关于近地表处置设施定期安全评价的建议

王春丽,魏方欣,徐春艳,张 宇,祝兆文,雷 强

(生态环境部核与辐射安全中心,北京 100082)

1 开展近地表处置设施定期安全评价的必要性

开展定期安全评价是对核设施的基本要求,我国《核安全法》明确要求核设施营运单位应当对核设施进行定期安全评价。这一要求对放射性废物近地表处置设施尤为重要。根据《放射性废物安全管理条例》的规定,近地表处置设施关闭后应满足300年以上的安全隔离要求。与一般核设施的运行期相比,近地表处置设施运行的时间跨度更长,定期评估处置设施的安全状况,核实是否与设计阶段对设施安全功能所做的预测一致,并在必要时采取纠正措施,是确保关闭后长期安全不可缺少的重要手段。我国目前已建成运行西北、北龙、飞凤山、龙和处置场等4座近地表处置设施,其中西北处置场和北龙处置场运行已超过10年,均应开展定期安全评价;飞凤山处置场运行超过6年,需开展定期安全评价的准备工作。但如何开展近地表处置设施的定期安全评价,国内尚缺少具体要求,国外的有关实践也鲜少报道。国家核安全局虽制定了《核动力厂定期安全审查》(HAD 103/11)和《研究堆定期安全审查》(HAD 202/02),但均不完全适用于近地表处置设施。因此,立足我国实际,确定开展近地表处置设施定期安全评价的策略及评价要点是十分必要而迫切的。本文立足我国当前近地表处置设施定期安全评价现状,在充分调研及分析国内外有关要求的基础上,重点对近地表处置设施定期安全评价的核心内容,即安全要素及其评价要点进行探讨,并提出建议。

2 处置设施定期安全评价相关法规标准要求

2.1 国际原子能机构(IAEA)

IAEA在多个安全标准中对包括处置设施在内的核设施定期安全评价提出相关要求,包括基本原则、目的、范围、时间尺度及应考虑的重要内容等。

《基本安全法则》(SF-1)[1]对设施运行阶段开展(定期)安全评价提出基本原则要求。《设施和活动的安全评价》(GSR-4)[2]特别说明,设施和活动会在寿期和有效期内发生变化和演变,并且不断得到修改、改进和受到老化的影响。知识和认识也会随着时间和经验而发展。因此,必须对安全评价结果进行更新(即开展定期安全评价),以反映这些变化及使之保持有效性。《放射性废物处置》(SSR-5)[3]明确了处置设施定期安全审查应覆盖的时间范围,即在放射性废物处置设施运行期间和关闭之后必须进行定期安全审查,直至设施许可证终止。《放射性废物处置的安全全过程系统分析》(SSG-23)[4]明确要求,处置设施更新安全评价的频率与设施的辐射风险及其变化程度有关,作为最低要求,安全评价应在以预定时间间隔进行的定期安全评价中进行更新。即定期安全评价为安全全过程系统分析的落实提供阶段性审查支点/节点,是落实安全全过程系统分析有关要求的重要里程碑。因此,包含安全全过程系统分析的有关内容应是处置设施定期安全评价的题中应有之义。

IAEA相关安全标准对核设施开展定期安全评价的总体要求列于表1。其中:SF-1及GSR-4对所有核设施的定期安全评价提出一般性要求,这些要求同样适用于处置设施;SSG-25对核电厂开展定期安全评价的安全要素及评价要点予以详细说明,可作为近地表处置设施定期安全评价的参考;SSR-5及SSG-23对处置设施的定期安全评价提出特定要求。基于上述要求,近地表处置设施定期安全评价所涵盖内容,需遵守SF-1、GSR-4、SSR-5、SSG-23的有关要求,其实施方式可参考SSG-25的具体要求。

表1 IAEA安全标准对处置设施开展定期安全评价的有关要求

2.2 我国

国家核安全局制定了核安全导则《核动力厂定期安全审查》(HAD 103/11)[6]及《研究堆定期安全审查》(HAD 202/02)[7],分别针对核动力厂和研究堆定期安全评价提出详细要求。HAD 103/11是参照IAEA的SSG-25并结合我国实际编制而成;HAD 202/2亦延续HAD 103/11(即SSG-25)的整体策略,并对安全要素等内容进行适用性调整后编制而成。HAD 202/2规定的审查原则、策略、实施计划等与HAD 103/11基本保持一致,重点针对安全要素及审查要点进行适应性调整。

我国针对核电厂、研究堆和核燃料循环设施所开展的定期安全评价实践中,安全要素设置情况列于表2。

表2 我国核设施已有定期安全评价导则及实践中的安全要素

虽然各类核设施设定的安全要素数量各有差异,但对比核电厂的全部14个安全要素,除应急外,其他安全要素均已纳入研究堆和核燃料循环设施的评价要素中,或独立成为要素,或与其他要素合并,或做简化处理等。由此可见,近地表处置设施安全要素的设定,可参考上述五方面的主要要求,通过适应性及针对性调整确定。

