《《核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平（二次征求意见稿）》编制说明.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《《核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平（二次征求意见稿）》编制说明.docx（33页珍藏版）》请在课桌文档上搜索。
1、附件3核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平（二次征求意见稿）编制说明二四年二月1项目背景111.2工作过程12标准修订必要性33国内夕相情况53.1 国内标准53.2 防64标准修订的基本原则和技术路线104.1 桶隹颗的原则104.2 标准修订的林路线105柿驻颗术内容H5.1 关于后蛤称125.2 关用范围B53械m语与定义145.4 关于itff1.途分类145.5 关钿量要求155.6 标准中主要核素的确定过程IS5.7 关于平206与国内外同类标准或技术法规的对比和分析237实施本标准的管理措施、技术措施建议247.1 管理措侬议247.2 技术措遮议248征求意见工作情况及对意
2、见的处理情况259送审稿审三t三况259.1 一审送审稿审查情况259.2 二审送审稿审嘘况261项目背景1.1 任务来源核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平（GBXXXX-202X）是对拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定（暂行）（HJ53-2000）的修订，任务来源于生态环境部科技标准司立项文件。本标准的项目承担单位为生态环境部核与辐射安全中心（以F简称“核安全中心”）和中国辐射防护研究院。1.2 工作皿121前期工作2014年，核安全中心承担了原环境保护部的核安全监管课题核设施退役终态确立及评价方法研究，对我国早期核设施退役工程以及相应的退役终态及其确立过程进行了回顾，筛选出影响
3、退役终态确立的主要因素以及评价方法，借鉴美、英等国家相关经验和教训的同时，给出了今后我国确立退役终态的建议。122近期工作根据生态环境部辐射源安全监管司工作安排，HJ53-2000的修订工作被列入了工作计划。核安全中心、中国辐射防护研究院按照辐射源安全监管司的任务要求，开展了C核设施退役场址开放土壤中残留放射性水平规定（修改稿）的编制工作。2021年6月，承担标准修订任务的相关单位召开了HJ53-2OOO修订的启动会；7月对标准修订稿（草案）进行了讨论；2022年1月，辐射源安全监管司组织了该标准的开题论证会，会后标准编制组根据专家意见对修订稿草稿进行了修改完善。4月，核安全中心与中国柏射防护
4、研窕院开展了两轮标准草稿修改的讨论会，主要对标准中具体文字进行核实、对筛选水平确定的估算过程和结果进行比对：5月，标准编制组开展专家咨询，就标准中退役终态剂量准则和筛选水平的合理性进行讨论。6月，辐射源安全监管司组织召开了该标准征求意见稿（初稿）的专家咨询会，编制单位根据专家意见对标准进行了修改，辐射源安全监管司组织课题组外的人员对标准中的筛选水F进行了校核计算，最终形成了征求意见稿。2022年7月28日，生态环境部办公厅发文关于公开征求国家生态环境标准核设施退役场址土壤中残留放射性水平规定（征求意见稿）意见的通知（环办标征函202227号），面向机关团体、行业协会、企事业单位和个人征求该标准
5、的意见，征求意见截止时间为2022年8月31日。编制单位对公开征求的意见进行认真处理，修改完善形成标准送审稿。2022年12月14日，国家核安全专家委员会以线上方式召开第十五次专题会议，会议对本标准的送审槁进行了审查，与会专家一致认为该送审稿通过审议，并提出了4条意见。编制单位根据专家建议逐一修改、补充了相关内容，形成报批稿。2023年2月3日，辐射源安全监管司听取了编制单位对标准的修订情况，认同标准修订稿的主要内容，并要求进一步核实附件中的筛选水平。3月6日，编制单位组织专家对筛选水平的推导和确定过程进行专家咨询，会后根据专家要求，编制单位补充了筛选水平确定的相关说明，并定稿。2023年3月
