中华人民共和国

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1 乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约 第五次审议会议 中华人民共和国 国家报告 二 一四年九月北京

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3 前 言 中国政府一贯高度重视乏燃料管理安全和放射性废物管理安全 2006 年 4 月 29 日, 中华人民共和国第十届全国人民代表大会常务委员会第二十一次会议决定 : 加入于 1997 年 9 月 5 日经国际原子能机构外交大会审议通过的 乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约 ; 同时声明 : 在中华人民共和国政府另行通知前, 乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约 ( 以下简称 联合公约 ) 暂不适用于中华人民共和国澳门特别行政区 2006 年 9 月 13 日, 中国政府交存了加入书 2006 年 12 月 12 日, 联合公约 对中国生效 2008 年 10 月和 2011 年 10 月, 中国分别向 联合公约 缔约方第三次和第四次审议会议提交了 联合公约 中华人民共和国履约第一次和第二次国家报告 本报告是中国根据 联合公约 第 32 条之规定向 联合公约 缔约方第五次审议会议提交的中华人民共和国履约第三次国家报告 本报告描述了中国履行 联合公约 的情况, 包括两部分 第一部分是中央政府履行 联合公约 的情况, 第二部分是中国香港特别行政区政府履行 联合公约 的情况 本报告的存量和清单数据截止到 2013 年 12 月 31 日 本报告中国台湾省的内容暂缺

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5 目 录 第一部分... 1 A 导言... 2 A.1 报告主题... 2 A.2 关注设施... 2 A.3 报告结构... 2 A.4 第四次审议会议概述... 3 A.5 对前次报告的主要更新... 4 A.6 良好实践和挑战... 7 B 政策和实践 ( 第 32 条第 1 款 )... 9 B.1 乏燃料管理政策... 9 B.2 乏燃料管理实践... 9 B.3 放射性废物的定义和分类准则 B.3.1 低 中水平放射性废物 B.3.2 高水平放射性废物 B.3.3 铀 ( 钍 ) 矿冶废物 B.4 放射性废物管理政策 B.5 放射性废物管理实践 C 适用范围 ( 第 3 条 ) C.1 乏燃料的适用性 C.2 放射性废物的适用性 C.3 军事或国防计划乏燃料和放射性废物的适用性 C.4 流出物排放 D 存量和清单 ( 第 32 条第 2 款 ) D.1 乏燃料管理设施 i

6 D.2 已贮存的乏燃料清单 D.3 放射性废物管理设施 D.3.1 放射性废物的处理和贮存设施 D.3.2 放射性废物处置设施 D.4 放射性废物存量清单 D.5 处于退役过程中的核设施清单 E 立法和监管体系 ( 第 条 ) E.1 履约措施 ( 第 18 条 ) E.2 立法和监管框架 ( 第 19 条 ) E.2.1 立法框架 E.2.2 监管框架 E.3 监管机构 ( 第 20 条 ) E.3.1 监管机构的独立性 E.3.2 环境保护部 ( 国家核安全局 ) E.3.3 国家卫生和计划生育委员会 E.3.4 公安部 E.3.5 国家安全生产监督管理总局 E.4 核能发展政府主管部门 E.4.1 国家原子能机构 E.4.2 国家能源局 F 其他一般安全规定 ( 第 条 ) F.1 许可证持有者的责任 ( 第 21 条 ) F.1.1 核设施安全许可证持有者的一般责任 F.1.2 辐射安全许可证持有者的一般责任 F.1.3 放射性固体废物贮存 处置许可证持有者的一般安全责任 F.2 人力和财力 ( 第 22 条 ) F.2.1 合格人员的保证 ii

7 F.2.2 财力保证 F.3 质量保证 ( 第 23 条 ) F.3.1 质量保证的基本要求 F.3.2 乏燃料管理的质量保证 F.3.3 放射性废物管理的质量保证 F.3.4 放射性废物近地表处置的质量保证 F.3.5 监管机构的主要活动 F.4 运行辐射防护 ( 第 24 条 ) F.4.1 将辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平 F.4.2 剂量限值 F.4.3 排放限值 F.4.4 防止放射性物质无计划或非受控地释入环境 F.5 应急准备 ( 第 25 条 ) F.5.1 核事故应急 F.5.2 辐射事故应急 F.6 退役 ( 第 26 条 ) G 乏燃料管理安全 ( 第 4~10 条 ) G.1 一般安全要求 ( 第 4 条 ) G.1.1 核电厂在堆贮存乏燃料管理安全要求 G.1.2 研究堆在堆贮存乏燃料管理安全要求 G.1.3 离堆贮存乏燃料管理安全要求 G.2 现有设施 ( 第 5 条 ) G.2.1 设施的安全性评审 G.2.2 设施的合理改进 G.3 拟议中设施的选址 ( 第 6 条 ) G.3.1 乏燃料贮存设施选址的审批流程和信息公开 G.3.2 乏燃料贮存设施选址 iii

8 G.4 设施的设计和建造 ( 第 7 条 ) G.4.1 核电厂乏燃料管理设施的设计和建造 G.4.2 研究堆乏燃料贮存设施的设计和建造 G.4.3 乏燃料离堆贮存设施的设计和建造 G.5 设施的安全分析 ( 第 8 条 ) G.6 设施的运行 ( 第 9 条 ) G.6.1 核电厂乏燃料贮存设施运行 G.6.2 研究堆乏燃料贮存设施运行 G.6.3 乏燃料离堆贮存设施运行 G.7 乏燃料处置 ( 第 10 条 ) H 放射性废物管理安全 ( 第 11~17 条 ) H.1 一般安全要求 ( 第 11 条 ) H.2 现有设施和过去的实践活动 ( 第 12 条 ) H.3 拟议中设施的选址 ( 第 13 条 ) H.3.1 设施选址 H.3.2 信息公开 H.4 设施的设计和建造 ( 第 14 条 ) H.4.1 核设施配套的放射性废物管理设施的设计和建造 H.4.2 核技术利用放射性废物贮存设施的设计和建造 H.4.3 低 中放废物处置场的设计和建造 H.5 设施的安全分析 ( 第 15 条 ) H.6 设施的运行 ( 第 16 条 ) H.6.1 核设施配套的放射性废物管理设施的运行 H.6.2 核技术利用放射性废物贮存设施的运行 H.6.3 低 中放废物处置场的运行 H.7 关闭后的监护措施 ( 第 17 条 ) I 超越国界运输 ( 第 27 条 ) iv

9 J 废旧放射源 ( 第 28 条 ) J.1 放射源应用概况 J.2 废旧放射源管理要求 J.3 出口放射源的回收 K 计划进行的安全改进方面的活动 K.1 国家措施 K.1.1 完善放射性废物管理政策法规体系 K.1.2 提升乏燃料管理安全和放射性废物管理安全监管能力 K.1.3 促进放射性废物处置的发展 K.2 国际合作措施 L 附录 L.1 乏燃料管理设施清单 L.1.1 核电厂乏燃料贮存设施 L.1.2 研究堆乏燃料贮存设施 L.2 乏燃料存量清单 L.2.1 核电厂乏燃料存量清单 L.2.2 研究堆乏燃料存量清单 L.3 放射性废物管理设施清单 L.3.1 核电厂放射性废物处理和贮存设施 L.3.2 研究堆放射性废物处理和贮存设施 L.3.3 核燃料循环设施放射性废物处理和贮存设施 L.3.4 核技术利用放射性废物贮存设施 L.3.5 放射性废物处置设施 L.4 放射性废物存量清单 L.4.1 核电厂放射性废物存量清单 L.4.2 研究堆和核燃料循环设施放射性废物存量清单 L.4.3 核技术利用放射性废物贮存设施废旧放射源存量清单 v

10 L.4.4 处置场接收废物清单 L.5 有关的法律 法规 规章 导则和标准 L.5.1 有关的法律 L.5.2 有关的行政法规 L.5.3 有关的规章 L.5.4 有关的导则 L.5.5 有关的标准 L.6 核电厂职业照射情况 L.7 核电厂放射性流出物的排放 L.8 参考文献 L.8.1 文件 L.8.2 网址 L.9 主要缩写 第二部分 A 导言 A.1 概述 A.2 废物设施 B 政策和实践 B.1 放射性废物定义 B.2 放射性废物分类准则 C 放射性废物管理政策及实践 C.1 放射性废物管理政策 C.2 流出物排放 D 放射性废物管理安全 ( 联合公约 第 条 ) D.1 低放射性废物贮存设施的管理安全实践 D.2 废物盘存情况 E 立法和监管框架 ( 联合公约 第 条 ) vi

11 E.1 规管架构 E.2 牌照制度 E.3 放射源资料管理 E.4 事故应急 F 一般安全规定 ( 联合公约 第 条 ) F.1 许可证持有者的责任 ( 联合公约 第 21 条 ) F.2 人力和财力 ( 联合公约 第 22 条 ) F.3 质量保证 ( 联合公约 第 23 条 ) F.4 运行辐射防护 ( 联合公约 第 24 条 ) F.5 设施应急准备 ( 联合公约 第 25 条 ) F.6 退役 ( 联合公约 第 26 条 ) G 超越边界运输 ( 联合公约 第 27 条 ) G.1 进出口监管 G.2 运输管理 H 废密封源 ( 联合公约 第 28 条 ) H.1 废密封源 I 附录 I.1 贮存设施内的废物盘存清单 I.2 参考文献 vii

12 viii

13 第一部分 1

14 A 导言 A.1 报告主题本报告描述了中国乏燃料管理安全和放射性废物管理安全的基本政策和实践 为了达到和维持乏燃料和放射性废物管理的高安全水平, 在目前和将来保护个人 社会和环境免受电离辐射的有害影响, 促进核能 核技术的开发与和平利用, 中国政府遵从电离辐射防护 辐射源安全 乏燃料管理安全和放射性废物管理安全的基本原则, 健全和完善法规体系, 明确和落实安全管理责任, 加强和提升监督管理能力, 重视并积极参与国际合作, 保证乏燃料管理安全和放射性废物管理安全 A.2 关注设施按照 联合公约 的要求, 本报告所关注的设施包括核电厂 研究堆配套建设的乏燃料在堆贮存设施和离堆贮存设施 ; 核设施配套建设的放射性废物处理和贮存设施, 核技术利用放射性废物贮存设施, 以及放射性废物处置设施 A.3 报告结构本报告按照 国家报告的格式和结构细则 (INFCIRC/604/Rev.2) 的要求, 逐条描述中国的履约情况, 每一条独立成章 在每一章的开始部分给出了 联合公约 对应条款 ( 边框部分 ) 的要求 除导 2

15 言外, 还依次论述下列内容 : B 政策和实践 ( 第 32 条第 1 款 ) C 适用范围 ( 第 3 条 ) D 存量和清单 ( 第 32 条第 2 款 ) E 立法和监管体系 ( 第 18 条至第 20 条 ) F 其他一般安全规定 ( 第 21 条至第 26 条 ) G 乏燃料管理安全 ( 第 4 条至第 10 条 ) H 放射性废物管理安全 ( 第 11 条至第 17 条 ) I 超越国界运输 ( 第 27 条 ) J 废旧放射源 ( 第 28 条 ) K 计划进行的安全改进方面的活动 L 附录为了避免与第 G 章和第 H 章中的有关部分的重复描述, 按照 国家报告的格式和结构细则 (INFCIRC/604/Rev.2) 的建议, 将普遍适用于乏燃料管理安全和放射性废物管理安全的立法和监管规定统一放在第 E 章描述 A.4 第四次审议会议概述中国政府重视对 联合公约 中义务的承诺, 积极采取措施解决上次审议会议所关注的问题, 并在本报告中予以描述 2012 年 5 月 联合公约 缔约方第四次审议会议对中国国家报告的审议意见认为, 中国应关注如下问题 : 3

16 (1) 应有效执行核设施退役及低 中放废物管理的相关措施 ( 详见 F.2.2,F.6); (2) 应对 ( 基于场址外部自然事件的 ) 乏燃料和放射性废物管理设施当前的实践进行再评价 ( 详见 G.2,H.2); (3) 对于不适合近地表处置的长寿命低 中放废物, 应考虑制订长期的管理路线 ( 详见 B.5); (4) 应考虑开发乏燃料后处理产生的高放废液的固化设施 ( 详见 B.2,B.5,G.1) 同时, 联合公约 缔约方第四次审议会议要求各缔约方向第五次审议会议提交的国家报告应包括以下 4 个问题 : (1) 废旧放射源的管理 ( 详见 B.5,J); (2) 乏燃料和放射性废物超长期贮存和延迟处置的安全影响 ( 详见 G.2,H.2); (3) 在寻求长期管理和处置不同类型放射性废物和 ( 或 ) 乏燃料的解决方案方面开展的国际合作 ( 详见 B.5); (4) 在汲取福岛事故的教训特别是乏燃料管理战略方面取得的进展 ( 详见 G.2) A.5 对前次报告的主要更新本报告更新并补充了自 2011 年 1 月 1 日以来, 截止到 2013 年 12 月 31 日, 中国在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面的主要活动和进展 4

17 发布和修订的法律法规和部门规章 : (1)2011 年 4 月, 环境保护部发布了 放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 ( 详见 J.2); (2)2011 年 12 月, 中华人民共和国第十一届全国人民代表大会常务委员会发布了修订后的 中华人民共和国职业病防治法 ; (3)2011 年 12 月, 中华人民共和国国务院 ( 以下简称 国务院 ) 发布了 放射性废物安全管理条例 ( 详见 E.2.2,F.1.3,F.2.2); (4)2012 年 1 月, 国务院发布了修订后的 中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例 ( 详见 F.5.1); (5)2013 年 12 月, 环境保护部发布了 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法 ( 详见 E.2.2,F.1.3,F.2.2) 发布的规划和行动方案 : (1)2012 年, 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 国家发展改革委 财政部 国家能源局和国家原子能机构等多部委联合发布了 核安全与放射性污染防治 十二五 规划及 2020 年远景目标 ( 详见 K.1.2); (2)2012 年 4 月, 国家核事故应急协调委员会发布了 国家核事故应急工作 十二五 规划 ; (3)2012 年 6 月, 国家核安全局发布了 福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求 ( 试行 )( 详见 F.2.1,G.2.2); (4)2013 年 6 月, 国务院发布了修订后的 国家核应急预案 ( 详见 F.5); 5

18 (5)2013 年 9 月, 国务院发布了 大气污染防治行动计划 ; (6)2013 年 11 月, 环境保护部发布了 建设项目环境影响评价政府信息公开指南 ( 试行 )( 详见 G.3.1,H.3.2) 监管组织机构的变化 : (1)2011 年, 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 组织机构调整, 核与辐射安全管理司划分为三个司 ( 详见 E.3.2); (2)2011 年, 国家原子能机构组织机构调整, 增设核应急安全司 ( 详见 E.4.1); (3)2013 年, 国务院机构改革, 将卫生部 国家人口和计划生育委员会进行整合, 组建国家卫生和计划生育委员会 ( 详见 E.3.3); (4)2013 年, 国家能源局组织机构调整, 增设核电司 ( 详见 E.4.2) 建成的设施 : (1) 新增的 6 台核电机组配套的乏燃料在堆贮存设施和放射性废物处理和贮存设施 ( 详见 L.1.1,L.3.1); (2)2013 年, 在已运行 2 个模块的基础上, 秦山第三核电厂 CANDU 堆乏燃料临时干式贮存设施又建成并运行 2 个模块 ( 详见 B.2) 发放的废物处置场许可证 : (1)2011 年, 国家核安全局向广东北龙低 中放固体废物处置场和西北低 中放固体废物处置场分别颁发了运行许可证 ( 详见 H.2, H.6.3); 6