3 近地表处置设施定期安全评价的有关实践

国际上,法国、芬兰等国在参考或借鉴IAEA有关要求的基础上,结合自身特点制定了本国开展定期安全评价的技术文件,指导本国放射性废物处置设施开展定期安全评价,有关实践可为我国提供参考和借鉴。我国也在西北处置场定期安全评价的安全审查中进行了积极探索,为后续制定相关标准和导则提供实践基础。

3.1 芬兰[8]

根据芬兰监管机构(STUK)的审管要求(导则YVL D.5[9]),对于放射性废物处置设施,除非运行许可证中另有规定,否则许可证持有者每15年应至少开展一次定期安全评价。定期安全评价的主要内容应包括对处置设施安全状况、处置长期安全性以及潜在演化情况的评估。

针对核设施定期安全评价的具体实施和主要内容,导则YVL A.1明确提出[10],申请者需向STUK提供定期安全评价报告,报告中应包括对核设施当前安全状态、潜在变化和确保未来安全性的评估,具体而言,其评价要点/要素应涵盖以下方面:1)证明符合芬兰法规和导则中规定的要求;2)设施设计的再评价;3)上轮定期安全评价的总结;4)设施老化状态和老化管理的描述;5)设备合格鉴定的说明;6)更新的安全分析:对放射性废物处置设施审查长期安全分析;7)安全指标;8)安全文化和领导力的描述;9)程序/规程;10)辐射防护;11)废物管理程序;12)经验反馈、研究活动及改进;13)与《核能法》以及许可证条件的符合性总结;14)定期安全评价及提高设施安全的行动计划,提供:定期安全评价结果;在上轮定期安全评价之后对设施安全运行的总体评估;对设施当前状态的评估;下轮定期安全评价前继续安全运行的前提条件等。

针对放射性废物处置设施的定期安全评价,在上述要求的基础上,STUK在其导则YVL D.5中进一步补充了专门要求[9],包括评价周期、评价要点及对安全全过程系统分析(safety case)进行更新的具体规定。

3.2 法国[11]

根据法国《环境法案》第L.593-18条的规定,所有基本核设施(BNI)都要进行定期安全评价(至少每10年开展一次)。定期安全评价必须能持续改进设施的安全性,也可能因此需要对设施进行改造。其《环境法案》第L. 593-19条规定,在每次定期安全评价之后,营运单位须向核安全局(ASN)提交总结报告,报告中需含有本次评价的结论、其为纠正评价中所发现的任何异常情况或改进设施安全性而计划采取的措施(必要时)。

在实践中,法国各类核设施定期安全评价的逻辑/策略是一致的,均主要涉及两大方面:1)符合性评价:基于最新法规标准要求,检验设施及其运行状态、以及各种变更(包括老化情况),确认其是否仍然符合有关法规要求及许可条件;2)安全再评价:结合设施的所有运行经验反馈以及国内外类似设施的现状,根据现行的安全和辐射防护要求,对设施的安全性进行重新分析。通过定期安全评价确定设施的改进措施。

对于放射性废物处置设施的定期安全评价,在上述要求的基础上,法国在导则(Safety guide 1.2 of 1984)中特别规定,在设施的运行及有组织控制期结束前均需开展定期安全评价,周期为每10年一次。以芒什处置场(CSM)为例,在1969年至1994年运行期间,安全法规和原则要求不断发生变化,其营运单位Andra根据法规的变更对其运营模式进行了调整。当以往实践不再适用于现行法规时,Andra在定期安全评价中检验其是否仍符合安全目标。

可能影响安全功能发挥的问题是近地表处置设施定期安全评价的重点关注要素之一。比如,在2006年对CSM开展的定期安全审查中,ASN重点关注了覆盖层耐久性等内容,ASN认为Andra应继续加强覆盖层的稳定性并解决雨水渗透问题。Andra承诺后续补充提交关于此问题的解决方案/改进计划。2015年,Andra将该改进计划提交ASN审查。ASN于2016年9月要求Andra作出技术补充,特别是需要明确长期覆盖层尺寸方面的要求等内容,并要求其在后续定期安全评价中对此类要素进行评价(评价文件已于2019年提交)。CSM于1976年(运行期间)发现的地下水氚污染及其后续改进、监测措施,也是定期安全评价重点关注的内容。

Andra于2016年7月提交了新一轮定期安全评价的大纲(DOR),ASN于2017年12月提出审查意见。2019年4月,Andra提交了CSM的最终定期安全评价文件(包括其安装最终覆盖层的设想策略)。目前该文件正接受ASN审查。