6、14，国家核安全专家委员会召开2023年第一季度例会，应急与辐射安全分委会审议了核设施退役场址开放土壤中残留放射性水平规定（二审送审稿），专家一致认为该标准内容全面，技术可行，具有可操作性，与现行法律法规协调一致。建议按专家意见进一步修改完善后报批。2023年6月8口，生态环境部辐射源安全监管司召开专题司务会,审议了核设施退役场址开放土壤中残留放射性水平规定（报批稿）建会议提出将标准的标题修改为“核设施拟开放场址土壤中残留放射性可接受水平”，并原则同意该报批稿，提请部长专题会审议。2023年8月30口，生态环境部召开部长专题会议，审议并原则通过了核设施退役场址土壤中残留放射性可接受水平，要求修
7、改标准名称，明确适用于核设施退役开放场址，对附泉给出的筛选水平对应的土地类型和照射途径增加补充说明，并修改为国家强制标准的形式再次公开征求意见后按程序提请部常务会审议。2标准修订必要性该暂行标准发布20多年来，对我国核设施退役，尤其是对一些核技术应用、废物库退役等小型设施的场址评价，起到了及时且可操作性的指导作用。但同时，随着我国各种类型核设施陆续开始退役，退役情况相对复杂，暂行标准规定的残留放射性核素范围和限值已不能满足现有退役实践的需要，亟待修订该标准，满足我国现有和将来退役工程的需要。具体修订理由如下：(I)2018年发布的土壤污染防治法第二十条：“国务院生态环境主管部门根据土壤污染状况
8、、公众健康风险、生态风险和科学技术水平，并按照土地用途，制定国家土壤污染风险管控标准，加强土壤污染防治标准体系建设从土壤的放射性污染风险管理角度出发,为确保土地开发利用符合土壤环境质量的要求，需要根据不同的土地用途制定不同的放射性土壤残留水平。原标准中仅按照农业场景，考虑了保守全面的照射途径，基于OJmSWa给出了土壤中放射性核素残留水平。因此，需根据土壤污染防治法的要求，针对不同土地利用类型和照射途径，给出土壤残留放射性水平确定的原则，使得对污染场址的治理更科学、更精细，同时也能匹配审管部门对退役后场址的环境管理工作。(2)原标准只规定了退役场址使用后公众剂量约束值应在O.1.-O.25mS
9、va之间。GB18871-2002要求场址开放剂量约束的使用不应取代最优化要求，剂量约束值只能作为最优化值的上限。国际原子能机构现行的Re1.easeofSi心IiOn1.Regu1.atoryContro1.onTerminationofPracticesWS-G-5.1)中要求的剂量约束值为0.3mSva，美国Conso1.idatedDecommissioningGuidance(NUREG-1757)中要求的剂量约束值为()25mSWa。根据辐射防护最优化原则以及国内外已有的退役实践，我国无限制开放场址终态的剂量约束值应明确为025mSva,剂量优化的下限应该为001mSva.（3）原
10、标准只是针对无限制使用情况下，给出了基于O1.mSva的剂量约束值的土壤中剩余放射性水平。该过程没有对无限制使用场景的选取原则进行规定，导致在具体退役活动中使用场景的假设带来困难。原标准中对于有限制使用的剂量要求并未具体明确，只给出了原则性要求，不能有效指导有限制使用后的剂量约束值的确定。为科学规范和有效指导污染场址的治理工作，标准中应给出第一步（初步）判断治理必要性的核素筛选水平，低于该水平的场址不用治理，高于该水平的场址应开展进步的详细调查和评估论证工作。因此，有必要对原标准进行更新，增加不同土地利用途径下核素的筛选水平，以优化污染场址治理工作的流程，减少非必要的工作程序。（4）根据我国多
11、年的退役实践，在核基地上的单个核设施的退役，需要补充对退役后的使用场景、剂量约束取值以及残留水平确定原则的相关要求。我国的食谱结构、假定条件以及某些实际参数发生了较大变化，当年导出的土壤残留水平应及时更新。3国内外相关标准情况3.1 国内标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准（GB18871-2002）作为我国辐射防护的基本标准，在11.4.3中对放射性残存物持续照射的剂量约束提出：对于获准的实践或源退役所造成的持续照射，其剂量约束应不高于该实践或源运行期间的剂量约束，剂量约束值通常应在公众照射剂量限值10%-30%（即0.1mSva-0.3mSva）的范围之内，但剂量约束的使用不应取代最优化要