19 (2)2012 年, 国家核安全局向西南低 中放固体废物处置场颁发了建造许可证 ( 详见 H.3.1,H.4.3) 开展的检查行动 : (1)2011 年, 开展了全国民用核设施综合安全检查 ( 详见 G.2); 日本福岛第一核电厂核事故发生后, 中国于 2011 年 3 月至 12 月开展了该项检查 截止 2013 年底, 各民用核设施营运单位已全部完成了短 中期计划中提出的改进要求 (2)2012 年, 开展了全国核技术利用 铀矿冶和放射性物品运输辐射安全综合检查 ( 详见 H.2); 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 完成了对全国核技术利用单位 铀矿冶设施 主要放射性物品运输单位的辐射安全综合检查, 规范了许可证管理, 核实了环境影响评价文件和 三同时 验收结论落实情况, 排查了安全隐患, 提升了安全和管理水平 (3)2013 年, 开展了核与辐射安全综合检查 ( 详见 H.2) 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 于 2013 年 7 月至 11 月开展了该项检查, 对各项改进行动的落实情况进行了跟踪检查和再评估 检查认为 : 中国运行核设施持续保持安全运行, 在建核设施处于质量受控状态, 辐射环境质量总体良好 另外, 本报告更新了存量和清单 ( 详见 D,L) A.6 良好实践和挑战 在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面, 中国的良好实 7

20 践主要有 : (1) 制订了核安全与放射性污染防治规划 ; (2) 福岛事故以后, 针对极端外部事件开展了核电厂和研究堆综合安全检查, 以及运行核电厂外部事件裕量评价 ; (3) 启动了核设施辐射环境现状调查与评价 ; (4) 新建核电基地建设了所有机组共用的场址废物处理设施 ; (5) 建成了核电厂流出物监督性监测系统 ; (6) 各省均建成了核技术利用放射性废物贮存库 ; (7) 逐步规范核与辐射安全监管信息公开 ; (8) 持续开展放射性废物最小化 ; (9) 福岛事故后, 核电集团公司组建核电厂核事故应急支援队伍, 完善并提升核电厂核事故应急时的外部支援能力 在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面, 中国面临的挑战主要有 : (1) 放射性废物管理法规的完善 ; (2) 包括监管能力在内的安全能力建设 ; (3) 长寿命中放废物处置技术路线的制定和实施 ; (4) 高放废物地质处置库选址和地下实验室建设 ; (5) 乏燃料长期贮存 ; (6) 放射性废物处置场的公众接受 8

21 B 政策和实践 ( 第 32 条第 1 款 ) 根据公约第 30 条规定, 每一缔约方应向每一次缔约方审议会议提交一份国家报告 该报告应论述为履行本公约的每项义务所采取的措施 就每一缔约方而言, 报告还应描述其 : (i) 乏燃料管理政策 ; (ii) 乏燃料管理实践 ; (iii) 放射性废物管理政策 ; (iv) 放射性废物管理实践 ; (v) 放射性废物定义和分类所采取的准则 B.1 乏燃料管理政策中国的乏燃料管理政策是实施乏燃料后处理, 提取回收铀 钚材料, 以实现资源的最大化利用, 减少高放废物量, 确保乏燃料管理安全和公众安全, 并降低对后代的长期辐射风险 依据核能发展的近期和中远期需要, 中国统筹规划全国乏燃料管理能力建设, 鼓励企业参与能力建设和科研攻关, 完善监督管理体系, 培养造就高素质人才队伍, 确保乏燃料管理政策顺利实施 B.2 乏燃料管理实践当前核电厂和研究堆产生的乏燃料主要是在堆贮存 核电厂和研究堆营运单位对其产生的乏燃料的安全管理承担全面责任 9

22 目前, 国家原子能机构正在制订核电站乏燃料运输 贮存 后处理 年规划 规划将明确中国乏燃料后处理能力建设方面的规划和支持政策, 提出与核能发展相适应的乏燃料后处理发展思路 各个核电厂配套建设具有一定贮存能力的乏燃料贮存设施, 以接纳一定时期内核电厂运行产生的乏燃料, 并保证其安全贮存 各核电厂配套建设的乏燃料贮存设施详见 L.1.1 秦山第三核电厂还配套建设了乏燃料临时干式贮存设施, 该设施由乏燃料准备区 乏燃料运输区和乏燃料干式贮存区三部分构成 2009 年 9 月, 首批 2 个模块投入运行 ;2013 年底第二批 2 个模块投入运行 详见第 G 章 根据 核电厂运行安全规定 (HAF103) 和 研究堆运行管理 (HAD202/01), 核电厂和研究堆营运单位负责包括乏燃料在内的堆芯和燃料管理的全部活动, 编写了燃料和堆芯部件的管理程序, 包括已辐照燃料转移 在厂区内贮存和向外发送的准备工作, 保证了燃料在反应堆内使用和在厂区内转移 贮存期间的安全 大亚湾核电厂产生的部分乏燃料和部分研究堆产生的乏燃料已运至后处理中间试验工厂的集中贮存设施进行离堆贮存和后处理 根据 核电厂运行安全规定 (HAF103) 和 研究堆运行管理 (HAD202/01), 针对乏燃料管理各个环节, 核电厂和研究堆营运单位制定了乏燃料组件操作的相关程序, 并实施乏燃料卸出操作 辐射测量 辐射防护监督 乏燃料贮存 厂房及设施的管理和巡查 10

23 文件记录 水质化学分析和质量保证等工作 中国设立了核电厂乏燃料处理处置基金, 用于乏燃料运输 贮存 后处理和高放废物处置 ; 国家原子能机构会同有关部门发布了 核电站乏燃料处理处置基金项目管理办法, 以规范核电厂乏燃料处理处置基金项目管理, 提高资金使用效益 中国政府依据核能发展需要, 统筹规划建设乏燃料贮存和后处理设施 扩建了集中乏燃料贮存设施, 积极推进乏燃料后处理技术的研究开发, 建设了动力堆乏燃料后处理的中间试验工厂, 建成了国家级乏燃料后处理放化实验室, 构成了中国后处理技术研发平台 启动了中国大型商业后处理 - 再循环工厂项目, 并将配套建设高放废液玻璃固化设施, 不断提升乏燃料贮存和后处理能力 B.3 放射性废物的定义和分类准则 中华人民共和国放射性污染防治法 规定, 放射性废物指含有放射性核素或者被放射性核素污染, 其浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平, 预期不再使用的废弃物 中国的放射性废物主要来自于核电厂 研究堆 核燃料循环 核技术利用和铀 ( 钍 ) 矿资源的开发利用 中国现行的放射性废物分类标准等效采用了 IAEA 于 1994 年发布的 放射性废物的分类 (111-G-1.1)( 见表 1) 放射性废物的分类, 考虑了废物的放射性活度水平 物理性状 核素的半衰期和发射类型等因素 根据废物的放射性活度水平, 将其分为豁免废物 低水平放射性废物 中水 11

24 平放射性废物和高水平放射性废物 该分类不适用于铀 ( 钍 ) 矿冶过程产生的废物 表 1 放射性废物的分类 物理状态废物类别废物特性指标 废气 废液 低放废气 浓度小于或等于 Bq/m 3 中放废气 浓度大于 Bq/m 3 低放废液 浓度小于或等于 Bq/L 中放废液 浓度大于 Bq/L, 小于或等于 Bq/L 高放废液 浓度大于 Bq/L 低放固体废物 比活度小于或等于 Bq/kg 固体废物 中放固体废物 高放固体废物 α 放射性固体废物 ⑴ 半衰期大于 60 d, 小于或等于 5 a, 比活度大于 Bq/kg ⑵ 半衰期大于 5 a, 小于或等于 30 a, 比活度大于 Bq/kg, 小于或等于 Bq/kg ⑶ 半衰期大于 30 a, 比活度大于 Bq/kg, 且释热率小于或等于 2 kw/m 3 ⑴ 半衰期大于 5 a, 小于或等于 30 a, 释热率大于 2 kw/m 3, 或比活度大于 Bq/kg ⑵ 半衰期大于 30 a, 比活度大于 Bq/kg, 或释热率大于 2 kw/m 3 半衰期大于 30 a 的 α 核素, 比活度在单个货包中大于 Bq/kg B.3.1 低 中水平放射性废物低 中水平放射性废物主要来自于反应堆运行和核技术利用 反应堆运行产生的放射性废物按物理形态可分为气载废物 液体废物和固体废物 气载放射性废物按来源和成分可分为工艺废气和核岛厂房排气 ; 工艺废气通常又可分为含氢废气和含氧废气 液体废物按放射 12

25 性浓度与化学物质的含量可分为工艺废液, 化学废液, 地面疏水和设备疏水, 以及洗涤废液 固体废物按来源可分为技术废物 工艺废物和其他废物 ; 技术废物是在核电厂运行及维修活动中产生的各类废物, 工艺废物是核电厂正常运行过程中工艺系统产生的废物, 其他废物是核电厂放射性系统或设备产生的有机废物 核技术利用放射性废物主要指同位素和辐照技术在工业 农业 医疗 科研和教学等领域的应用中产生的放射性废物 B.3.2 高水平放射性废物 高水平放射性废物指乏燃料后处理产生的高放废液及其固化体 和核电厂或研究堆产生的拟直接处置的乏燃料 B.3.3 铀 ( 钍 ) 矿冶废物铀 ( 钍 ) 矿冶废物是指铀 ( 钍 ) 勘探 开采 选冶和关闭等工艺过程中产生的 放射性水平超过国家规定水平的废物, 主要包括废石和尾矿 B.4 放射性废物管理政策放射性废物产生单位承担放射性废物管理的全面安全责任, 对放射性废物实施分类管理 放射性废物管理设施应与主体设施同时设计 同时建造 同时投入使用 放射性废气 废液经处理后实现达标排放 核技术利用放射性废物以省为单位集中贮存 13

26 对放射性固体废物实行分类处置 对低 中水平放射性固体废 物实行区域近地表处置, 对高水平放射性固体废物实行集中的深地 质处置, 对铀 ( 钍 ) 矿冶固体废物实行就地相对集中填埋处置 B.5 放射性废物管理实践按照 三同时 要求, 核电厂和研究堆营运单位均配套建设了放射性废液 废气处理设施, 以及固体废物贮存设施 各核电厂均制订了放射性废物管理大纲, 对放射性废物实施分类管理, 制订了相应的放射性废物管理操作程序 通常, 核电厂和研究堆对放射性废气进行过滤 吸附 贮存衰变处理后达标排放 ; 对放射性废液采用过滤 蒸发 离子交换等技术手段处理, 实现液态流出物的达标排放, 对浓缩液和废树脂实行水泥固化 ; 对技术废物采用分拣 压缩 固定处理, 废过滤器芯采用水泥固定处理 对处理形成的满足处置接收要求的废物包进行安全贮存 核燃料循环设施同样按照上述放射性废物管理方式对其产生的放射性废物实施了有效管理 各运行核电厂持续实施放射性废物最小化管理 通过培训 宣传增强全体员工和承包商的废物最小化意识 ; 采用诸如预压缩和超级压缩减容技术, 试用由可降解材料制成的纸衣 鞋套等防护用品, 将水泥固化包装容器由水泥桶改为金属桶等减容技术 在新建核电厂的设计中, 积极采用新的废物处理技术和运行模式, 如桶内干燥 废树脂干燥热压 高整体容器 移动式废液处理装置和集中的废物 14

27 处理设施等 从 2009 年 6 月开始, 国家原子能机构和环境保护部 ( 国家核安全局 ) 共同组织相关核电企业开展了 放射性废物最小化战略与顶层设计研究 项目 根据放射性废物最小化研究成果, 正在制订相应的放射性废物最小化管理导则 对于长寿命中放废物, 目前采取贮存方式进行管理 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 正在组织对 低 中水平放射性固体废物的浅地层处置规定 (GB 9132) 和 放射性废物的分类 (GB 9133) 的修订, 修订中考虑了长寿命中放废物的特性和处置方式 中国重视高放废液安全管理, 国家原子能机构开展了高放废液玻璃固化技术的研究开发和国际合作 在确保高放废液贮存安全的基础上, 确定了固化工艺, 完成了冷台架运行 对于核电厂乏燃料后处理产生的高放废液, 启动了玻璃固化相关科研工作, 主要包括玻璃固化配方研究 玻璃固化体性能研究 冷坩埚玻璃固化技术研究和岩石固化技术研究 中国与德国 美国等国开展了高放废液玻璃固化国际合作研究 国家原子能机构开展了高放废物地质处置库选址和相关科研工作 在华东 华南 西南 内蒙古 新疆和甘肃等 6 个预选区进行了初步的场址区域筛选, 重点研究了北山预选区的场址特征 正在开展地下实验室建造的前期准备工作 中国政府重视并积极开展高放废物地质处置研究的国际合作 国家原子能机构以参与 成立协作实验室 合作研究和召开研讨会等形式, 已与包括国际原子能机构 ( 以下简称 IAEA) 欧盟 法国 15

28 美国 德国和英国等在内的多个组织和国家开展了高放废物地质处置研究合作 合作内容涵盖工程屏障 工程技术 工程设计 处置场选址 核素迁移 场址评价 性能评价和安全评价等多个领域 如中国从 2004 年开始参与 IAEA 组织的缓冲 / 回填材料合作研究项目 ; 中国和法国从 2009 年成立了高放废物地质处置协作实验室 ; 中国和欧盟从 2010 年启动了为期四年的 高放废物地质处置工程屏障长期性能研究 (PEBS) 合作研究项目 ; 中国和美国于 2013 年确定开展高放废物处置地下实验室合作研究 中国的 31 个省 ( 自治区 直辖市 ) 均建成了核技术利用放射性废物贮存库, 主要用于贮存本省 ( 自治区 直辖市 ) 工业 农业 医疗 教学 科研等领域产生的废旧放射源 各地省级环境保护行政主管部门设置专门机构, 配备专业人员, 负责归口核技术利用废旧放射源的监督管理和环境监测工作 自 2007 年 6 月至 2011 年 3 月, 中国对之前存放的核技术利用废旧放射源进行了清理和整备, 共处理废旧放射源 枚, 总活度约 1.18E+16Bq 上述废旧放射源均已安全运至国家废放射源集中贮存库长期贮存 中国现有 2 座低 中放固体废物处置场已投入运行,1 座低 中放固体废物处置场正在建造中 国家原子能机构正在核电集中省份组织开展低 中放固体废物处置场选址工作 从 1990 年起, 中国启动了核设施退役及放射性废物治理专项, 开发了一系列核设施退役及放射性废物处理 处置技术, 建设了低 中放废液处理和固体废物整备设施, 部分遗留低 中放废液已得到 16

