生态环境部发布核安全导则《放射性废物地质处置设施》

6 监测与检查

6.1 监测和检查计划

6.1.1应依据导则HAD 401/09编制地质处置设施的监测和检查计划。监测和检查应作为安全全过程系统分析的一个重要组成部分，并定期更新。

6.1.2监测和检查计划应对地质处置设施分阶段的监测和检查重点进行说明，并应分阶段实施监测和检查，以论证地质处置设施建造和运行期间能确保工作人员、公众和环境的安全，并确认不存在可能影响地质处置设施关闭后安全的不利因素。

6.1.3监测计划应当包括地质处置设施监测和环境监测，以评估公众照射和环境影响。

6.1.4监测计划的制定包括以下工作内容：

（1）选择对安全全过程系统分析具有重要意义的参数并进行论证；

（2）确定监测计划的范围和目标；

（3）建立监测计划的评估和修订制度；

（4）测量方法和设备的选择；

（5）测量位置和对象的选择；

（6）监测时间和频次的选择；

（7）建立质量控制要求和措施；

（8）监测数据的使用和说明；

（9）建立管理规范和监测结果报告制度；

（10）监测结果评价；

（11）建立监测数据的信息管理系统。

6.1.5执行检查计划的目的是掌握地质处置设施的情况，以验证安全屏障的完整性和迅速识别可能导致放射性核素向环境迁移或释放的情况。

6.1.6检查计划的主要内容包括：对场址和周边区域的描述、对地质处置设施部件及其所处环境的描述、设施检查的类型和频次、设施检查程序、设施维修和定期试验程序、检查记录和报告要求、质量保证。

6.2 监测

6.2.1地质处置设施的监测主要包括地质处置设施监测、废物监测（仅适用于运行阶段）和环境辐射监测。

6.2.2地质处置设施监测应根据地质处置设施的屏障特性和处置作业流程制定监测项目。

6.2.3废物监测是对验证废物包是否符合接收准则的有关项目进行监测。

6.2.4考虑到地质处置设施中处置的对象向环境早期释放的概率极低，环境辐射监测项目可根据场址特性进行简化设计。可以主要集中在某些环境介质（如地下水）的放射性核素测量上，但应同时满足公众安全和关注的需要。

6.2.5地质处置设施的监测主要分为运行前、运行以及关闭后等各阶段的监测。

6.2.6运行前的监测

（1）选址阶段的监测以收集资料为主，包括放射性本底、生态、气象、水文地质等方面的基本环境资料。

（2）场址确定以后，应开展详细的地质环境状况、放射性本底以及设施周边环境条件等调查，调查内容、范围等应结合场址的环境特性和待处置废物特性确定。

（3）建造期间，应对地质处置设施及其周边地质条件、水文地质、地球化学、建造和工程条件等方面的变化进行监测，并对地质处置设施及其周围的大气环境、声环境、受纳水体化学污染、水土流失等开展监测。

6.2.7运行期间的监测

（1）运行期间的监测用于论证设施的运行能够满足监管要求和运行许可条件，包括环境和辐射防护安全要求。应对运行期间的监测数据进行深入分析，以便找出实际情况与预测或假设情况数据的差异，从而提高对整个处置系统的认识水平。必要时应当根据实测数据更新安全全过程系统分析，以确认地质处置设施仍能满足相关法规和标准的要求。

（2）应根据正常运行和事故工况制定并更新运行阶段的辐射监测计划。

6.2.8关闭后的监测

（1）地质处置设施关闭后，应根据运行历史以及关闭和稳定化情况保留适当的环境监测系统，以保证在放射性核素迁移到场址边界之前提出预警。

（2）关闭后监测计划的设计和实施不得降低设施关闭后的总体安全水平。

6.3 检查

6.3.1地质处置设施的检查主要分为运行前检查、运行检查、关闭后检查。

6.3.2地质处置设施的检查包含常规的设施检查、系统性能检查（运行阶段）、设备性能和有效期检查（运行阶段）、辅助系统功能检查，还应根据地质处置设施的地质和工程特性制定有针对性的检查，并尽量使用自动化和远程检查方法。

6.3.3考虑到地质处置设施的地下处置单元很难影响地面环境，周边环境检查的重点是那些有可能对地面设施造成危害的环境因素。

6.3.4地质处置设施应当在运行前开始执行检查计划，如果设施关闭后无法进入工程屏障，则可以在设施关闭后停止执行检查计划。

7 质量保证

7.1 质量保证大纲

7.1.1应制定地质处置设施质量保证大纲，对地质处置设施选址、设计、建造、运行、关闭和关闭后的质量保证作出规定，以保证所有与安全有关的活动满足相关法规和标准的要求。

7.1.2质量保证大纲应涵盖地质处置设施的所有方面及其开展的单项或综合性活动，也包括与安全相关的所有安全评价，以及安全全过程系统分析中对安全论据和支持性证据的集成。