12、求，剂量约束值只能作为最优化值的上限。该要求对退役场址土壤残留水平的推导原则进行了明确。HJ53-2OOO中要求场址无限制开放后公众剂量约束值应在0.1-0.25mSWa之间确定，未明确规定退役后场址无限制开放的剂量约束值。并且HJ53-2OOO中给出的值是特定剂量下的反推值，在具体的核设施退役治理过程中指导性不强。推导退役后场址土壤中放射残存物可接受活度浓度的照射情景、计算模式和参数(Em91-2005),该标准规定了推导退役后场址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的环境照射情景、照射途径、计算模式和主要参数。该标准还将场址用途分为工业用、娱乐业用、城市居民用、郊区居民用、农业居民用等几种类型
13、，并对不同用途可能的照射情景进行了规范。可以看出影响退役场址残留水平的主要因素是土地的使用类型，HJ53-2OO()中只考虑了农用地这一种类型，导致标准中给出的核素残留水平值较低，不能有效指导退役工作的开展。中国已经开展了多项核设施退役场址开放的实践，主要退役项目包括：221厂退役、济南微堆退役和跃龙化工厂退役。编制单位逐一查阅了各项目的环评文件，其中221厂退役后对公众的剂量为().01.mSva,济南微堆退役后对公众的剂量小于0.03mSWa.可以得出，上述场址均实现了无限制开放，场址退役后对代表人的剂量在0.01-0.03mSva之间。3.2 国外标准321国际原子能机构IAEA以基本安
14、全原则为基础，建立了包括安全要求和安全导则在内的完善的退役法规标准体系，在世界范围内指导了大量的退役实践。同时，结合国际上最新的研究成果和实践经验，IAEA退役法规标准体系也在不断更新完善。关于退役终态，IAEA在UAEA安全术语（2018年版）给出了相关定义并在Re1.easeofSitesfromRcgu1.aioryContro1.onTerminationOfPraCIiecs（WS-G-5.1）进行了详细的规定：（1）根据BSS和ICRP的建议，剂量约束值应当前瞻性的被应用于实践终止后残留在人类栖息地的放射性残留物的照射。场址使用标准应当在该剂量约束值的基础上进行防护最优化，同时还应
15、考虑到对于10SWa量级以下照射的最优化可能违背了辐射防护的正当性。（2）场址从监管控制中释放后对公众的剂量约束值不应高于实践运行期间的剂量约束值，但两个阶段在照射途径方面可能存在区别（特别是关键居民组），应以此为基础对实践终止前后的剂量约束值进行等效规定。（3）对于场址的无限制使用，应当通过防护最优化的方法保证做到对关健居民组的有效剂量控制在剂量约束值（OJmSvZa）以下；而对于场址的有限制使用，应当保证在限制存在的情况下有效剂量不超过剂量约束值（OJmSvZa）,在限制失效情况下有效剂量不超过ImSv/a,IAEA关于场址无（有）限制利用的剂量准则如图3-1所示。Qmchau1.(ImS
16、vmayc*Dorcowraim()Mr广R*bbrrrncrc4mtiaamM*rrMVZIcKtobe*arrrd图3-1IAEA关于场址无（有）限制使用的剂量准则IWipiMW0MUAttoBfrmrr%trt1rdtier（4）对于场址使用和物料解控采用不同的剂量约束值是合理且适当的。因为被解控的物料在实践的整个生命周期（包括实践终止阶段）经常发生并可能被用于广泛的潜在用途（包括贸易），应符合10Sva的解控标准：而场址开放后土壤仍留在原地且土壤潜在用途的确定性高于解控物料，应对场址开放的剂量约束值进行优化，并允许其高于物料解控。（5）如果场址符合开放标准，或经修复治理后经验证符合开放
17、标准，并且该标准的设置考虑了场址未来合理的可能用途及相应的不确定性，该场址可无限制使用，这是最优选择。（6）如果场址修复治理后不符合开放标准，可考虑有限制使用。该情景下，应当设计和施加限制措施确保满足剂量约束值。IAEA认为退役是为全部或部分解除对场址或设施的辐射管控而采取的管理和技术行动，通常包括设施的去污和拆除以及土壤的修复治理，其目的是降低辐射风险。退役终态是退役完成后场址的最终状态，主要针对放射性和物理状态。终态包括有限制使用和无限制使用两种，两者的区别主要在于施加的限制是否以放射性为依据。无限制使用的剂量准则为0.3mSva,有限制使用在限制措施失效后的剂量约束值可放宽至ImSvZa
18、o此外，退役后剂量约束值不应高于实践运行期间的剂量约束值，但两个阶段在照射途径和关键居民组方面可能存在区别，应进行等效规定。场址开放标准应在该剂量约束值的基础上进行防护最优化。3.2.2美国美国以原子能法为核心，建立了涵盖联邦法律、联邦法规、管理导则、技术文件、标准及规范在内的完善的退役法规标准体系。关于退役终态，美国生耍在Conso1.idaiedDccommiss沁ningGuidance（NUREG-1757）进行了详细的规定。（1）无限制使用的准则是，残留的放射性物质，不包含本底辐射，从所有途径导致关键居民组中单个个体受到的总有效剂量当量（TEDE）不超过025mSWao（2）有限制使