29 稳定化处理 处置 2011 年, 国家原子能机构制定了核设施退役及放射性废物治理 五年规划, 此规划正在有序实施 17

30 C 适用范围 ( 第 3 条 ) 1. 本公约适用于民用核反应堆运行产生的乏燃料的管理安全, 作为后处理活动的一部分在后处理设施中保存的乏燃料不包括在本公约的范围之内, 除非缔约方宣布后处理是乏燃料管理的一部分 2. 本公约也适用于民事应用产生的放射性废物的管理安全 但本公约不适用于仅含天然存在的放射性物质和非源于核燃料循环的废物, 除非它构成废旧放射源或被缔约方宣布为适用本公约的放射性废物 3. 本公约不适用于军事或国防计划范围内的乏燃料或放射性废物的管理安全, 除非它被缔约方宣布为适用本公约的乏燃料或放射性废物 但是如果军事或国防计划产生的乏燃料或放射性废物已永久性地转入民用计划并在此类计划管理范围内管理, 则本公约适用于此类物质的安全管理 4. 本公约还适用于第 和 26 条中规定的排放 C.1 乏燃料的适用性核电厂和研究堆的乏燃料管理适用于本报告, 后处理设施的乏燃料管理不适用于本报告 C.2 放射性废物的适用性 核电厂 研究堆和核燃料循环设施产生的放射性废物, 以及核 18

31 技术利用产生的废旧放射源 ( 包括 226 Ra 废旧放射源 ) 适用于本报告, 仅含天然放射性物质的废物和核技术利用产生的放射性废物不适用于本报告 告 C.3 军事或国防计划乏燃料和放射性废物的适用性 军事或国防计划中产生的乏燃料和放射性废物不适用于本报 C.4 流出物排放 本公约第 和 26 条中规定的放射性液态和气 态流出物的排放适用于本报告 19

32 D 存量和清单 ( 第 32 条第 2 款 ) 该报告还应包括 : (i) 受本公约制约的乏燃料管理设施 设施所在地 主要用途和基本特点的清单 ; (ii) 受本公约制约且目前贮存的和已处置的乏燃料的盘存量 此种清单应附有这种物质的说明, 如有条件, 还应提供有关其质量和总活度的资料 ; (iii) 受本公约制约的放射性废物管理设施 设施所在地 主要用途和基本特点的清单 ; (iv) 受本公约制约的下述放射性废物的盘存量 : 目前贮存在放射性废物管理和核燃料循环设施中的 ; 已经处置的 ; 或由以往实践所产生的 此种存量清单应附有这种物质的说明以及现有的其他相关资料, 例如体积或质量, 放射性活度或具体的放射性核素等 ; (v) 处于退役过程中的核设施的清单和这些设施中退役活动的现状 D.1 乏燃料管理设施中国建立了 21 个核电厂乏燃料贮存设施, 分别隶属于 9 个核电厂的 19 台核电机组 这些乏燃料贮存设施的资料见附录 L.1.1 中国建立了 3 个研究堆乏燃料贮存设施, 分别隶属于 3 个研究堆营运单位的 13 座研究堆 这些乏燃料贮存设施的资料见附录 20

33 L.1.2 D.2 已贮存的乏燃料清单截止到 2013 年 12 月 31 日, 核电厂运行共产生乏燃料 t, 在堆湿法贮存乏燃料 t, 干式贮存乏燃料 t, 运出 t 核电厂乏燃料贮存情况详见附录 L.2.1 研究堆乏燃料贮存情况详见附录 L.2.2 截止到 2013 年 12 月 31 日, 中国没有进行乏燃料处置 D.3 放射性废物管理设施 D.3.1 放射性废物的处理和贮存设施产生放射性废物的核电厂 研究堆和核燃料循环设施均建立了配套的放射性废物处理和贮存设施, 详见附录 L.3.1~L.3.3 此外, 中国还建立了用于贮存核技术利用废旧放射源的贮存设施, 详见附录 L.3.4 D.3.2 放射性废物处置设施 中国已有 2 座低 中放固体废物处置场投入运行,1 座低 中放 固体废物处置场正在建设中, 详见附录 L.3.5 D.4 放射性废物存量清单核电厂运行产生的放射性废物除少部分送交处置外, 大部分仍在核电厂的贮存设施中贮存 各核电厂放射性废物积存量详见附录 21

34 L.4.1 研究堆和核燃料循环设施放射性废物积存量清单详见附录 L.4.2 各核技术利用放射性废物贮存设施贮存的废旧放射源积存量清单见附录 L.4.3 低 中放固体废物处置场接收废物清单见附录 L.4.4 D.5 处于退役过程中的核设施清单 本轮履约期间中国无核设施退役 22

35 E 立法和监管体系 ( 第 条 ) E.1 履约措施 ( 第 18 条 ) 每一缔约方应在本国的法律框架内采取为履行本公约规定义 务所必需的立法 监管和行政管理措施及其他步骤 为加强 联合公约 中国履约工作的管理, 履行在 联合公约 中的承诺和公约对缔约方的义务要求, 中国设立了 联合公约 中国履约工作组, 制定了履约工作管理办法 经国务院批准成立的 联合公约 中国履约小组, 负责组织与协调中国履行 联合公约 的工作 ; 保证公约对缔约方的要求和历次的 联合公约 国家报告审议会议决议的有效实施 履约小组由环境保护部 ( 国家核安全局 ) 工业和信息化部( 国家原子能机构 ) 外交部 公安部 国家卫生和计划生育委员会, 以及国家能源局等单位组成 ; 组长单位是环境保护部 ( 国家核安全局 ), 副组长单位是工业和信息化部 ( 国家原子能机构 ) 履约小组秘书处设在环境保护部国际合作司 为了 联合公约 国家报告编写的需要, 设立国家报告编审委员会和国家报告编写组 国家报告编审委员会委员由与乏燃料管理安全和放射性废物管理安全有关的单位代表和专家组成 国家报告编审委员会和国家报告编写组在履约小组的指导下组织 联合公约 中国国家报告的编审 各缔约方对中国国家报告相关问题提问答复 23

36 的审议 中国对各缔约方提交的国家报告提出问题的审议等工作 ; 并为履约提供相关技术支持 E.2 立法和监管框架 ( 第 19 条 ) 1. 每一缔约方应建立并维持一套管辖乏燃料和放射性废物管理安全的立法和监管框架 2. 这套立法和监管框架应包括 : (i) 制定可适用的本国安全要求和辐射安全条例 ; (ii) 乏燃料和放射性废物管理活动的许可证审批制度 ; (iii) 禁止无许可证运行乏燃料和放射性废物管理设施的制度 ; (iv) 合适的制度化控制 监管检查 形成文件和报告的制度 ; (v) 强制执行可适用的条例和许可证条款 ; (vi) 明确划分参与乏燃料和放射性废物不同阶段管理的各机构的责任 ; 3. 缔约方在考虑是否把放射性物质作为放射性废物监管时应充分考虑本公约的目标 E.2.1 立法框架根据 中华人民共和国立法法, 依照法定的权限和程序, 中国建立并实施了一套由相关国家法律 行政法规 部门规章 管理导则及参考性文件构成的乏燃料和放射性废物管理安全的法律框架, 24

37 如图 1 所示 适用于乏燃料管理安全和放射性废物管理安全的法律由全国人民代表大会及其常务委员会制定并发布, 行政法规由国务院根据宪法和法律制定并发布, 部门规章主要由国务院环境保护行政主管部门 国务院核设施主管部门和国务院卫生和计划生育行政主管部门等根据有关法律 法规及国务院职责分工与授权制定并发布, 管理导则主要由国务院有关部门制定并发布, 参考性文件由国务院有关部门或其委托单位制定并发布 另外, 相关部门还发布了一系列的技术标准, 进一步规范和明确了乏燃料和放射性废物管理的技术要求 国家法律 行政法规 部门规章 管理导则 参考性文件 图 1 中国法律框架体系层次图 25

38 已施行的适用于乏燃料管理安全和放射性废物管理安全领域的国家法律 行政法规和部门规章等规定了乏燃料和放射性废物管理的安全要求 如中华人民共和国全国人民代表大会常务委员会于 2003 年通过的 中华人民共和国放射性污染防治法 国务院于 1986 年发布的 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001) 国务院常务会议于 2004 年通过的 放射性同位素与射线装置安全和防护条例, 以及国务院常务会议于 2011 年通过的 放射性废物安全管理条例 均明确规定了乏燃料和放射性废物管理的安全要求 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 (GB ) 规定了对电离辐射防护和辐射源安全的基本要求, 适用于实践和干预中人员所受电离辐射照射的防护和实践中辐射源的安全 目前, 适用于乏燃料管理安全和放射性废物管理安全的法律 行政法规 部门规章 管理导则和标准详见 L.5.1~L.5.5 在本轮履约期间, 发布的与乏燃料管理安全和放射性废物管理安全有关的法律 行政法规 部门规章 管理导则和标准如下 : (1) 行政法规主要包括 : 放射性废物安全管理条例 ; 中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例 ( 修订 ) (2) 部门规章主要包括 : 放射性同位素及射线装置安全和防护管理办法 ; 运行核电厂经验反馈管理办法 ; 26

39 福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求 ( 试行 ); 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法 ; 核电站乏燃料处理处置基金项目管理办法 ; 职业病诊断与鉴定管理办法 (3) 管理导则主要包括 : 高水平放射性废物地质处置设施选址 (HAD401/ ); γ 辐照装置退役 (HAD401/ ) (4) 标准主要包括 : 乏燃料离堆贮存水池安全设计准则 (EJ/T ) 核动力厂环境辐射防护规定 (GB ); 核电厂放射性液态流出物排放技术要求 (GB ); 高水平放射性废液贮存厂房设计规定 (GB ); 低 中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体 (GB ); 低 中水平放射性废物固化体标准浸出试验方法 (GB/T ); 极低水平放射性废物的填埋处置 (GB/T ); 可免于辐射防护监管的物料中的放射性核素活度 (GB ) 27

40 E.2.2 监管框架根据 中华人民共和国放射性污染防治法 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001) 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 和 放射性废物安全管理条例 等法律法规, (1) 中国建立了乏燃料和放射性废物管理活动的许可证审批制度, 并禁止无许可证运行乏燃料和放射性废物管理设施 : - 国家实行核设施安全许可制度, 国家核安全局负责核设施安全许可证的批准和颁发 许可证件包括核设施厂址选择审查意见书 建造许可证, 核设施运行许可证, 以及核设施退役批准书 核设施包括核电厂 研究堆 核燃料循环设施, 以及放射性废物处理和处置设施等民用核设施 上述核设施的营运单位在进行核设施选址 建造 装料 运行 退役等活动前, 必须申请领取核设施建造 运行许可证和办理选址 装料 退役等审批手续 ; 核设施营运单位领取有关许可证或审批文件后, 方可进行相应的建造 装料 运行 退役等活动 - 国家对辐射安全实施分级管理许可制度, 生产 销售 使用放射源的单位应当取得辐射安全许可证 放射源生产单位和 Ⅰ 类放射源利用单位的许可证由环境保护部直接审批 颁发,Ⅱ 类 Ⅲ 类 Ⅳ 类 Ⅴ 类放射源利用单位的许可证由省级环境保护行政主管部门审批 颁发 - 专门从事放射性固体废物贮存 处置活动的单位应当取得放 28

41 射性固体废物贮存 处置许可证 放射性固体废物贮存 处置许可证由环境保护部 ( 国家核安全局 ) 审批 颁发 (2) 中国建立了控制 监管检查 形成文件和报告制度 : - 国家实行放射性污染监测制度 放射性废气和废液排污许可制度 流出物与环境监测制度, 以及核事故应急制度等 另外, 国家对从事乏燃料和放射性废物管理的专业人员实行资格管理制度, 对从事放射性污染监测工作的机构实行资质管理制度 - 国家核安全局及其派出机构对核设施开展例行检查 非例行检查和日常检查, 可向核设施制造 建造和运行现场派驻监督组 ( 员 ) 执行核安全监督任务 ; 县级以上人民政府环境保护主管部门和其他有关部门对放射性废物处理 贮存和处置等活动的安全性进行监督检查 - 核设施营运单位应当对乏燃料和放射性废物管理设施的试验程序 运行程序 质量保证记录 试验结果和数据 运行维修记录, 以及缺陷和异常事件记录等实行文件化管理 ; 生产 销售 使用放射源的单位应当建立放射源管理台帐, 建立个人剂量档案和职业健康监护档案 ; 放射性固体废物贮存 处置单位应当建立放射性固体废物贮存 处置情况记录档案, 如实记录与贮存 处置活动有关的事项 - 核设施营运单位 核技术利用单位和放射性固体废物贮存单位应当按照环境保护部的规定定期如实报告放射性废物产生 排放 处理 贮存 清洁解控和送交处置等情况 放射性固体 29

42 废物处置单位应当于每年 3 月 31 日前向相关部门如实报告上一年度放射性固体废物接收 处置和设施运行等情况 - 出现核事故应急状态时, 核设施营运单位必须立即向相关部门报告 ; 发生放射源丢失 被盗时, 核技术利用单位必须立即向相关部门报告 ; 放射性固体废物贮存单位和处置单位应当向相应的主管部门报告发现的安全隐患或构成的辐射事故 (3) 强制执行乏燃料和放射性废物管理相关法规和许可证条款 对于违反法规和许可证条款的许可证持有者, 国家核安全局在必要时有权采取强制性措施, 责令许可证持有者采取安全措施或停止危及安全的活动 国家核安全局可依其情节轻重, 给予警告 限期改进 停工或停业整顿 吊销许可证件的处罚 ; 对于不履行处罚决定, 逾期又不起诉的, 由国家核安全局申请人民法院强制执行 (4) 明确划分了参与乏燃料和放射性废物管理的各机构的职责 国务院环境保护行政主管部门对全国放射性污染防治工作实施统一监督管理 国务院卫生行政主管部门和其他有关部门依据国务院规定的职责, 对乏燃料和放射性废物管理工作依法实施监督管理 ( 详见 E.3 和 E.4) 中华人民共和国放射性污染防治法 的立法宗旨就是为了防治超过国家标准的放射性物质或者射线造成的放射性污染, 保护环境和人体健康, 促进核能 核技术的开发与和平利用 该法设立了 放射性废物管理 专章, 明确规定了放射性废气和废液的排放标准和排放许可, 规定了放射性废液的排放方式, 规定了放射性固体 30