3.3 我国西北处置场

西北处置场为我国首个正式开展定期安全评价的近地表处置设施。因无具体要求及先例参考,其定期安全评价的内容主要为现状陈述,重点聚焦对运行管理数据的更新及阶段性总结,以及以人员剂量为核心的合规性核实。但审评人员认为,根据定期安全评价的目标及要求,近地表处置设施的定期安全评价不应只是评价周期内设施变化的说明及人员受照剂量的阶段性评估,而应结合处置设施演化、修改和厂址方面的积累效应、运行经验反馈、安全标准和核安全技术的发展,进行综合性、系统性分析。而开展定期评价的落脚点,应聚焦选取合理的安全要素,并对各个安全要素的要点予以逐一评价,目的在于确保近地表处置设施在控制期内具有预期/可接受的安全功能和安全水平。因此,确定定期安全评价的安全要素及评价要点,是有效开展近地表处置设施定期安全评价的核心及关键。审评人员就此提出了相关要求和建议(详见本文第4节)[12]。

4 关于在我国开展近地表处置设施定期安全评价的建议

从国内外相关要求和实践看,核设施的定期安全评价均基本遵从IAEA的标准要求(尤其是SSG-25),针对不同类型的核设施,基于其主要特点及复杂程度,对安全要素和评价要点进行适用性调整或合并。立足国内法规标准及IAEA标准要求,借鉴处置设施定期安全评价的国际经验,结合我国其他核设施定期安全评价实践及要求,研究提出我国近地表处置设施定期安全评价要素、评价要点的建议。

4.1 整体思路及策略

参考芬兰导则中的相关要求及我国研究堆定期安全评价的要求及思路,我国近地表处置设施定期安全评价的方法和实施方案等,可遵从IAEA SSG-25提出的整体策略;在满足国内及IAEA有关标准要求的前提下,安全要素和评价要点可进行适用性及针对性调整及合并。

4.2 安全要素的筛选

从国内外核设施定期安全评价的要求看,各类核设施的安全要素均以核电厂的14个安全要素为基准进行适应性调整,考虑到不同设施的运行特点及整体复杂程度,其安全要素的设定、侧重点及细化程度有所不同,但均有如下共性特点:1)开展对设施设计、安全分析的再评价;2)关注设施硬件部分(如构筑物、系统和部件)的状态(包括老化);3)评估及预测设施的安全性能(及经验反馈);4)关注组织机构和管理体系的运行质量。对于近地表处置设施安全要素的设定,可以上述四方面要求为基础,结合自身特点进行细化调整。

根据IAEA在GSR-4中的安全评价分级方案要求,立足近地表处置设施的安全风险特点,安全要素的筛选应兼顾以下内容:

1)鉴于近地表处置设施总体核安全风险低、辐射风险相对较高且设施设计相对简单,IAEA SSG-25推荐的设备合格鉴定、确定论安全分析、概率安全分析、灾害分析、人因等安全要素可不单独设置;同时,在我国核设施的应急管理体系中,近地表处置设施有独立的应急预案且定期更新,故IAEA SSG-25推荐的应急计划安全要素亦可不单独设置;

2)近地表处置设施有其自身的特殊性,如对放射性废物的包容隔离功能及废物处置长期安全要求高等[13],故需重点关注多重屏障系统对放射性核素的包容阻滞性能、处置系统长期安全、长期环境影响风险、处置场有组织控制的有效实施等特点,并兼顾安全全过程系统分析理念及要求[14]。因此其安全要素至少应包括:①设计与安全分析(重点为安全功能的设定及再评估);②关键硬件的实际状态及性能演化(重点为屏障体系的状态及演化评估);③安全性能(重点为安全功能的实现及维持,包括对环境的辐射影响);④组织机构和管理体系(重点为体系的运行质量及经验反馈等)等方面。其中,辐射防护及其有效性应作为各个安全要素的一个特定方面予以评价。

4.3 安全要素、评价要点及目的

对近地表处置设施定期安全评价各安全要素、要点(含总体评价)及评价目的的具体建议列于表3。

表3 近地表处置设施定期安全评价安全要素、要点及目的

对于每个安全要素,均应按设计时适用的法规标准进行审查,按现行法规标准进行比较和评价,进而通过综合性评价确定:该处置设施满足现行安全标准和实践的情况;许可证发放依据仍然有效的情况;在下一次定期安全评价或运行期及安全监护期结束之前保持该处置设施安全的各项安排的充分性;以及为解决安全问题所要实施的改进等。

应根据评价结果,制定必要且合理可行的纠正行动和安全改进计划,在考虑所有纠正行动和安全改进之后,应对依然未得到适当处理的全部弱项进行评价,并综合判断近地表处置设施的安全功能和安全水平是否可接受,以确保近地表处置设施在运行和安全监护期内具有预期/可接受的安全功能和安全水平,以满足法律法规中规定的近地表处置长期安全要求。