19、用的准则是，许可证持有者必须提供制度性控制，确保估算的剂量不超过025nSva此外，许可证持有者必须降低残留放射性以确保即使这些控制失效，估算的剂量也不会超过1.mSva(WS-G-5.1)中给出了退役场址无限制开放的剂量准则0.3mSva;美国在1()CFR第20部分E了部分规定了退役场址无限制开放的剂量准则为O.25mSWa;我国分别在电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB18871-2002)和拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定(暂行)(HJ53-2000)给出了退役场址无限制开放的剂量约束值为0.1-0.3mSva和0.1-0.25mSvo通过调研我国现有各核设施基地的场址剂量约
20、束值，梳理国内相关标准中对场址剂量约束值的要求，如核动力厂环境辐射防护规定(GB6249-2011)规定“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0.25mSva的剂量约束值可以得出，国内现有核设施基地的场址剂量约束值最大不超过。25mSWa因此，将我国核设施退役场址无限制开放剂量上限确定为0.25mSva(2)有限制使用时在限制措施失效情况下的剂量准则为ImSvZaIAEA在WSQ-5.1中给出了退役场址有限制开放的剂量准则，“对于场址的有限制开放使用，应当保证在限制存在的情况下有效剂量不超过剂量约束值(03mSva),在限制失效情况下有效剂量
21、不超过ImSV/a”；我国在GB18871-2002也明确，“如果不存在其他照射的可能性，并且降低照射的经济代价太大，则在这种情况下经审管部门认可，可将剂量约束值放宽到ImSV/a”。美国在NUREG-1757第1卷中提出了更宽松的准则，即“有限制开放的准则是，许可证持有者必须提供制度性控制确保估算的剂量不超过0.25mSva此外，许可证持有者必须降低残留放射性以确保即使这些控制失效，估算的剂量也不会超过ImSVa在极少的情况下，估算的剂量可能超过ImSWa,但不能超过5mSva,此时额外的制度性控制应当被建立以满足审管要求对此，我国也予以了考虑，并在GB1.sS71-2002中补充，“如果剂
22、量约束已超过I1.nSVa,并且为进一步减小持续照射而采取技术性措施的经济代价太大，则在这类情况F应采用行政手段对持续照射进行有组织的控制，应对有组织控制的严格程度进行抉择，使之适应当时的情况”。因此，将我国核设施退役有限制开放的场址，在限制措施失效后，对代表人的剂量上限确定为ImSVAu（3）剂量约束值的确定不能取代最优化IAEA在WS-G-5.1中明确了剂量约束值的最优化，即”场址开放标准应当在该剂量约束值的基础上进行防护最优化，同时还应考虑到对于10SWa量级以卜照射的最优化可能违背了辐射防护的正当性”；美国在NUREG-1757第1卷中也规定，“残留放射性应被降低到合理可行尽量低（A1
23、.ARA）的水平，意味着许可证持有者必须尽切合理的努力，并考虑技术和经济的情况，切实可行的减少剂量到远低于规定的限值“：我国也在GB18871.2002中予以明确，“剂量约束的使用不应取代最优化要求，剂量约束值只能作为最优化值的上限”。因此核设施退役场址开放剂量约束值的确定应当在剂量准则之卜进行最优化，但当拟开放场址对公众有效剂量低于10Sva时，继续清理不具有正当性。综上，我国核设施退役场址开放剂量准则如图5J所示。剂量限值1mSv/a对于有限制使用场址，限制措施失效后的剂量优化区间J剂*束值_0.25mSWa无限制使用场址的剂量区间优化后的剂量水平对于有限制使用场址，采取限制措施后的剂量优
24、化区间0.OImSv没有正当性的剂量区间图5我国核设施退役场址开放福jft准则5.6 标准中主要核素的确定过程由于核设施种类不同，如铀纯化转化设施、铀浓缩设施、铀元件制造设施、核电厂、乏燃料后处理设施、放射性废物贮存设施和放射性废物处理设施；同类设施采用不同的工艺或操作不同的物料，如铀元件制造设施和乏燃料后处理设施使用堆后铀，压水堆和高温气冷堆使用不同的堆芯设计，放射性废物贮存和处理设施贮存和处理不同的放射性废物等，核设施退役后场址土壤中可能残留的放射性核素种类随设施的不同而不同。大致可分为以下几类：（1）铀前端设施，包括铀纯化转化设施、铀浓缩设施和铀元件制造设施（不涉及堆后树D,关健核素为U