43 废物的处置方式和处置费用等, 其目标与本公约的目标是一致的 E.3 监管机构 ( 第 20 条 ) 1. 每一缔约方应建立或指定一个监管机构, 委托其执行第 19 条提到的立法和监管框架, 并授予履行其规定责任所需的足够的权力 职能和财力与人力 2. 每一缔约方应依照其立法和监管框架采取适当步骤, 以确保在几个组织同时参与乏燃料或放射性废物管理和控制的情况下监管职能有效独立于其他职能 E.3.1 监管机构的独立性中国乏燃料管理安全和放射性废物管理安全涉及的独立的监管机构有环境保护部 ( 国家核安全局 ) 国家卫生和计划生育委员会 公安部, 以及国家安全生产监督管理总局 中华人民共和国放射性污染防治法 中华人民共和国职业病防治法 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001) 放射性废物安全管理条例 和 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 等明确规定了相关监管机构的职责, 确保了监管机构的独立性 如 中华人民共和国放射性污染防治法 规定 : 国务院环境保护行政主管部门对全国放射性污染防治工作依法实施统一监督管理, 国务院卫生行政部门和其他有关部门依据国务院规定的职责, 对有关的放射性污染防治工作依法实施监督管理 中华 31

44 人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001) 规定 : 国家核 安全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证件 E.3.2 环境保护部 ( 国家核安全局 ) E 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 组织结构 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 系统由总部机关 地区监督站和 技术支持单位构成 其组织机构如图 2 所示 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 核安全与环境专家委员会 办公厅规划财务司政策法规司科技标准司行政体制与人事司国际合作司污染防治司自然生态保护司核与辐射安全监管一司核与辐射安全监管二司核与辐射安全监管三司污染物排放总量控制司环境影响评价司环境监察局环境监测司宣传教育司 华东核与辐射安全监督站 华南核与辐射安全监督站 西南核与辐射安全监督站 华北核与辐射安全监督站 西北核与辐射安全监督站 东北核与辐射安全监督站 核与辐射安全中心 辐射环境监测技术中心 32 图 2 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 组织机构图

45 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 总部设在北京, 并在核设施相对集中的地区 ( 上海 深圳 成都 北京 兰州和大连 ) 设立六个地区监督站, 负责相应区域的日常核与辐射安全监督 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 核与辐射安全领域的具体业务工作由核与辐射安全监管一司 核与辐射安全监管二司 核与辐射安全监管三司承担 为了更好地履行监管职能, 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 设立了核与辐射安全中心, 作为其技术支持和保障中心 ;2011 年, 成立了环境保护部辐射环境监测技术中心, 进一步加强了全国辐射环境监测管理的技术支持能力 同时, 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 与其他各技术后援单位也建立了长期稳定的技术支持关系 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 还建立了核安全与环境专家委员会, 在核安全法规制定 核安全技术开发, 核安全审评监督方面为环境保护部 ( 国家核安全局 ) 提供技术咨询 E 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 的职责环境保护部 ( 国家核安全局 ) 在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面的主要职责是 : (1) 负责核安全和辐射安全的监督管理 拟定核安全 辐射安全 电磁辐射 辐射环境保护 核与辐射事故应急有关的政策 规划 法律 行政法规 部门规章 制度 标准和规范, 并组织实施 (2) 负责核设施核安全 辐射安全及辐射环境保护工作的统一 33

46 监督管理 ; (3) 负责核安全设备的许可 设计 制造 安装和无损检验活动的监督管理, 负责进口核安全设备的安全检验 (4) 负责核材料管制与实物保护的监督管理 (5) 负责核技术利用项目 铀 ( 钍 ) 矿和伴生放射性矿的辐射安全和辐射环境保护工作的监督管理 负责辐射防护工作 (6) 负责放射性废物处理 处置的安全和辐射环境保护工作的监督管理, 负责放射性污染防治的监督检查 (7) 负责放射性物品运输安全的监督管理 (8) 负责环境保护部 ( 国家核安全局 ) 核与辐射应急响应和调查处理, 参与核与辐射恐怖事件的防范与处置工作 (9) 负责反应堆操纵人员 核设备特种工艺人员等人员资质管理 (10) 组织开展辐射环境监测和核设施 重点辐射源的监督性监测 (11) 负责核与辐射安全相关国际公约的国内履约 (12) 指导核与辐射安全监督站相关业务工作 E 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 的财力与人力 2011 年, 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 监督管理财政预算为 1.8 亿元人民币 ;2012 年和 2013 年, 监督管理财政预算提高到 3.5 亿元人民币 34

47 2011 年, 中央政府批准环境保护部 ( 国家核安全局 ) 的人员编制到 2012 年可增加到 1000 余人, 其中国家核安全局职员增加到 85 人, 六个地区监督站职员增加到 331 人, 核与辐射安全中心增加到 600 人 目前, 扩增的人员正在逐步到位 E.3.3 国家卫生和计划生育委员会 2013 年, 经机构改革, 成立国家卫生和计划生育委员会 国家卫生和计划生育委员会在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面的主要职责是 : (1) 会同有关部门拟定职业病防治法律法规, 组织制定发布国家职业卫生标准 (2) 负责医疗机构放射性职业病危害控制的监督管理 (3) 负责放射损伤的诊疗管理 (4) 负责核与辐射事故的卫生应急 E.3.4 公安部公安部在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面的主要职责是负责乏燃料和放射性物品道路运输的批准, 以及丢失 被盗放射源的立案侦察和追缴 E.3.5 国家安全生产监督管理总局国家安全生产监督管理总局在乏燃料管理安全和放射性废物管理安全方面的主要职责是 : 35

48 (1) 负责新建 扩建 改建建设项目的放射性职业病危害预评价报告的审核 (2) 负责新建 扩建 改建建设项目的放射性职业病防护设施的设计审查和竣工验收 (3) 负责会同有关部门组织对急性放射性职业病危害事故的调查处理 E.4 核能发展政府主管部门 E.4.1 国家原子能机构国家原子能机构内设发展计划司 系统工程司 国际合作司 综合司 核应急安全司 协调司和科技质量司, 以及国家核事故应急办公室 核材料管制办公室 同位素管理办公室 下设国家核应急响应技术支持中心 核技术支持中心 国家核安保技术中心 其主要职责是 : (1) 负责研究和拟定中国和平利用原子能事业的政策和法规 (2) 负责研究制定中国和平利用原子能事业的发展规划 计划和行业标准 (3) 负责中国和平利用核能重大科研项目的组织论证 立项审批, 负责监督 协调科研项目的执行 (4) 负责核材料管制, 以及核设施实物保护 (5) 负责核出口审查和管理 (6) 负责核领域政府间及国际组织间的交流与合作, 代表中国 36

49 政府参加 IAEA 及其活动 (7) 承担国家核事故应急管理工作, 牵头组织国家核事故应急协调委员会, 负责研究制定国家核应急预案并组织实施 (8) 负责核设施退役及放射性废物治理 E.4.2 国家能源局国家能源局内设十二个机构, 包括综合司 法制和体制改革司 发展规划司 能源节约和科技装备司 电力司 核电司 煤炭司 石油天然气司 ( 国家石油储备办公室 ) 新能源和可再生能源司 市场监管司 电力安全监管司, 以及国际合作司 其相关职责是 : (1) 负责核电管理, 牵头拟定核电法律法规和规章 (2) 拟定核电发展规划 准入条件 技术标准并组织实施 (3) 提出核电布局和重大项目审核意见 (4) 组织协调和指导核电科研工作 (5) 组织核电厂的核事故应急管理工作 (6) 核电领域政府间国际合作与交流, 负责政府间和平利用核能协定的对外谈判和签约工作 37

50 F 其他一般安全规定 ( 第 条 ) F.1 许可证持有者的责任 ( 第 21 条 ) 每一缔约方应确保乏燃料或放射性废物安全管理的首要责任由有关许可证的持有者承担, 并应采取适当步骤确保此种许可证的每一持有者履行其责任 如果无此种许可证持有者或其他责任方, 此种责任由对乏燃料或对放射性废物有管辖权的缔约方承担 F.1.1 核设施安全许可证持有者的一般责任本报告所关注的核电厂 研究堆的乏燃料在堆贮存设施和离堆贮存设施, 核设施配套建设的放射性废物处理和贮存设施, 以及放射性废物处置设施涉及到核设施安全许可证 根据 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001), (1) 核电厂 研究堆 核燃料循环设施和放射性废物处理 处置设施等属于核设施 (2) 核设施的建造和运行应该取得核设施安全许可证, 包括 核设施建造许可证 和 核设施运行许可证 根据 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001), 核设施营运单位负责所营运的核设施的安全, 其主要职责是 : (1) 遵守国家有关法律 行政法规和技术标准, 保证核设施的 38

51 安全 (2) 接受国家核安全局的核安全监督, 及时 如实地报告安全情况, 并提供有关资料 (3) 对所营运的核设施的安全 核材料的安全 工作人员和群众以及环境的安全承担全面责任 通过采取以下措施, 确保核设施安全许可证持有者履行其责任 : (1) 当申请者达到规定的许可条件时, 国家核安全局才批准发给 核设施建造许可证 和 核设施运行许可证, 如所申请的项目和所选定的厂址已得到相关部门的批准, 申请者具有安全营运所申请的核设施的能力, 并保证承担全面的安全责任 (2) 在获得 核设施建造许可证 后, 方可动工建造核设施 ; 在获得 核设施运行许可证 后, 方可正式运行核设施 (3) 核设施的建造必须遵守 核设施建造许可证, 核设施的运行必须遵守 核设施运行许可证 (4) 国家核安全局及其派出机构可向核设施制造 建造和运行现场派驻监督组 ( 员 ) 执行核安全监督任务 (5) 国家核安全局在必要时有权采取强制性措施, 责令核设施营运单位采取安全措施或停止危及安全的活动 F.1.2 辐射安全许可证持有者的一般责任根据 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 和 放射性废物安全管理条例, 39

52 (1) 废旧放射源应交回生产单位 返回原出口方 送交取得相应许可证的放射性固体废物贮存单位或者处置单位 (2) 生产 销售 使用放射源的单位应当取得辐射安全许可证 根据 放射性同位素与射线装置安全和防护条例, 辐射安全许可证持有者应对本单位放射源的安全和防护工作负责, 并依法对其造成的放射性危害承担责任 通过采取以下措施, 确保辐射安全许可证持有者履行其责任 : (1) 申请者应当具备一定的条件, 如具有符合要求的专业技术人员 场所 设施和设备 安全和防护管理机构或人员, 必要的防护用品和监测仪器, 健全的规章制度和应急措施等 (2) 许可证持有者应当对直接从事相关活动的工作人员进行安全和防护知识教育培训, 并进行考核 ; 考核不合格的, 不得上岗 (3) 许可证持有者应当对直接从事相关活动的工作人员进行个人剂量监测和职业健康检查, 建立相应的档案 (4) 许可证持有者应当对本单位放射源的安全和防护状况进行年度评估 发现安全隐患的, 应当立即进行整改 (5) 许可证持有者终止其经营活动的, 应当事先对本单位的放射源进行清理登记, 作出妥善处理, 不得留有安全隐患 (6) 销售 Ⅰ 类 Ⅱ 类 Ⅲ 类放射源给其他单位使用的许可证持有者应当与使用放射源的单位签订废旧放射源返回协议 (7) 放射源使用单位应当按照返回协议将废旧放射源交回生产单位 返回原出口方 送交取得相应许可证的放射性固体废物贮存 40

53 单位或者处置单位 (8) 许可证持有者应当制定本单位的应急方案, 做好应急准备 (9) 县级以上人民政府环境保护主管部门和其他有关部门应当按照各自职责对许可证持有者进行监督检查, 在必要时有权采取强制性措施 F.1.3 放射性固体废物贮存 处置许可证持有者的一般安全责任根据 放射性废物安全管理条例 和 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法, 专门从事含废旧放射源在内的放射性固体废物贮存 处置活动的单位应当取得放射性固体废物贮存 处置许可证 因此, 本报告关注的核技术利用放射性废物贮存设施和放射性废物处置设施的营运单位涉及放射性固体废物贮存 处置许可证 根据 放射性废物安全管理条例 和 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法, 许可证持有者应当依法承担其所贮存或者处置的放射性固体废物的安全责任 通过采取以下措施, 确保放射性固体废物贮存 处置许可证持有者履行其责任 : (1) 申请者应当具备一定的条件, 如具有法人资格 符合要求的组织机构 专业技术人员 一定的注册资金 设施和场所 防护和监测设备, 健全的管理制度和质量保证体系等 (2) 许可证持有者应当建立记录档案制度, 如实完整地记录所贮存 / 处置的放射性固体废物的来源 数量 特征 贮存 / 处置位置 41

54 清洁解控或者送交 / 接收处置等相关信息 (3) 许可证持有者应当有健全的管理制度以及符合核安全监督管理要求的质量保证体系, 包括贮存 / 处置操作规程 质量保证大纲 贮存 / 处置设施运行监测计划 辐射监测计划 应急预案等 应当永久保存放射性固体废物处置档案记录 (4) 许可证持有者应当于每年 3 月 31 日前, 向国务院环境保护行政主管部门提交上一年度贮存 / 处置活动总结报告, 包括废物接收 废物贮存 / 处置 清洁解控 送交处置 辐射监测等内容 (5) 许可证持有者应当对从事相应活动的人员进行有关放射性废物管理 辐射防护或者环境监测专业知识的培训和考核 (6) 许可证持有者应当根据设施运行监测计划和辐射环境监测计划, 对设施进行安全性检查, 并对设施周围的地下水 地表水 土壤和空气进行辐射监测 ; 应当如实记录监测数据, 发现安全隐患或者周围环境中放射性核素超过国家规定标准的, 应当立即查找原因, 采取相应的防范措施, 并向相关部门报告 (7) 许可证持有者应当建立健全相应级别的安全保卫制度 (8) 县级以上人民政府环境保护主管部门和其他有关部门应当按照各自职责对许可证持有者进行监督检查, 在必要时有权采取强制性措施 42

55 F.2 人力和财力 ( 第 22 条 ) 每一缔约方应采取适当步骤, 以确保 : (i) 配备有在乏燃料和放射性废物管理设施运行寿期内从事安全相关活动所需的合格人员 ; (ii) 有足够的财力可用于支持乏燃料和放射性废物管理设施在运行寿期内和退役期间的安全 ; (iii) 作出财政规定, 使得相应的制度化的控制措施和监督工作在处置设施关闭后认为必要的时期内能够继续进行 F.2.1 合格人员的保证在乏燃料和放射性废物管理设施运行寿期内, 从事安全相关活动的人员包括核设施人员 核安全监督人员和辐射安全人员 根据 中华人民共和国放射性污染防治法, 国家对从事放射性污染防治的专业人员实行资格管理制度 ; 核设施营运单位 核技术利用单位和放射性固体废物贮存 处置单位应当对其直接从事放射性废物处理 贮存和处置活动的工作人员进行核与辐射安全知识 ( 相关法律 法规和标准 ) 以及专业操作技术的培训, 并进行考核 ; 考核合格的, 方可从事该项工作 F 核设施人员的招聘 培训和考核按照 核电厂人员的招聘 培训和授权 (HAD103/ ) 的要求, 核设施营运单位对其直接从事乏燃料和放射性废物管理人员 43

