huán)境影響分析數(shù)據(jù)和模型進行修正，應采取可能得到的最新資料進行環(huán)境影響評價，應在所有調查和評價的基礎上編制最終的選址階段環(huán)境影響報告，該報告應綜合在全部場址特征評價和確認活動中得到的數(shù)據(jù)、評價意見和結論。在確認場址適用時，應向審管機構提供全面、詳細的報告(包括對關閉和關閉后如何考慮)，以使審管機構能夠批準所選擇的場址。

根據(jù)以上要求，放射性廢物處置設施的營運單位在選址、建設、運行、關閉各階段，均需提交對應的安全分析報告并接受相關審管部門的審查。

2.3 接軌要求

在IAEA提出安全全過程系統(tǒng)分析要求的同時，國際放射性廢物處置工程安全評價技術水平也在不斷提高，美國、法國、英國等國家均將安全全過程系統(tǒng)分析應用于放射性廢物處置安全評價中。近年來，為有效提高我國處置安全評價技術水平，實現(xiàn)與IAEA要求的并軌，在業(yè)界院士、專家及國家審管部門的倡導與大力推動下，我國正從法規(guī)體系與工程實踐等方面對IAEA安全全過程系統(tǒng)分析進行引進與消化吸收。2016年環(huán)保部核與輻射安全監(jiān)管項目“放射性廢物處置安全全過程系統(tǒng)分析的標準研究及其制定”課題完成了《放射性廢物處置安全全過程系統(tǒng)分析與安全評價》技術文件編制工作。最新發(fā)布的《低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規(guī)定》(GB 9132—2018)中業(yè)已明確提出安全全過程系統(tǒng)分析要求。

在處置工程應用方面，按照國防科工局《十三五核設施及放射性廢物治理規(guī)劃》“開展放射性廢物處置安全全過程系統(tǒng)分析工作”及國家核安全局頒發(fā)的《飛鳳山低中放固體廢物處置場運行許可證》(國核安證字第1622號)中“研究制定開展飛鳳山處置場安全全過程系統(tǒng)分析的工作方案”，飛鳳山低中放固體廢物處置場安全全過程系統(tǒng)分析項目已正式立項實施，在其它新建與擴建處置工程項目中(如西北處置場一期二階段工程、福建核電環(huán)保配套工程等)，同樣將安全全過程系統(tǒng)分析要求納入前期工作計劃并開展專題工作。

以上工作的開展將有效促進我國放射性廢物處置安全分析工作水平的提高，安全分析報告作為處置安全論證的主體報告，同樣需要在吸收以上技術發(fā)展與審管要求的基礎上進行標準制定。

3 安全分析報告格式和內容構想

3.1 報告內容

為有效吸收安全全過程系統(tǒng)分析的先進理念，可考慮將IAEA提出的安全全過程系統(tǒng)分析要素整合納入我國放射性廢物處置安全分析報告中，見表1。處置設施安全分析報告應側重于設施固有安全性分析，包括各種事件與要素(內部要素、外部要素、人為要素等)對設施各部件、系統(tǒng)性能影響及工作人員的輻射安全分析，重點描述處置設施所在場址環(huán)境(自然環(huán)境與社會環(huán)境)對于處置設施的影響，最終論證所選處置方式的安全性。其中不僅包括場址特性與處置系統(tǒng)性能分析，還應包括堅穩(wěn)性、縱深防御、關閉后設施長期性能演變預測等內容。

3.2 報告格式建議

表2是根據(jù)目前已開展的低中放廢物處置工程實踐，給出了安全分析報告格式和內容的建議，在具體項目的安全分析報告編制中，可根據(jù)所處的工程階段及現(xiàn)有的安全評價技術水平對各章節(jié)的內容與深度進行調整。

表2 安全全過程系統(tǒng)分析要素在安全分析報告中體現(xiàn)的建議

3.3 報告層級建議

瑞典、美國、芬蘭等國的放射性廢物處置安全分析報告多采用多層級的文件編制形式，這種主報告-分報告-支持性文件的結構可有效整合相關信息，便于報告的審查、數(shù)據(jù)追溯與及時更新，對我國安全分析報告的管理同樣具有借鑒意義。以上國家采用的文件分級結構，主報告均為各國法律要求的處置許可申請支持報告，根據(jù)我國放射性廢物處置設施管理許可制度要求，在申請設施的建造、運行等許可時，均應提交對應階段的安全分析報告，故建議將處置設施的安全分析主報告作為第1級報告，綜合給出安全分析的背景、過程、重要的分析評價論據(jù)與主要結論，以便于審管部門的審查以及相關方、公眾根據(jù)需要對項目進行針對性的了解。第2級報告為專業(yè)性較強的分析論證報告，主要提供支持主報告中與安全分析相關的，設施開發(fā)過程中完成的各專題、專項報告，如核素遷移試驗報告、FEPs清單建立與景象開發(fā)報告等，這一層級的報告將詳細給出安全分析主報告中重要結論與數(shù)據(jù)的獲得過程與依據(jù)。第3級報告作為基礎的支持性文件，通常為處置設施的勘察、試驗數(shù)據(jù)詳細記錄，可根據(jù)需要進行快速的數(shù)據(jù)檢索與查證。

表3 近地表處置設施安全分析報告結構建議

(1)主報告(第1級)

即安全分析報告主報告。

(2)分報告(第2級)

指用于支持主報告重要結論、數(shù)據(jù)的專題/專項報告，如FEPs清單建立與景象開發(fā)、處置系統(tǒng)長期演變預測、核素遷移評價模型建立等報告。

(3)支持性文件(第3級)

通常為項目研發(fā)過程中積累的勘察、設計、試驗資料，如場址巖土工程勘察報告、水文地質試驗報告、長期監(jiān)測數(shù)據(jù)等。

報告層級的梳理可有效保證報告的完整性與邏輯性，具體報告層級設置可由項目工程條件與所處工程階段確定，分報告與支持性文件即可以獨立報告的形式提交，也可以附件或附錄的形式納入主報告中。

4 結語

以安全全過程系統(tǒng)分析理念作為指導的處置場安全分析報告的系統(tǒng)化梳理，將是從審管部門到處置設施營運單位、設計評價單位需共同面對并解決的問題。建議結合我國審管現(xiàn)狀，在有效吸收IAEA相關導則和國際先進經(jīng)驗的基礎上，對放射性廢物處置安全分析工作進行優(yōu)化調整，開展相關標準制定工作，以更好地促進我國放射性廢物處置工作的開展。