“后处理”《乏燃料后处理设施安全（征求意见稿）》发布

今天，聚焦化工小新为大家分享来自化工仪器网的《《乏燃料后处理设施安全（征求意见稿）》发布》。

乏燃料后处理是闭式核燃料循环中的重要环节，其主要任务是从乏燃料中回收和纯化铀钚等裂变材料，提取可利用的核素，并对放射性废物进行妥善处理。

为适应核电事业发展要求，上个世纪九十年代我国建造了第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂。经过30多年的设计、建造和调试，中试厂已建成并完成阶段性热调试工作。虽然我国在中试厂的建设过程中积累了一定经验，但是在设计和建造工业规模后处理厂方面，仍未建立并形成配套适用的法规标准体系。

安全是乏燃料后处理设施建设的前提，考虑到后处理设施具有不同于核电厂以及一般化工厂的显著特点和特殊要求，核安全问题与化学安全问题并存于整个后处理过程中，可能发生各类安全事故。因此建立和完善后处理设施适用的、覆盖设施全寿命周期的安全法规和标准体系，为工程项目安全监管及顺利实施提供规范和参考，尤为重要。

为贯彻落实《中华人民共和国核安全法》、《民用核设施安全监督管理条例》，完善我国核燃料循环设施监管的法规体系，进一步规范和指导乏燃料后处理设施的选址、设计、建造、调试、运行，生态环境部组织制定了核安全导则《乏燃料后处理设施安全》。目前，已完成导则的征求意见稿。现就该导则征求有关单位意见，请有关单位研究并提出书面意见，于2020年7月20日前反馈至生态环境部。逾期未反馈的，将按无意见处理。

该安全导则旨在提供满足目前我国法律法规中关于乏燃料后处理设施安全要求的具体建议和措施，是对《乏燃料后处理设施安全要求(试行)》(国环规辐射〔2018〕2号)的补充和完善。在实际工作中如果其他措施能够证明可以达到相同的效果，也可以认为与该项新导则具有相同或相近的安全水平。

新导则适用于采用液-液萃取水法工艺(如 PUREX 流程)处理动力堆乏燃料的工业规模后处理设施，包括配套的乏燃料接收与贮存设施、放射性废物处理和贮存设施等，其他工艺流程的后处理设施亦可参照执行。

导则结构框架整体上遵循IAEA 安全导则(SSG-42)的框架，并参照了国内核安全法规、导则通用格式；在内容上，基本涵盖了IAEA 安全导则(SSG-42)的全部内容，具体安全措施也回应了上一级文件《乏燃料后处理设施安全要求(试行)》(国环规辐射〔2018〕2号)的安全要求。

导则涉及的工艺包括：乏燃料组件的操作，如乏燃料接收、转运及贮存等；乏燃料解体、剪切或去壳和溶解；铀、钚与裂变产物的分离；铀和钚的分离与纯化；铀、钚氧化物产品的生产及贮存(不包括 MOX 元件制造)；各种废物的初步处理和操作。

导则的主要技术内容为：为后处理设施安全要求的具体建议，重点围绕后处理厂主要安全功能，对后处理设施寿期内包括厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役准备在内的所有重要阶段的安全要求提出了具体的建议和指导，涉及后处理总体安全、主工艺、放射性废物处理、设备、仪表控制、退役、给排水、暖通、气体、电气、通信、辐射防护、临界安全、总图、地质、环境保护与应急等专业。

在仪控和分析的设计要求方面，导则指出，应当通过实时监测仪表，在线分析仪表，就地取样分析，实验室远程取样分析，针对安全重要关键工艺点的取样分析，必要的校准与测试等手段监测后处理设施运行的偏离。

在气体和液体排放管理方面，导则要求，应安装监测过滤器状态和性能的设备， 包括：压差计，用于指示过滤器的更换；带有连续取样的放射性活度或气体浓度测量和排放流量测量装置；用于测试气溶胶过滤系统性能的相关取样装置。

关于环境监测与评价，导则明确：后处理设施应建设固定监测站和环境监测实验室，开展环境监测工作。流出物和周围环境监督性监测站和实验室纳入后处理设施建设成本。

另外，后处理设施中用于监测局部剂量率和个人剂量及气溶胶浓度的设备应根据实际需要包括：β/γ和中子剂量计，临界事故剂量计，临界事故探测器等；肢体剂量计；带有即时、就地报警的移动式气溶胶浓度监测器，用于维修工作区、帐篷、临时围栏和气闸；用于低水平空气监测的移动式空气取样器。

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