56 进行招聘 培训 再培训和授权 通过选拔优秀人才进入核相关专业学习, 在全国范围内选拔高级专业人才, 在国内常规电厂和其他相关行业招聘专业技术人员, 聘用国外核专家等措施, 核设施营运单位不断充实乏燃料和放射性废物管理所需人才 根据相关法规 导则和标准的要求, 结合具体的岗位划分和任务分析, 确定岗位资格要求 核设施营运单位均制定并实施了直接从事乏燃料和放射性废物管理人员的培训 / 再培训大纲和程序 相关工作人员只有经过适当的培训 考核合格, 并取得上岗工作资格或授权后, 才能进行相关的工作 上述营运单位对人员资格或授权实行有效期管理, 超过有效期时, 要根据特定岗位的要求, 办理延期或换证手续 ; 并通过再培训和再授权, 确保人员能持续满足所在岗位的需要 根据 福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求 ( 试行 ), 各核电厂调整了持证人员对超设计基准事故的培训和演练计划 ; 重新制订了严重事故管理导则 (SAMG) 培训计划和复训周期 ; 加强了对核电厂人员在严重事故管理方面的培训工作, 特别是超设计基准事故方面的培训工作 对于在乏燃料和放射性废物管理设施运行寿期内涉及的中外承包商相关人员的培训 授权和资格管理, 按同等要求进行, 并通过承包商管理政策加以严格控制和监督 44

57 F 核安全监督人员的资格 培训和考核环境保护部 ( 国家核安全局 ) 根据法规要求和工作需要, 对核安全监督人员进行选拔 培训和考核, 包括对涉及乏燃料和放射性废物管理设施的安全监督人员的选拔 培训和考核 考试包括笔试和口试, 考试合格者由环境保护部 ( 国家核安全局 ) 发给 核安全监督员证 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 高度重视核安全监督人员的培训工作, 利用多种渠道 采取多种方式不断加强对核安全监督人员的业务培训 : 如实施新入职人员在核电厂培训中心的半年专业培训 ; 核安全监督岗位培训 ; 与核电企业的人员交流在职培训 ; 邀请国际专家开展核安全监管专题培训研讨 ; 派人员参与国外监管部门及国际组织的短期培训研讨等 此外, 每年还有 30 人次的学位培养与教育 F 辐射安全人员的培训和考核根据 放射性同位素与射线装置安全和防护条例, 生产 销售 使用放射源的单位应当对直接从事生产 销售 使用活动的工作人员进行安全和防护知识教育培训, 并进行考核 ; 考核不合格的, 不得上岗 为了规范培训管理 统一培训与考核要求, 环境保护部组织制订了培训大纲和统一的培训教材 中国请国际原子能机构对环境保护部认定的 8 个国家级培训机构的教员进行了培训 同时, 各省级环保部门也开展了行政区域内 45

58 的辐射安全培训 中国对辐射从业人员的辐射安全培训按照所从事的辐射安全风险高低分为高 中 初三级 ; 初级辐射安全培训由省级培训机构承担, 其他等级辐射安全培训由国家级培训机构承担 取得辐射安全培训合格证书的人员, 每四年接受一次再培训 2011 年初至 2013 年底, 国家级培训机构共培训人员约 2 万 3 千余人次, 省级培训机构共培训人员约 17 万 1 千余人次 F 注册核安全工程师制度为了提高核安全专业技术人员的素质, 规范核安全关键岗位的管理, 确保核与辐射环境安全, 维护国家和公众利益, 根据 中华人民共和国放射性污染防治法 的相关规定, 中国政府在 2002 年 11 月发布了 注册核安全工程师执业资格制度暂行规定, 对核能 核技术利用及为核安全提供技术服务的单位中从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行执业资格制度 注册核安全工程师的执业范围是 : 核安全审评 核安全监督 核设施操纵与运行 核质量保证 辐射防护 辐射环境监测 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 规定的其他与核安全密切相关的工作领域 2004 年, 发布了 注册核安全工程师管理暂行办法,2005 年, 发布了 注册核安全工程师继续教育暂行规定 2009 年, 发布了 注册核安全工程师执业资格关键岗位名录 ( 第一批 ), 对运行核电厂营运单位 核设施设计单位 专业化核电工程公司等执业单位, 规定了注册核安全工程师执业资格关键岗位最少在岗人数, 包括核安 46

59 全综合管理 质量保证 辐射防护 反应堆运行 辐射环境监测与评价等关键岗位 为保证放射性固体废物贮存和处置的管理安全, 放射性废物安全管理条例 明确提出 : 专门从事放射性固体废物贮存 / 处置活动的单位应设置能保证贮存 / 处置设施安全运行的组织机构 ; 贮存单位应配置 3 名以上放射性废物管理 辐射防护 环境监测方面的技术人员, 其中至少有 1 名注册核安全工程师 ; 低 中放废物处置单位应配置 10 名以上放射性废物管理 辐射防护 环境监测方面的技术人员, 其中至少有 3 名注册核安全工程师 ; 高放废物和 α 废物处置单位应配置 20 名以上放射性废物管理 辐射防护 环境监测方面的技术人员, 其中至少有 5 名注册核安全工程师 经过相应的系统培训和对申请参加考试人员的资格认定后, 每年由国家统一组织考试, 考试科目包括 : 核安全相关法律法规 核安全综合知识 核安全专业实务和核安全案例分析 考试合格后取得 中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书 并经注册登记后执业, 注册核安全工程师的注册有效期为 2 年 注册核安全工程师实行继续教育制度 自 2004 年实施第一批注册核安全工程师执业资格考核认定及考试以来, 截止到 2013 年底, 已获得注册核安全工程师执业资格证书的总人数达 3129 人 47

60 F.2.2 财力保证 F 运行和退役财力保证在中国, 每年用于包括乏燃料和放射性废物管理设施在内的核设施的安全运行和安全改进费用, 由核设施营运单位自行解决 核电厂投入运行后, 每年从发电收入中提取一定比例的资金, 留作核电厂本身的安全改进, 以及乏燃料和放射性废物管理设施安全运行和最终退役费用 核设施的年度计划及财政预算中优先安排用于安全改进的项目及费用 2010 年 7 月, 国家原子能机构会同有关部门发布了 核电站乏燃料处理处置基金征收使用管理暂行办法 该基金专项用于乏燃料处理处置, 具体使用范围包括 :( 一 ) 乏燃料运输 ;( 二 ) 乏燃料离堆贮存 ;( 三 ) 乏燃料后处理 ;( 四 ) 乏燃料后处理所产生的高放废物的处理处置 ;( 五 ) 乏燃料后处理厂的建设 运行 改造和退役 ; ( 六 ) 乏燃料处理处置的其他支出 该基金按照核电厂已投入商业运行五年以上压水堆核电机组的实际上网销售电量征收, 征收标准为 元 / 千瓦时 乏燃料处理处置基金计入核电厂发电成本 国家原子能机构通过核电站乏燃料处理处置基金, 安排开展乏燃料运输能力建设和乏燃料贮存设施维护 中华人民共和国放射性污染防治法 和 放射性废物安全管理条例 规定核设施营运单位 核技术利用单位应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定, 对其产生的放射性固体废物和不能经 48

61 净化排放的放射性废液进行处理, 使其转变为稳定的 标准化的固体废物, 及时将上述固体废物送交取得相应许可证的放射性固体废物贮存 处置单位贮存 处置, 并承担贮存 处置费用 如大亚湾核电基地的低 中放固体废物处置费用的计提方法 : 根据预计的下一年度的低 中放固体废物产生量和废物处置单价, 计算出全年应计提的低 中放固体废物处置金额, 然后每月等额计提处置费用 中华人民共和国放射性污染防治法 规定核设施营运单位应当制定核设施退役计划, 核设施的退役费用应当预提, 列入投资概算或者生产成本 目前, 核电厂已为运行核电厂退役, 包括与其配套建设的乏燃料和放射性废物管理设施的退役预留了资金, 并为上述预留的退役资金建立了专门的帐户 如大亚湾核电基地的各核电厂参照国际惯例, 设施退役费终值按照核电厂核岛在线设备竣工决算价值的 10% 预计, 在核电厂的寿期内按照预计负债的摊余成本和实际利率计算确定的利息费用计入财务费用 目前, 上述资金由核设施营运单位自行管理, 并由专门的部门监管防止用于其他目的 中国建立了核事故责任保险制度 根据 国务院关于核事故损害赔偿责任问题的批复 ( 国函 号 ), 在核电机组运行期间或者乏燃料贮存 运输 后处理之前, 各核电厂营运单位均购买了足以履行其责任限额的保险 一次核事故造成的第三者责任险最高赔偿限额 3 亿元人民币 ; 超过最高赔偿限额的, 国家提供最高限额 8 亿元人民币的财政补偿 49

62 F 处置场关闭后财力保证对于正常关闭的放射性废物处置设施, 其长期监护的责任由处置设施营运单位承担 低 中放废物处置场的处置收费中包含了处置场关闭后的维护 监测和应急措施所需费用 放射性废物安全管理条例 和 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法 规定, 专门从事放射性固体废物处置活动的单位在申请领取放射性固体废物处置许可证时,(1) 应当有相应数额的注册资金 低中水平放射性固体废物处置单位的注册资金不少于 3000 万元 ; 高水平放射性固体废物和 α 放射性固体废物处置单位的注册资金不少于 1 亿元 (2) 应当有能保证其处置活动持续进行直至安全监护期满的财务担保 (3) 放射性固体废物处置单位因破产 吊销许可证等原因终止的, 处置设施关闭和安全监护所需费用由提供财务担保的单位承担 F.3 质量保证 ( 第 23 条 ) 每一缔约方应采取必要步骤, 以确保制定和执行相应的关于乏燃 料和放射性废物管理安全的质量保证大纲 F.3.1 质量保证的基本要求 核电厂质量保证安全规定 (HAF003) 提出了核电厂各项质量保证的基本要求 上述基本要求适用于核电厂产生的乏燃料和放射性废物管理的质量保证, 其他核设施产生的乏燃料和 ( 或 ) 放射 50

63 性废物管理的质量保证可以参考上述基本要求 上述基本要求主要包括 : (1) 制定并有效实施核设施质量保证总大纲和各项工作的质量保证分大纲 ; 制定书面程序 细则及图纸, 并对其进行定期的审查和修订 ; 定期进行管理部门审查, 确定质量保证大纲的状况和适用性, 并在必要时, 采取纠正措施 (2) 建立有明文规定的组织机构, 明确规定职责 权限等级及内外联系渠道, 控制并协调单位间的工作接口 ; 控制人员的选拔 配备 培训和资格考核, 确保工作人员达到并保持足够的业务熟练程度 (3) 对工作执行和验证所需要的文件, 要控制其编制 审核 批准 分发和变更, 防止使用过时或不合适的文件 (4) 对设计过程 设计接口 设计变更进行控制, 对设计进行验证, 确保将规定的设计要求正确体现在技术规格书 图纸 程序或细则中 (5) 控制采购文件的编制, 对供方进行评价和选择, 对所购物项和服务进行控制, 以保证符合采购文件的要求 (6) 对材料 零件和部件进行标识和控制, 控制物项的装卸 贮存和运输, 对安全重要物项进行适当的维护, 以确保其质量不受到损害 (7) 对核设施设计 制造 建造 试验 调试和运行中所使用的影响质量的工艺过程进行控制, 保证这些工艺由合格人员 按认 51

64 可的程序 使用合格的设备来完成 (8) 制定并有效实施检查和试验大纲, 验证物项和活动满足规定要求, 证明构筑物 系统和部件将能满意地工作 控制测量和试验设备的选择 标定和使用, 对检查 试验和运行状态进行标识和控制 (9) 控制不符合项的标识 审查和处理, 规定审查处理的责任和权限, 对经修理和返工的物项重新进行检查 (10) 鉴别和纠正有损于质量的情况 对严重有损于质量的情况, 要查明起因和采取纠正措施, 以防止其再次出现 (11) 建立并执行质量保证记录制度, 控制记录的编号 收集 索引 归档 贮存 保管和处置, 确保记录清楚 完整 正确, 能提供物项和 / 或活动质量的足够证据 (12) 建立并执行内 外部监查制度, 验证质量保证大纲的实施及其有效性 对监查中发现的缺陷必须采取纠正措施, 并通过后续行动加以跟踪和验证 此外, 还制定了 10 个质量保证安全导则, 对上述基本要求提出了一系列补充要求和实施建议 F.3.2 乏燃料管理的质量保证乏燃料管理单位均制定了系统的质量保证大纲, 并作为申请许可证的材料之一提交给环境保护部 ( 国家核安全局 ) 认可 对乏燃料管理设施的设计和运行所涉及的所有事项均严格按 52

65 照质量保证大纲的各项要求予以实施 上述事项包括 : 乏燃料贮存设施中安全重要物项与系统的设计 制造 被贮存燃料的次临界状态的保持 辐射防护 燃料的排热 燃料的屏蔽 腐蚀的控制 调试 正常运行和预计运行事件情况下涉及核材料或燃料的操作程序 安全有关设备的维修 试验 检验和检查 记录的存档 放射性废物管理 贮存期间涉及燃料特性的记录的保存 核材料管制系统 ( 需要时 ) 实物保护系统等 质量保证部门独立于其他部门, 负责质量保证大纲的制订 管理 监督 评价和改进 质量保证部门通过执行有计划的内 外部质量保证监督 监查 审查和评价, 发现质量保证体系中存在的缺陷时及时加以改进 同时, 对不符合项和纠正措施进行严格管理, 收集 分析各种质量信息及其趋势, 并定期向上级管理部门报告 必要时, 迅速采取相应的纠正行动 管理部门对质量保证大纲的适宜性和有效性定期进行审查 重点审查评价期内进行的内外部质量保证监查和监督的结果, 以及其他有关信息, 如质量问题 纠正措施状况 质量趋势 事故和故障, 以及人员资格和培训情况 根据评审中发现的大纲缺陷 管理缺陷 质量缺陷等, 分析原因, 制订并实施针对性的纠正措施, 并及时以书面形式通知有关部门和单位 53

66 F.3.3 放射性废物管理的质量保证根据 放射性废物管理规定 (GB ), 核燃料循环设施营运单位与核技术利用放射性废物贮存设施营运单位主要采取了以下步骤, 保证制定和执行对于其涉及的放射性废物管理和 ( 或 ) 废旧放射源管理的质量保证大纲 : (1) 根据设施的规模和复杂程度, 以及放射性废物和 ( 或 ) 废旧放射源的潜在危害性, 营运单位制定了相应的质量保证大纲, 并严格按照经国家核安全局认可后的质量保证大纲对其涉及的放射性废物和 ( 或 ) 废旧放射源进行管理 (2) 为确保质量保证大纲的实施, 核燃料循环设施与核技术利用放射性废物贮存设施的设计单位 建造单位和营运单位均编制和实施了相应的质量保证分大纲和其他质量文件 (3) 在编制和实施质量管理文件的过程中, 上述单位重视对工作人员安全文化素养的教育, 对工作人员开展了相应的培训和考核 (4) 质量保证大纲包含的主要内容有质量方针和质量体系, 负责编制和实施质量保证大纲的组织机构, 设施的设计 建造 运行和退役的控制, 物项和服务的采购控制, 废物产生和分拣的控制, 放射性废物和 ( 或 ) 废旧放射源的鉴定和控制, 废物管理各阶段工艺参数的控制, 文件和记录的控制, 以及监查等 54