7.1.3质量保证大纲应确保与安全相关的所有文件的关联性、可理解性和可追溯性，且可供各方在当前和将来的不同情况下使用。

7.1.4应在选址初期制定质量保证大纲，对选址有关的所有文件、证明资料的产生和保存作出规定，使这些资料准确、有效、完整和有代表性。

7.1.5在地质处置设施的设计、建造和运行期间，应对工程屏障设计、废物特性和操作程序等变化进行控制，以保证不会对地质处置设施的安全性能带来不利影响，并应及时更新安全评价。

7.1.6地质处置设施关闭和关闭后的质量保证大纲，应强调收集和保存从选址到关闭后各阶段对地质处置设施安全性有重要影响的所有资料，如场址特性资料、工程设计图纸和说明书、废物信息（包括废物在地质处置设施中的位置、包装标志）、安全评价报告（包括所使用的计算机程序）、环境监测结果以及地质处置设施关闭资料等。

7.2 质量保证实施

7.2.1质量保证适用于地质处置设施研发的所有活动或步骤，例如：活动研发、活动控制、活动设计、活动实施、活动验证、活动改进。

7.2.2对于地质处置设施，质量保证应重点关注以下方面：处置概念研究，地质处置设施选址、设计、建造、运行、关闭及关闭后，安全评价，监测与检查，文件管理，记录的保存。

7.2.3 应建立清晰的质量保证管理流程，以保障技术方法、模型、数据等的质量。应设立专门的质量保证机构，负责质量保证相关活动的实施。

名词解释

地质处置Geological Disposal

在深至几百米的稳定地质体中，利用工程屏障和天然屏障组成的系统隔离放射性废物。

地质处置设施Geological Disposal Facilities

位于地下稳定的地质构造中（通常在地表以下数百米或更深处），以使放射性核素与生物圈长期隔离的放射性废物处置设施。

地下实验室Underground Research Laboratory

建造于一定深度、用于开发和验证放射性废物处置技术的地下研究设施，在一定情况下也可用于评价场址的适宜性，并作为放射性废物处置研究开发、验证实验、设备考验的中心。

坚稳性Robustness

处置系统部件的坚稳性是指在发生合理预期的干扰情况下，这些部件继续保持预期的一项或多项安全功能的特性。处置系统的坚稳性则是指处置系统在各个部件结构、稳定性和安全特性等条件和参数变化情况下，维持其安全性能的特性。安全评价的坚稳性是指在情景、模型和输入参数等条件合理变化的情况下，能持续证明处置系统安全水平满足监管要求的特性，亦可以理解为安全评价结果对处置系统特定不确定度的受纳特性。

包容Containment

包容是指处置设施延缓或减少放射性核素释放的功能。包容功能主要依靠坚固耐久的废物固化体及其包装来实现。与之相容的其他工程屏障和天然屏障为包容提供一定时间的保证。

隔离Isolation

隔离是指将废物及其固有毒性阻挡在生物圈之外，限制放射性核素的自由活动。

工程屏障Engineered Barrier

指地质处置设施中包容和隔离放射性废物的人工屏障。包括废物体、废物处置容器、缓冲材料、回填材料等。

天然屏障Natural Barrier

地质处置设施所处的自然地质体，具有阻滞放射性核素并保护工程屏障稳定性的安全功能。

被动安全特性Passive Safety Features

指地质处置设施包容放射性、隔离放射性废物和限制放射性核素向生物圈释放的固有安全特性，包括实体屏障（如工程屏障和天然屏障等）、材料性能（如天然或人工材料对放射性核素的吸附性能等）及场址的有利特性（如有利于地质处置设施稳定性的地形、地质条件）等。

延时关闭Delayed Closure

在不影响处置系统总体安全的条件下，如有必要，缓冲材料和回填材料就位后可适当推迟处置巷道的关闭，以便开展安全监测。

安全全过程系统分析Safety Case

指支持和说明处置设施安全的科学、技术、行政和管理等方面论据和论证的文件集成，涵盖场址的适宜性，设施的设计、建造和运行的安全性，辐射风险评价的合理性，以及所有与处置设施安全相关工作的充分性和可靠性。

安全评价Safety Assessment

安全全过程系统分析的关键组成部分，是对处置设施提供安全功能并满足法规、标准要求的系统分析与评价，其核心内容是处置设施关闭后阶段的辐射影响评价和处置系统性能长期演变的评价。

可逆性Reversibility

指在任一阶段对处置设施计划或工程进展进行撤回或调整优化的可能性。这包括重新评估或调整已经做出的决策，以及通过技术手段调整优化已经施工的工程。在处置计划的早期阶段，可逆性主要是指调整选址决策或修改优化工程设计。而在后期，即处置设施建造和运行期间，可逆性主要指修改完善处置设施的相关单元，甚至包括回取已经入坑的废物包。