《乏燃料后處理設施安全（征求意見稿）》發布
【化工儀器網 政策標準】乏燃料后處理是閉式核燃料循環中的重要環節，其主要任務是從乏燃料中回收和純化鈾钚等裂變材料，提取可利用的核素，并對放射性廢物進行妥善處理。
為適應核電事業發展要求，上個世紀九十年代我國建造了第一座動力堆乏燃料后處理中間試驗工廠。經過30多年的設計、建造和調試，中試廠已建成并完成階段性熱調試工作。雖然我國在中試廠的建設過程中積累了一定經驗，但是在設計和建造工業規模后處理廠方面，仍未建立并形成配套適用的法規標準體系。
安全是乏燃料后處理設施建設的前提，考慮到后處理設施具有不同于核電廠以及一般化工廠的顯著特點和特殊要求，核安全問題與化學安全問題并存于整個后處理過程中，可能發生各類安全事故。因此建立和完善后處理設施適用的、覆蓋設施全壽命周期的安全法規和標準體系，為工程項目安全監管及順利實施提供規范和參考，尤為重要。
為貫徹落實《中華人民共和國核安全法》、《民用核設施安全監督管理條例》，完善我國核燃料循環設施監管的法規體系，進一步規范和指導乏燃料后處理設施的選址、設計、建造、調試、運行，生態環境部組織制定了核安全導則《乏燃料后處理設施安全》。目前，已完成導則的征求意見稿。現就該導則征求有關單位意見，請有關單位研究并提出書面意見，于2020年7月20日前反饋至生態環境部。逾期未反饋的，將按無意見處理。
該安全導則旨在提供滿足目前我國法律法規中關于乏燃料后處理設施安全要求的具體建議和措施，是對《乏燃料后處理設施安全要求(試行)》(國環規輻射〔2018〕2號)的補充和完善。在實際工作中如果其他措施能夠證明可以達到相同的效果，也可以認為與該項新導則具有相同或相近的安全水平。
新導則適用于采用液-液萃取水法工藝(如 PUREX 流程)處理動力堆乏燃料的工業規模后處理設施，包括配套的乏燃料接收與貯存設施、放射性廢物處理和貯存設施等，其他工藝流程的后處理設施亦可參照執行。
導則結構框架整體上遵循IAEA 安全導則(SSG-42)的框架，并參照了國內核安全法規、導則通用格式；在內容上，基本涵蓋了IAEA 安全導則(SSG-42)的全部內容，具體安全措施也回應了上一級文件《乏燃料后處理設施安全要求(試行)》(國環規輻射〔2018〕2號)的安全要求。
導則涉及的工藝包括：乏燃料組件的操作，如乏燃料接收、轉運及貯存等；乏燃料解體、剪切或去殼和溶解；鈾、钚與裂變產物的分離；鈾和钚的分離與純化；鈾、钚氧化物產品的生產及貯存(不包括 MOX 元件制造)；各種廢物的初步處理和操作。
導則的主要技術內容為：為后處理設施安全要求的具體建議，重點圍繞后處理廠主要安全功能，對后處理設施壽期內包括廠址評價、設計、建造、調試、運行和退役準備在內的所有重要階段的安全要求提出了具體的建議和指導，涉及后處理總體安全、主工藝、放射性廢物處理、設備、儀表控制、退役、給排水、暖通、氣體、電氣、通信、輻射防護、臨界安全、總圖、地質、環境保護與應急等專業。
在儀控和分析的設計要求方面，導則指出，應當通過實時監測儀表，在線分析儀表，就地取樣分析，實驗室遠程取樣分析，針對安全重要關鍵工藝點的取樣分析，必要的校準與測試等手段監測后處理設施運行的偏離。
在氣體和液體排放管理方面，導則要求，應安裝監測過濾器狀態和性能的設備， 包括：壓差計，用于指示過濾器的更換；帶有連續取樣的放射性活度或氣體濃度測量和排放流量測量裝置；用于測試氣溶膠過濾系統性能的相關取樣裝置。
關于環境監測與評價，導則明確：后處理設施應建設固定監測站和環境監測實驗室，開展環境監測工作。流出物和周圍環境監督性監測站和實驗室納入后處理設施建設成本。
另外，后處理設施中用于監測局部劑量率和個人劑量及氣溶膠濃度的設備應根據實際需要包括：β/γ和中子劑量計，臨界事故劑量計，臨界事故探測器等；肢體劑量計；帶有即時、就地報警的移動式氣溶膠濃度監測器，用于維修工作區、帳篷、臨時圍欄和氣閘；用于低水平空氣監測的移動式空氣取樣器。
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