67 F.3.4 放射性废物近地表处置的质量保证中国现有 2 座低 中放固体废物处置场在运行,1 座低 中放固体废物处置场在建造中 根据 低 中水平放射性固体废物的浅地层处置规定 (GB ), 在处置场选址 设计和建造 运行等阶段, 营运单位均编制和实施了相应的质量保证大纲, 并描述了处置场关闭和关闭后有组织控制期的质量保证内容和要求 : (1) 从建造开始到有组织控制结束的所有时间里, 处置设施营运单位对设施的安全负全面责任 处置设施营运单位均建立并实施了全面的质量保证大纲, 上述质量保证大纲得到了国家核安全局的认可 (2) 全面的质量保证大纲描述了处置系统所有与安全相关的活动 结构 系统和部件 包括从规划到选址 设计 建造 运行 安全评估过程中的各个步骤 关闭 长期记录保存和与处置设施有关的有组织控制活动 (3) 质量保证大纲的基本组成部分考虑了各种活动 结构 系统和部件对处置设施安全的潜在影响, 并且提出了相应的设计意见 在质量保证大纲中, 明确提出 : 对安全运行和处置有重要影响的那些活动 结构 系统和部件, 必须根据处置设施运行阶段和关闭阶段的系统安全评估结果加以确定 55

68 F.3.5 监管机构的主要活动环境保护部 ( 国家核安全局 ) 对乏燃料和放射性废物管理质量保证活动的控制主要体现在以下方面 : (1) 根据质量保证和核安全法规及相关安全导则的要求, 审核和认可乏燃料和放射性废物管理质量保证大纲及其他安全重要文件, 包括对这些文件的重大修订 (2) 对乏燃料和放射性废物管理质量保证大纲的实施情况进行核安全监督, 对重大安全 质量活动, 在相关的质量计划上选取控制点, 并到现场进行监督 见证 ; 对重大安全 质量活动的结果组织技术审核及验证 (3) 对重大不符合项组织技术审查, 并对其处理过程进行有效监督 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 及地区监督站对乏燃料和放射性废物管理设施的重大安全 质量活动进行了一系列的监督检查, 严格依据核安全法规及相关政策文件的要求, 认真履行核安全监督职能 56

69 F.4 运行辐射防护 ( 第 24 条 ) 1. 每一缔约方应采取适当步骤, 以确保在乏燃料或放射性废物管理设施的运行寿期内 : (i) 由此类设施引起的对工作人员和公众的辐射照射在考虑到经济和社会因素的条件下保持在可合理达到的尽量低的水平 ; (ii) 任何个人在正常情况下受到的辐射剂量不超过充分考虑到国际认可的辐射防护标准后制定的本国剂量限值规定 ; (iii) 采取措施防止放射性物质无计划和非受控地释入环境 2. 每一缔约方应采取适当步骤, 以确保排放受到限制, 以便 : (i) 在考虑到经济和社会因素的条件下使辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平 ; (ii) 使任何人在正常情况下受到的辐射剂量不超过充分考虑到国际认可的辐射防护标准后制定的本国剂量限值规定 3. 每一缔约方应采取适当步骤, 以确保在受监管核设施的运行寿期内, 一旦发生放射性物质无计划或非受控地释入环境的情况, 即采取合适的纠正措施控制此种释放和减轻其影响 F.4.1 将辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平根据 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 (GB ) 的要求, 对于来自一项实践中的任一特定源的照射, 应使防护与安全最优化, 使得在考虑了经济和社会因素之后, 个人受照剂量的大小 受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量 57

70 低水平 根据 核电厂厂址选择安全规定 (HAF101) 核电厂设计安全规定 (HAF102) 核动力厂运行安全规定 (HAF103), 核设施营运单位通过采取以下措施, 确保辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平 : (1) 考虑了可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征 ; (2) 乏燃料或放射性废物管理设施的构筑物 系统和部件采用了适当的设计和布置, 如设置屏蔽, 采用适当的材料降低腐蚀产物的活度 按辐射和污染程度分区等措施 ; (3) 乏燃料或放射性废物管理设施设计中贯彻减少辐射区内人员活动和设施所在厂址内人员遭受污染的可能性的要求, 如采用合适的人流和物流控制措施 ; (4) 采用了适当的方式和条件对乏燃料或放射性废物进行处理和 ( 或 ) 贮存 ; (5) 采取了措施, 降低乏燃料或放射性废物管理设施厂址内所产生的散布于厂址内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度 ; (6) 配置了用于在运行状态和事故工况中进行辐射防护监督的设备, 如设置固定式剂量率仪表 测量空气中放射性物质活度浓度的监测系统 测量放射性表面污染的仪器和测量人员所受剂量与污染的装置等 ; (7) 制定并切实实施了辐射防护大纲, 包括技术上和管理上采 58

71 取的预防性措施, 如环境辐射监测, 人员 设备和构筑物的去污等 ; (8) 通过监督 检查和监查, 对辐射防护大纲的正确实施及其目标的实现进行核实, 并在需要时对其进行修订 ; (9) 配备了合格的了解乏燃料和放射性废物管理设施设计和运行中有关放射学方面知识的保健物理工作者 ; (10) 对放射性流出物和废物的产生与排放进行合理控制, 并加强对放射性废物的管理 ; (11) 制定了流出物排放限值, 并定期审查这些限值 ; 制定了监测和控制这种排放的方法和规程 ; 此外, 还制定了厂外监测大纲 ; (12) 制定了废物管理大纲, 并报国家核安全局和其他有关部门认可 国家核安全监管部门在核设施选址 设计和运行等一系列部门规章中, 提出了核设施各阶段应遵守的辐射防护方面的各项原则性要求 : (1) 核设施选址时, 应能确保保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响, 同时对于核设施正常的放射性物质释放也应加以考虑 ; (2) 核设施的设计要充分考虑辐射防护的要求, 如优化设施布置 设置屏蔽 尽量减少辐射区内的人员活动次数和停留时间, 采取适当方式和条件处理放射性物质 ; (3) 采取措施降低厂内或释放到环境中的放射性物质的数量和 59

72 浓度 ; (4) 充分考虑人员停留区域内辐射水平随时间的可能积累, 尽量减少放射性废物的产生等 ; (5) 核设施营运单位应对辐射防护的要求和设施实际情况进行评价分析, 制定和实施辐射防护大纲, 必须通过监督 检查和监查对辐射防护大纲的正确实施及其目标的实现进行核实, 并在需要时采取纠正措施 ; (6) 辐射防护职能部门制订和实施放射性废物管理大纲和环境监测大纲, 评价放射性释放对环境的辐射影响 F.4.2 剂量限值 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 (GB ) 规定了辐射防护原则和要求及剂量限值 该标准与国际放射防护委员会的第 60 号建议书和 IAEA 等国际组织制订的基本安全标准一致 对任何工作人员的个人剂量限值和公众中有关关键人群组成员的个人剂量限值的有关规定如下 : 职业照射 (1) 由监管部门决定的连续 5 年的平均有效剂量 ( 但不可作任何追溯性平均 ) 限值为 20 msv; (2) 任何一年中的有效剂量限值为 50 msv; (3) 眼晶体的年当量剂量限值为 150 msv; (4) 四肢 ( 手和足 ) 或皮肤的年当量剂量限值为 500 msv 60

73 公众照射 (1) 年有效剂量限值为 1 msv; (2) 特殊情况下, 如果 5 个连续的年平均剂量不超过 1 msv, 则某一单一年份的有效剂量限值可以提高到 5 msv; (3) 眼晶体的年当量剂量限值为 15 msv; (4) 皮肤的年当量剂量限值为 50 msv 在考虑了经济和社会因素后, 各核设施分别制定了各自的剂量约束值, 该值低于国家规定的限值 职业照射监测结果表明, 中国所有运行核设施工作人员年有效剂量均低于国家标准规定的限值 附录 L.6 给出了运行核电厂工作人员年有效剂量 F.4.3 排放限值 中华人民共和国放射性污染防治法 第四十条要求, 向环境排放放射性废气 废液, 必须符合国家放射性污染防治标准 核动力厂环境辐射防护规定 (GB ) 对陆上固定式核动力厂运行状态下的气载和液态流出物的排放控制提出了具体要求 (1) 任何厂址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量, 每年必须小于 0.25mSv 的剂量约束值 核动力厂营运单位应根据经监管部门批准的剂量约束值, 分别制定气载放射性流出物和液态放射性流出物的剂量管理目标值 61

74 (2) 核动力厂必须按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制, 对于 3000 MW 热功率的反应堆, 其控制值见表 2 和表 3 (3) 对于热功率大于或小于 3000 MW 的反应堆, 应根据其功率适当调整 (4) 对于同一堆型的多堆厂址, 所有机组的年总排放量应控制在第 (2) 款规定值的 4 倍以内 对于不同堆型的多堆场址, 所有机组的年总排放量控制值由国家核安全局批准 表 2 气载放射性流出物控制 ( 单位 :Bq/a) 轻水堆 重水堆 惰性气体 碘 粒子 ( 半衰期 8d) 碳 氚 表 3 液态放射性流出物控制 ( 单位 :Bq/a) 轻水堆 重水堆 氚 碳 ( 除氚外 ) 其余核素 年至 2013 年, 中国核电厂放射性流出物的年排放量占国家核安全局审核批准的排放年限值的百分比, 详见 L.7 各核电厂运行期间的放射性流出物排放量, 均未超出国家标准规定的排放年限值 中国核电厂所在省的环境监测站对核电厂的周围环境实施了监 62

75 测 监测结果表明 : 运行期间放射性流出物的排放量, 对周围公众 造成的最大个人剂量当量远低于国家标准规定的限值 F.4.4 防止放射性物质无计划或非受控地释入环境根据 核电厂放射性液态流出物排放技术要求 (GB ) 和 核电厂放射性排出流和废物管理 (HAD 401/01), 核电厂营运单位主要采取了以下措施, 防止放射性物质无计划或非受控地释入环境 : (1) 针对核动力厂厂址的环境特征及放射性废物处理工艺技术水平, 遵循可合理达到的尽量低的原则, 于首次装料前向环境保护部 ( 国家核安全局 ) 申请了放射性流出物排放量 ( 以后每隔 5 年复核一次 ), 经环境保护部 ( 国家核安全局 ) 批准后实施 ; (2) 核动力厂的年排放总量按季度和月控制, 每个季度的排放总量不超过所批准的年排放总量的二分之一, 每个月的排放总量不超过所批准的年排放总量的五分之一 ; (3) 液态放射性流出物均采用槽式排放方式 ; 气载放射性流出物均经净化处理后, 经由烟囱释入大气环境 ; (4) 液态流出物总排放口的位置充分考虑了下游取水 热排放和放射性核素排放等因素的影响, 避开了集中式取水口, 以及水生生物的产卵场 洄游路线 养殖场等环境敏感区 ; (5) 液态放射性流出物排放均实施放射性浓度控制, 且浓度控制值考虑了最佳可行技术, 并结合了厂址条件和运行经验反馈进行 63

76 优化 ; (6) 制定了流出物监测大纲, 并依据该大纲对所排放的气载和液态放射性流出物进行监测 ; (7) 液态流出物排放前均对槽内液态放射性流出物进行了取样监测, 并在排放管线上安装了自动报警和排放控制装置 ; (8) 核动力厂营运单位建立了可靠的流出物监测质量保证体系, 对正常运行期间流出物监测采用具有合适的量程范围的测量设备与测量方法 ; (9) 在流出物取样系统设计中采取有效的工程设计方案, 以减少流出物在取样过程中的管道损失 其他核设施营运单位也采取了相应措施, 防止放射性物质无计划或非受控地释入环境 放射性废物安全管理条例 对发现放射性物质无计划或非受控地释入环境时应采取的纠正措施作出了规定 : 放射性固体废物贮存单位和处置单位应当对设施周围的地下水 地表水 土壤和空气进行放射性监测, 发现安全隐患或者周围环境中放射性核素超过国家标准规定的, 应当立即查找原因, 采取相应的防范措施, 并向相应的主管部门报告 构成辐射事故的, 应当立即启动本单位的应急方案, 并依照相关法律法规的规定进行报告, 开展有关事故应急工作 本轮履约期间, 中国未发生放射性物质无计划或非受控地释入环境 64

77 F.5 应急准备 ( 第 25 条 ) 1. 每一缔约方应确保在乏燃料或放射性废物管理设施运行前和运行期间有适当的场内和必要时的场外应急计划 此类应急计划应当以适当的频率进行演习 2. 在缔约方的领土可能受到附近的乏燃料或放射性废物管理设施一旦发生的辐射紧急情况的影响的情况下, 该缔约方应采取适当步骤, 编制和演习适用于其领土内的应急计划 F.5.1 核事故应急 F 应急计划的基本要求根据 中华人民共和国突发事件应对法 中华人民共和国放射性污染防治法 国家核应急预案 核电厂核事故应急管理条例 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 和 核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应, 中国的核应急实行三级应急组织体系, 即国家核应急组织 核设施所在省 ( 自治区 直辖市 ) 核应急组织和核设施营运单位的核应急组织 各级核应急组织均制定了相应的应急计划 方案或预案 在国家层面,2013 年 6 月, 国务院发布并实施了修订后的 国家核应急预案 该预案适用于中国境内核设施及有关核活动已经或可能发生的核事故 境外发生的对中国大陆已经或可能造成影响的核事故参照此预案的规定执行 国家核应急预案 明确规定了核应 65

78 急管理的基本方针和工作原则 组织体系 核设施核事故应急响应 核设施核事故后恢复行动 包括乏燃料运输事故和其他国家核事故在内的应急响应 包括培训和演习在内的应急准备和保障措施 国家核事故应急协调委员会负责本预案的制修订工作, 负责组织本预案的宣传 培训和演习 在国家核事故应急协调委员会各成员单位及各省级层面, 协调委员会各成员单位及核设施所在省均根据国家核应急预案对本部门的专项预案进行了完善 在核设施营运单位层面, 核电厂核事故应急管理条例 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 和 核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应 等相关文件对核设施营运单位做出了明确要求 核电厂核事故应急管理条例 规定 : 针对核电厂可能发生的核事故, 核电厂的核事故应急机构 省级人民政府指定的部门和国务院指定的部门应当预先制定核事故应急计划 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 和 核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应 规定 : 核设施营运单位应编制场内应急计划, 于首次装投料前与最终安全分析报告一并报国家核安全监管部门审批, 在核设施运行期间, 应对应急计划进行复审和修订 在集团公司层面, 新版 国家核应急预案 核电集团公司核电厂核事故应急场内快速救援队伍建设总体要求 和 核电集团公司核电厂核事故应急场内快速救援队伍建设技术要求 ( 试行 ) 等相关文件对核电集团公司承担应急支援 开展应急能力建设和提供资 66

79 源保障等工作提出了明确要求 集团公司准备分别依托秦山核电基地和大亚湾核电基地组建了两支核电集团核事故应急支援队伍并配置了相应的救援装备, 建立救援组织体系和应急救援机制, 作为核电厂场内应急能力的冗余和补充, 可执行严重事故情况下的场内应急救援和集团间快速应急支援任务, 并能适应群堆和堆型差异 F 核事故应急组织体系中国的核应急实行三级应急组织体系, 如图 3 所示, 即国家核应急组织 核设施所在省 ( 自治区 直辖市 ) 核应急组织和核设施营运单位的核应急组织 国家核事故应急协调委员会组织 协调全国的核应急管理工作, 日常工作由国家核事故应急办公室 ( 国家原子能机构 ) 承担 必要时, 由国务院领导 组织 协调全国的核事故应急管理工作 工业和信息化部 公安部 民政部 环境保护部 外交部 国家卫生与计划生育委员会等协调委成员单位在各自的职责范围内做好相应的核事故应急工作 国家核事故应急协调委员会对各省的核事故应急预案 ( 场外核事故应急预案 ) 进行审批, 监督各省及核设施营运单位制定并实施预案 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 对核电厂的核事故应急工作独立行使核安全监督, 审批核电厂的场内核事故应急计划, 并监督核电厂核事故应急计划的制定和实施 67

80 国家核应急组织 中国人民解放军支援力量 专家委员会 国家核事故应急协调委员会 国家核事故应急办公室 国家核事故应急协调委员会成员单位 联络员组 省级核应急组织 专家咨询组 省 ( 自治区 直辖市 ) 核事故应急委员会 省级核事故应急办公室 应急专业组 核设施核应急组织 核设施应急指挥部 核设施应急办公室 应急专业组 图 3 核事故应急组织体系核设施所在省 ( 自治区 直辖市 ) 的核应急组织负责本行政区域内的核事故应急准备与应急响应工作, 统一指挥本行政区域内核事故场外应急响应行动 核设施营运单位的核应急组织负责组织场内核应急准备与应急响应工作, 统一指挥本单位的核应急响应行动, 配合和协助做好场 68

81 外核应急准备与响应工作, 及时提出进入场外应急状态和采取场外 应急防护措施的建议 F 核电厂的场内和场外应急计划针对核电厂可能发生的核事故, 中国各核电厂营运单位均编制了场内应急计划 核电厂所在省的地方政府编制了场外应急计划和所在省核应急预案 国家核事故应急协调委员会编制了国家核应急预案 各级应急计划预案的内容均包括了应急响应组织及其职责 应急准备和响应的详细方案 设施和设备 有关安全的配合和支援及其他技术内容 这三级应急计划预案在内容上是相互衔接和协调一致的, 各级应急计划均有实施程序作为应急计划的补充和细化 此外, 国家核事故应急协调委员会的主要成员单位 各后援单位及军队均制订了各自的应急方案, 按规定对各级应急计划和应急方案进行了编制 审批和定期修改 国家核事故应急预案 场外核事故应急计划和场内核事故应急计划应经过相应的审查和批准 F 核事故应急演习 国家核应急预案 要求, 各级核应急组织应根据实际情况采取桌面推演 实战演习等方式, 经常开展应急演习, 以检验 保持和提高核事故应急响应能力 国家核事故应急联合演习由国家核事故应急协调委员会组织实施, 一般 3 至 5 年举行一次 ; 省 ( 自治区 直辖市 ) 核事故应急联合演习由省 ( 自治区 直辖市 ) 核事故应急 69

82 委员会组织实施, 一般 2 至 4 年举行一次 ; 核设施营运单位综合演习由核设施应急指挥部组织实施, 一般每 2 年举行 1 次, 拥有 3 台以上运行机组的, 综合演习频度应适当增加 核电厂首次装投料前, 核设施营运单位均参加了由省核事故应急委员会组织的场内外联合演习 中国高度重视国家核应急能力建设 建立了 4 个国家核应急技术支持中心 6 支应急救援分队, 并在核电厂 核技术利用单位和其他重要核设施营运单位均开展了核应急基础能力建设, 有 16 个省建立了核应急委员会和相应的日常办事机构 目前, 正在按照国务院的要求, 建设国家级核事故应急救援队 国家定期组织三级核应急联合演习 为了检验核应急预案及执行程序的有效性,2009 年 11 月 10 日, 中国举行了首次国家核事故应急大规模三级联动演习, 全面检验了国家应对核与辐射突发事件的能力, 完善了运行机制, 锻炼了队伍 演习期间, 中国国家原子能机构邀请日本和韩国代表团现场观摩了演习, 并按照 及早通报核事故公约 向 IAEA 进行了通报 对已投入运行的核设施, 定期举行不同类型的应急演习, 以检验 改善和强化应急准备和应急响应能力 核电厂按规定每两年举行一次核事故应急综合演习, 核燃料循环设施及研究堆也按规定举行了应急演习 2011 年, 秦山第一核电厂进行了 1 次场内综合演习, 大亚湾核电厂进行了 2 次场内核事故应急综合演习 ;2012 年, 田湾核电厂进行了 1 次场内核事故应急综合演习 70

83 为验证近年来新建核电厂的核应急准备的有效性, 中国各核电厂均按核安全法规的要求, 在核电厂首次装料之前举行核事故应急演习 2012 年, 红沿河核电厂分别进行了 1 次场内核事故应急综合演习和 1 次与场外应急组织的核事故应急联合演习 ; 宁德核电厂分别进行了 1 次场内核事故应急综合演习和 2 次与场外应急组织的核事故应急联合演习 2013 年, 阳江核电厂进行了 1 次与场外应急组织的核事故应急联合演习 F 针对境外辐射紧急情况的应急准备根据 国家核应急预案, 境外发生的对中国大陆已经或可能造成影响的核事故应对工作参照本预案执行 其他国家发生核事故已经或可能对中国产生影响时, 由国家核事故应急协调委员会参照 国家核应急预案 统一组织开展信息收集与发布 辐射监测 部门会商 分析研判 口岸控制 市场调控 国际通报及援助等工作 必要时, 成立国家核事故应急指挥部, 统一领导 组织 协调核应急响应工作 2011 年, 在福岛事故期间, 中国开展了及时有效的应对工作 中国国家核事故应急协调委员会及时启动核应急协调机制, 第一时间与 IAEA 及日本政府取得联系, 获得事故相关资料, 全程密切跟踪事故进展, 通过中国驻外使领馆 各国驻中国使领馆, 了解各国对事故的应对措施 国家核事故应急办公室 ( 国家原子能机构 ) 将相关信息收集整理后, 通过各主流媒体向全社会发布相关信息 国家 71

84 核事故应急协调委员会各成员单位也积极开展了宣传应对工作 环境保护部在其官方网站开设了 日本地震核安全相关问题 栏目, 通过新闻发布会 组织专家接受采访等形式向公众讲解核应急知识和公众关注问题 从 2011 年 3 月 12 日开始, 国内的相关辐射环境监测数据每日在环境保护部网站公布, 政府相关媒体也定期公布主要监测结果 国家海洋局第一时间开展海洋监测, 并在官方网站上进行权威发布 F.5.2 辐射事故应急辐射事故是指放射源丢失 被盗 失控事故, 或者放射性同位素失控导致人员受到异常照射的事故 中国与辐射事故应急有关的法律法规主要包括 : 中华人民共和国放射性污染防治法 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 和 放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 等 根据辐射事故的性质 严重程度 可控性和影响范围等因素, 从重到轻将辐射事故分为特别重大辐射事故 重大辐射事故 较大辐射事故和一般辐射事故四个等级 县级以上人民政府环境保护主管部门牵头, 会同同级公安 卫生和计划生育 财政 新闻和宣传等部门编制本辖区的辐射事故应急预案 该预案均报本级人民政府批准 辐射事故应急预案包括应急机构和职责分工, 应急人员的组织 培训以及应急和救助的装备 资金 物资准备, 辐射事故分级与应急响应措施, 辐射事故的调查 72

85 报告和处理程序, 辐射事故信息公开 公众沟通方案等内容 辐射安全许可证持有者均根据本单位可能发生辐射事故的风险, 制定了本单位的应急方案, 并做好应急准备 发生辐射事故或者可能引发辐射事故的运行故障时, 辐射安全许可证持有者应当立即启动本单位的应急方案, 采取应急措施, 并在两小时内填写初步报告, 向当地人民政府环境保护主管部门报告 发生辐射事故的, 辐射安全许可证持有者还应当同时向当地人民政府 公安部门 卫生和计划生育主管部门报告 根据 放射性同位素与射线装置安全和防护条例, 中国对辐射事故进行分级响应和分级处理 辐射事故发生时, 有关县级以上人民政府按照辐射事故的等级, 启动并组织实施相应的应急预案 县级以上人民政府环境保护主管部门 公安部门 卫生和计划生育部门, 按照职责分工做好相应的辐射事故应急工作, 对辐射事故进行及时有效的处理 本轮履约期间, 中国共发生辐射事故 31 起, 其中 2011 年 2012 年和 2013 年分别发生辐射事故 13 起 9 起和 9 起 在上述事故中, 较大事故 4 起, 其他均为一般事故, 所有事故均未造成人员伤亡和环境污染 73

86 F.6 退役 ( 第 26 条 ) 每一缔约方应采取适当步骤, 以确保核设施退役的安全 此类步骤应确保 : (i) 配备有合格的人员和足够的财力 ; (ii) 实施第 24 条中关于辐射防护 排放及无计划和非受控释放的规定 ; (iii) 实施第 25 条关于应急准备的规定 ; 和 (iv) 关于退役重要资料的记录得到保存 核设施退役配备有合格的人员 根据 核设施退役安全要求 (GB/T ), 在核设施退役管理机构中, 均配备有核设施退役专家和适宜的原设施运行或管理人员 ; 在核设施退役队伍中, 保留了熟悉设施运行的关键人员, 以及去污 机器人或远距离操作 工程技术 拆卸拆除 质量保证 废物管理和保安保卫等方面的专家或专业人员 核设施退役配备有足够的财力 根据 中华人民共和国放射性污染防治法, 核设施的退役费用应当预提, 列入投资概算或者生产成本 目前, 中国已为运行核电厂, 包括在其场址内的乏燃料和放射性废物管理设施的退役预留了资金 如大亚湾核电基地的各核电厂相关设施退役费终值按照核电厂核岛在线设备竣工决算价值的 10% 预计 74

87 早期核设施的退役费用, 由国家财政预算安排 核设施退役考虑并执行相应的辐射安全措施, 并确保排放受到限制 根据 核设施退役安全要求 (GB/T ), 核设施退役单位均建立了独立的辐射安全组织, 并按适宜的程序执行安全管理 ; 在退役实施准备阶段, 编写了包括异常退役工况及应急措施等内容在内的退役辐射防护大纲 ; 根据实际情况, 采用专用辐射安全设备 相应技术程序和管理程序 ; 根据辐射水平 污染水平或污染核素, 对待退役设施进行分区, 并划分和管理核设施退役子区 ; 配置适宜的安全系统, 包括设置临时隔离间和 ( 或 ) 隔离闸门, 并配备必要的监测仪器使工作人员和公众的剂量保持在可合理达到的尽量低的水平 ; 采取相应的辐射安全措施, 如设置有效的通风系统和空气净化装置 ; 实施包括流出物监测在内的辐射监测 ; 对辐射工作人员和公众实施相应的剂量限值和控制 核设施退役单位均根据国家有关规定和标准, 对退役过程中的气体和液态流出物进行管理 核设施退役实施相应的应急准备 根据 核设施退役安全要求 (GB/T ), 核设施营运单位均根据核设施的具体情况编制 执行与退役活动中可能出现的异常工况相符的应急计划 应急计划包含了与潜在事件有关的应急程序 人员培训等内容 通过定期演练 试验对应急程序进行更新 保存核设施退役重要资料的记录 根据 核设施退役安全要求 (GB/T ), 营运单位实施合适的 最新的质量保证大纲 在制定退役工程质保大纲时, 重视退役活动记录和资料的收集和保存 长期保留退役活动中开展的每项任务的记录 75

88 G 乏燃料管理安全 ( 第 4~10 条 ) G.1 一般安全要求 ( 第 4 条 ) 每一缔约方都应该采取适当的步骤, 以确保在乏燃料管理的所有阶段充分保护个人 社会和环境免受放射危害 这样做时, 每一缔约方都应该采取适当步骤, 以便 : (i) 确保乏燃料管理期间的临界问题和产生余热的排除问题得到妥善解决 ; (ii) 确保与乏燃料管理相关的放射性废物的产生量保持在与所采取的燃料循环政策相一致的可实际达到的最低水平 ; (iii) 考虑乏燃料管理过程中不同步骤之间的相互依赖关系 ; (iv) 在充分尊重国际认可的准则和标准的本国立法框架内, 通过在国家层面上应用监管机构核准的适当方法, 对个体 社会和环境提供有效的防护 ; (v) 考虑可能与乏燃料管理相关的生物学 化学及其他危害 ; (vi) 尽量避免那些对后代产生的能合理预测到的影响超过当代允许的影响的行动 ; (vii) 避免对后代造成过重负担 中国乏燃料管理安全由核电厂 研究堆和乏燃料专门贮存设施 的营运单位负责 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 76

89 (HAF001) 规定, 核设施营运单位对所营运的, 包括乏燃料管理设施在内的核设施的安全承担全面责任, 并接受核安全监管部门的监督管理 核电厂在堆贮存乏燃料的管理安全主要执行 核电厂厂址选择安全规定 (HAF101) 核电厂设计安全规定 (HAF102) 核电厂运行安全规定 ( HAF103 ) 核电厂燃料装卸和贮存系统 (HAD102/15) 核电厂堆芯和燃料管理 (HAD103/03) 和 压水堆核电厂乏燃料贮存设施设计准则 (EJ/T ) 中有关核电厂乏燃料安全管理的要求 研究堆乏燃料的管理安全主要执行 研究堆设计安全规定 (HAF201) 和 研究堆运行安全规定 (HAF202) 中有关研究堆乏燃料安全管理的要求 离堆贮存乏燃料的管理安全主要执行 民用核燃料循环设施安全规定 (HAF301) 乏燃料贮存设施的设计 (HAD301/02) 乏燃料贮存设施的运行 (HAD301/03) 和 乏燃料贮存设施的安全分析 (HAD301/04) 中的相关要求 对于核电厂在堆贮存乏燃料和离堆贮存乏燃料, 以及研究堆乏燃料的管理, 均采取了以下措施, 以便尽量减轻对后代的影响和避免对后代造成过重负担 : (1) 尽量避免那些对后代产生的能合理预测到的影响超过当代允许的影响的行动 中国将对乏燃料后处理产生的高放废液进行玻 77

90 璃固化, 并对玻璃固化体进行深地质处置 根据 放射性废物安全管理条例, 高水平放射性固体废物深地质处置设施关闭后应满足 1 万年以上的安全隔离要求 (2) 尽量避免对后代造成过重负担 中国的乏燃料管理政策是实施乏燃料后处理 目前, 已启动了大型商业后处理 - 再循环工厂项目, 并将配套建设高放废液玻璃固化设施 另外, 还发布了 核电站乏燃料处理处置基金征收使用管理暂行办法 G.1.1 核电厂在堆贮存乏燃料管理安全要求根据 核电厂设计安全规定 (HAF102) 核电厂堆芯和燃料管理 (HAD103/03) 和 压水堆核电厂乏燃料贮存设施设计准则 (EJ/T ), 采取了以下措施, 确保在核电厂乏燃料管理的所有阶段充分保护个人 社会和环境免受放射性危害 : (1) 确保临界问题得到妥善解决 主要措施包括遵循已批准的布置方式, 满足贮存设施中对于中子吸收体的各种要求, 执行相应的质量保证程序, 保证乏燃料贮存量小于贮存设施的最大容量 其中, 中子吸收体可以是固定的吸收体薄板, 或者是贮存水池中的含硼水 通过执行以上措施, 保证了乏燃料的完整性, 保持了次临界度 (2) 确保余热的排除问题得到妥善解决 根据乏燃料贮存水池的最大贮存量, 考虑燃耗和辐射衰变时间, 设计乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力, 保证冷却设备具有一定的裕度 ; 配备具有适宜 78

91 的补给水和排水能力的系统, 为保持规定的池水温度提供强迫冷却, 并能够为丧失的强迫冷却提供恢复能力 ; 乏燃料贮存格架的设计考虑了导出燃料组件最大衰变热所需的冷却剂流道 (3) 确保放射性废物的产生量保持在可实际达到的最低水平 主要措施包括使用不锈钢或其它相应材料制作水池衬里, 保证水池无泄漏 ; 选择适宜的衬里表面粗糙度, 以便进行表面清洗去污 ; 容器装卸水池的设计考虑了容器的跌落不会撞击贮存的乏燃料组件 ; 为所有的贮存区提供必要的监测和去污设备, 防止出现不可接受的污染 ; 防止被污染的冷却水泄漏 ; 与水池接触的全部设备的材料与池水相容 ; 为破损燃料提供贮存装置 (4) 考虑了乏燃料管理中不同步骤之间的相互依赖关系 核电厂产生的乏燃料首先在核电厂乏燃料贮存水池中暂存, 然后被运输到集中贮存设施或后处理设施, 贮存于集中贮存设施的乏燃料也要被运输到后处理厂进行后处理 乏燃料管理各步骤所涉及的设施和运输作业均考虑燃料的类型 燃耗 冷却期和其它特性 在此过程中, 许可证申请者应提交详细的技术文件, 以便说明所采取的措施能够确保乏燃料管理各步骤的安全性 (5) 确保对个人 社会和环境提供有效保护 营运单位按照核电厂选址 设计和建造等部门规章对乏燃料管理设施进行管理, 实施经国家核安全局核准的质量保证大纲, 遵守经国家核安全局核准的剂量约束值 (6) 充分考虑了可能与乏燃料管理有关的生物学 化学及其他 79

92 危害 在设施正常运行期间, 将贮存水池的平均温度维持在使工作 人员舒适和安全的水平 燃料厂房的设计和建造能够防止局部火灾 蔓延 G.1.2 研究堆在堆贮存乏燃料管理安全要求根据 研究堆设计安全规定 (HAF201) 和 研究堆运行安全规定 (HAF202), 采取了以下措施, 确保在研究堆乏燃料管理的所有阶段充分保护个人 社会和环境免受放射性危害 : (1) 确保临界问题得到妥善解决 采取的主要措施包括利用足够的场所贮存研究堆乏燃料, 采用经批准的规程按照已评价的布置方式贮存乏燃料组件, 在贮存水池中设置固定的吸收体 ( 如碳化硼铝板 ) 或是溶解于贮存池水中的中子吸收体, 执行相应的监督程序和管理程序 (2) 确保余热的排除问题得到妥善解决 采取的主要措施包括格架和贮存水池的设计采用了保证冷却剂流道畅通的措施, 采用不会造成冷却介质流动阻塞的强迫循环或自然循环方式排出余热, 设置具有一定冗余度的补水设备 (3) 确保放射性废物的产生量保持在可实际达到的最低水平 采取的主要措施包括设置净化系统, 控制冷却介质的成分, 禁止重物在燃料贮存区上方移动, 将所有起重操作限制在最小所需高度, 定期检查起重装置, 监测贮存水池的泄漏, 单独存放并及时处理损坏的或泄漏的乏燃料 80

93 另外, 通过执行与核电厂乏燃料管理相类似的措施, 确保考虑了乏燃料管理中不同步骤之间的相互依赖关系, 确保对个人 社会和环境提供有效保护, 对可能与乏燃料管理有关的生物学 化学及其他危害已作了充分考虑 2012 年国家核安全局发布了 研究堆堆芯管理和燃料装卸 (HAD202/07) 导则中明确提出与已辐照燃料组件装卸和贮存有关的安全目标是 :(1) 保证燃料始终处于次临界 ;(2) 防止燃料组件损伤 ;(3) 保持不使燃料元件包壳完整性降级的环境 ;(4) 保证足够的余热排出能力 ;(5) 保证在已辐照的燃料装卸和贮存过程中, 向环境释放的放射性物质保持在规定的限值内, 且人员受到的放射性辐照保持在合理可行尽量低的水平 为了达到上述安全目标, 导则中对已辐照燃料的装卸 贮存和检查分别提出了安全要求 G.1.3 离堆贮存乏燃料管理安全要求 民用核燃料循环设施安全规定 (HAF301) 乏燃料贮存设施的设计 (HAD301/02) 乏燃料贮存设施的运行 (HAD301/03) 等部门规章和安全导则对离堆乏燃料管理提出了要求和建议, 并针对干式或湿法贮存设施提出了具体的安全要求和建议 主要的安全要求和建议包括以下几方面 : (1) 保持次临界 主要措施包括在实体布置和安排过程中利用适宜的几何安全构型, 利用固定中子吸收体等 (2) 设计适宜的构筑物与布置 主要措施包括采用尽量短而直 81

94 的操作移动线路, 将乏燃料贮存池上方的重物移动减至最少, 适当安排泄漏或受损乏燃料的污染测量和安全贮存等 (3) 提供恰当的辐射防护 按照国家有关规定和 核电厂辐射防护设计 (HAD102/12) 规定的原则和要求, 为工作人员和公众提供辐射防护措施 乏燃料干式或湿法贮存设施的设计遵循适用于所有核设施的辐射防护原则 (4) 确保放射性物质包容 主要措施包括设置通风和废气净化系统, 提供监测手段等 (5) 确保热量排出 主要措施包括设施投入运行的开始阶段设置强制冷却系统, 之后采用自然冷却, 设置冗余和 ( 或 ) 多样性的热量排出系统等 (6) 选用恰当的材料 主要措施包括选择经认可的结构材料和焊接方法, 与乏燃料组件接触的构筑物和部件的材料与乏燃料组件具有相容性, 考虑腐蚀性介质的影响, 易于去污等 秦山第三核电厂配套建设的乏燃料临时干式贮存设施属于离堆干式贮存设施, 其主要特点包括 : (1) 从重水堆中卸出的乏燃料中所含的 235 U 和 239 Pu 的含量很低, 不可能达到临界 (2)MACSTOR-400 型贮存模块是一个非能动的散热装置, 在自然对流的传热条件下, 使乏燃料元件包壳的温度低于温度限值 (3) 乏燃料在贮存和运输过程中的屏蔽分别由池水 工作箱 运输容器和混凝土屏蔽体提供 上述屏蔽设计保证了工作人员和公 82

95 众的安全 (4) 除了乏燃料包壳可包容放射性物质外, 燃料篮和贮存桶另 外两层密封, 确保了对放射性物质的包容 G.2 现有设施 ( 第 5 条 ) 每一缔约方都应该采取适当步骤, 以评审当本公约对该缔约方生效时已存在的任何乏燃料管理设施的安全性 ; 并确保必要时采取所有合理可行的改进以提高此类设施的安全性 中国现有运行核电厂均建有乏燃料贮存设施, 用于接收并贮存本电厂产生的乏燃料 目前各电厂均建有乏燃料在堆贮存设施, 上述设施采用湿法贮存方式贮存乏燃料 ; 秦山第三核电厂还另外建有乏燃料离堆贮存设施, 该设施采用干式贮存方式贮存乏燃料 研究堆的乏燃料贮存与核电厂类似, 也建造了在堆贮存设施, 并采用湿法贮存方式 中国目前还未面临乏燃料超长期贮存的问题, 但依然关注上述问题及由此可能产生的安全影响 在核电厂十年定期安全审查中, 均包含了对乏燃料管理的审查 另外, 积极跟踪乏燃料超长期贮存方面的国际动态, 并将根据需要开展包括国际合作在内的研究工作 G.2.1 设施的安全性评审根据 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 (HAF001), 中国现有核电厂营运单位和研究堆营运单位在核设施建 83

96 造 运行前, 均分别编制并向国家核安全局提交了环境影响报告书 初步安全分析报告 最终安全分析报告 核设施质量保证大纲 核设施调试大纲 核事故应急计划, 以及其他资料 在上述资料中, 包含了乏燃料管理设施的环境影响评价和安全分析内容 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 委托专门的技术支持单位对核设施营运单位提交的环境影响报告书 安全分析报告和其他资料的技术内容进行审评和现场考察 经审评和现场考察, 技术支持单位形成审评意见, 并将其提交给环境保护部设立的核与辐射安全专家委员会进行进一步审查 经进一步审查, 核与辐射安全专家委员会对技术支持单位的审评意见形成审查结果 根据上述审评意见和审查结果, 环境保护部 ( 国家核安全局 ) 决定是否批准相应申请 经环境保护部 ( 国家核安全局 ) 审核批准后, 现有核电厂营运单位和研究堆营运单位启动了包括乏燃料管理设施在内的核设施的建造和运行 在现有核电厂和研究堆乏燃料贮存设施的设计 建造和运行过程中, 营运单位严格执行了 核电厂厂址选择安全规定 (HAF101) 核电厂设计安全规定 ( HAF102 ) 核电厂运行安全规定 (HAF103) 研究堆设计安全规定 (HAF201) 研究堆运行安全规定 (HAF202) 民用核燃料循环设施安全规定 (HAF301) 和 压水堆核电厂乏燃料贮存设施设计准则 (EJ/T ) 的相关要求 84

97 G.2.2 设施的合理改进 G 运行核电厂定期安全审查 核电厂运行安全规定 (HAF103) 要求 : 在核电厂整个运行寿期内考虑到运行经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息, 营运单位必须根据管理要求对核动力厂的安全进行系统的再评价, 并且规定必须采用定期安全审查的方式开展上述评价 中国现有核电厂均按照 核电厂在役检查 (HAD103/07) 和 核动力厂定期安全检查 (HAD103/11) 对本电厂开展包括常规安全审查和专项安全审查在内的安全审查, 以及定期 ( 一般为十年 ) 安全审查 一般在核电厂开始运行后大约第十年进行定期安全审查, 以后每十年进行一次, 直至运行寿期终了 定期安全审查的范围包括核电厂核安全的所有方面, 即包括运行许可证所覆盖的处在厂区内的全部设施 构筑物 系统和部件 ( 包括乏燃料管理设施 ) 及其运行, 以及人员配备 组织机构 应急计划和辐射环境影响等所有核动力机组都涉及到的安全要素 2011 年, 秦山核电厂启动了第二次十年定期安全审查, 秦山第二核电厂与秦山第三核电厂启动了首次十年定期安全审查 大亚湾核电厂于 2012 年启动了第二次十年定期安全审查 审查内容包括燃料装卸和贮存系统 乏燃料贮存水池冷却和净化系统的设计审查和实际状态审查, 及其文件记录充分性审查 在审查过程中, 主要评价了重要构筑物 系统以及部件承受正常运行 维护 试验和假定 85

98 事故情况下的外部环境影响的能力, 承受预期自然灾害并叠加一定正常与事故工况影响的能力, 在被共用时执行所要求的安全功能的能力 ; 评价了系统在正常和事故工况下保证余热排除的能力, 各部件在假定单一故障并叠加厂外电源丧失时仍能保证执行其安全功能所需要的冗余度, 保证系统安全功能不受损害的能力, 具备对安全相关部件和设备进行在役检查 定期检查和运行功能试验的措施 ; 评价了在正常运行和假想事故工况下燃料贮存的安全性, 包括包容 过滤 余热排除 监测和报警, 以及减少职业照射的能力 审查认为 : 燃料装卸和贮存系统 乏燃料贮存水池冷却和净化系统总体上满足现行安全基准的要求 对于识别出的偏差或薄弱环节, 提出了改进措施, 进行了及时整改, 提高了系统的安全性和可靠性 G 全国核电厂和研究堆综合安全检查中国于 2011 年 3 月至 12 月开展了包括核电厂和研究堆在内的全国民用核设施综合安全检查 在综合安全检查过程中, 发现涉及乏燃料管理设施的主要问题包括 :(1) 部分核电厂的乏燃料管理设施应对严重事故的预防和缓解措施不足 ;(2) 秦山核电厂乏燃料管理设施所在场址的设计基准洪水位难以应对因围垦规划造成的极端状况 ;(3) 大亚湾核电基地各核电厂可能受到因马尼拉海沟最大地震引发海啸的影响 ;(4) 高通量工程试验堆的乏燃料管理设施和放射性废物管理设施所在场址可能无法承受所在区域的地震区划烈度水平 86

99 针对检查中发现的问题, 确定了 16 项安全改进要求, 并根据各项安全改进的重要性和可行性, 制订了短 中 长期计划, 要求和督促各民用核设施按期完成相应的改进工作 为了规范各核电厂共性的改进行动,2012 年 6 月, 国家核安全局发布了 福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求 ( 试行 ), 作为核电厂后续改进行动的指导性文件 该文件提出了多项要求, 其中包括各民用核设施乏燃料水池应增设必要的液位 温度监测 各民用核设施营运单位均根据安全改进要求, 制订了实施方案, 截止 2013 年底, 已全部完成了短 中期计划中提出的改进要求, 预计 2015 年底前完成包括长期计划在内的所有改进要求 截止 2013 年底, 已完成的主要改进事项包括 :(1) 秦山核电基地各核电厂已确认或审查升版了乏燃料水池运行手册及应急规程, 已在相关规程中进一步明确了乏燃料水池温度 液位的监测和控制要求, 细化了乏燃料水池补水操作程序 ; 大亚湾核电基地各核电厂和田湾核电厂已完成全厂断电工况下乏燃料水池监测和补水系统的改造 ;(2) 秦山核电厂已完成防洪堤的加高改造 ;(3) 大亚湾核电基地已完成抗震裕量评估分析报告和地震海啸影响详细评估, 评估结果表明 : 潜在地震海啸不会影响大亚湾核电基地各核电厂乏燃料管理设施的安全稳定运行 ;(4) 高通量工程试验堆的乏燃料管理设施和放射性废物管理设施已完成抗震校核及改造工作, 正在开展针对山体滑坡 道路堵塞等自然灾害的应急抢险的改造工作 各运行核电厂已与气象 海洋 地震等相关部门建立了外部灾 87