25、；当涉及堆后铀，铀浓缩设施和铀元件制造设施关键核素还包括超铀核素（Np、Pu.Am、Cm）和裂变核素（Sr,Nb、Ru.Cs、碘、惰性气体（Ar,Kr,Xe）（2）核电厂，关键核素为裂变核素（Sr、Nb.Ru.Cs,碘、惰性气体（Ar、Kr、Xe）.活化产物（Cr.Mn,Co、Fe、Ni、Zn.Nb、Zr、AgxSb）、H-3和C-14：（3）乏燃料后处理设施，关键核素为U、超铀核素（Np、Pu.Am、Cm）裂变核素（Sr、Tc、Ru,Cs、Eu、碘、惰性气体（Ar、Kr.Xe）活化产物（Cr.Mn.Co、Fe,Ni、Zn、Nb.Zr、Ag.Sb）、H-3和C-14：（4）放射性废物贮存和处理
26、设施，关键核素取决于贮存和处理的放射性废物，即与废物产生单位关键核素保持一致。（5）关于U-235的考虑，在核燃料循环系统中，涉及铀操作的物料主要有贫化铀、天然铀、低丰度铀和高浓铀。编制单位对不同丰度铀中U235的比活度占比情况进行了计算，详见表52.结果表明，U-235在各种F度铀中的放射性占比范围为I.46%-4.36%,其影响远远低于U-234和U-238。因此，各种丰度铀中的主要考虑核素为U-234和U238表，2不同丰度油中U254、U238和U235的比活度占比情况表比活度（Bqg）mU(BqZg)iwU(Bq/g)j,U(Bq/g)：HU比活度占比一化铀1.371()41.24E
27、MNI.15E+O32.00E+02I.46E-02天然铀2.53E+041.23E+O4I.24E+045.76E+O22.28E-O25%丰度铀I.23E+O5I.I8E-KMI.O7E+O54.O3E+O33.28E-O220%丰度3.85E+O59.76E+033.59E+O51.67E+O44.34E-02铀90%丰度铀2.69E+06I.I3E+O32.62E+067.I6E+O42.66E-02（6）另外，考虑到国内已有的反应堆退役实践中，在核设施拆除活动时存在Eu-152和Eu-154的释放对土壤造成污染，因此在核素筛选中予以考虑。（7）通过分析国内外退役实践，对于后处理设施排
28、放中1-129是关键核素，但在退役时未发现土壤残留核素1-129清理的案例，因此1-129在标准中也不作为主要核素予以考虑。2022年6月，辐射源安全监管司组织召开了该标准征求意见稿（初稿）的专家咨询会。从放射性核素的产额、半衰期以及对公众的剂量贡献角度进行筛选，结合专家意见，本标准列出的主要核素，包括：U-238、Pu-238、Pu-239、Am-241.Sr-90、CS-137、EU-154、Co60、Ni-63、Tc-99H.3、C-14,在考虑场址终态时遇到其他未列出的核素，可根据具体的场址开放景象通过评价计算来确定残留水平。5.7关于筛选水平筛选水平是初步判断土壤是否需要治理的主要依
29、据，场址污染水平若等于或低于筛选水平时可以不用治理：场址污染水平若高于筛选水平时可根据场址开放后的确定用途，通过推导计算，结合剂量准则，进一步判断是否需要治理。筛选水平确定的意义在于简化退役治理的工作程序，对于污染较轻的场址，通过对比筛选水平，可不用进行反复的迭代计算，直接做出不清理土壤的决定。在编制过程中，编制单位核安全中心和中国辑射防护研究院同步开展了筛选水平的推导计算工作，在农用地、第一类用地、第二类用地情况下，按照最保守的照射途径，基于001mSva的剂量要求，计算三种用地类型对应的筛选水平，并对计算过程和计算结果进行了比对。同时还类比了Conso1.idatedDecommissio
30、ningGuidance(NUREG1757)(vokme2)中的“通用土壤污染筛选值、EPA与NRC备忘录Consu1.tationandFina1.ityonDecommissioningandDecontaminationofContaminatedSites中的住宅筛选值和工商用地筛选值，最终确定了本标准中三类用地类型的筛选水平。三类用地情景下考虑的主要景象如下：(1)农用地评价考虑的典型情景为耕地，农民在田地耕作劳动，并食用农产品。照射途径为：y外照射、微尘吸入、种植食物食入、肉类食入、奶类食入、鱼类食入、土壤食入、饮水。假设人在该景象的停留时间为12hd(2)第一类用地评价考虑的典
31、型景象为农村宅基地，主要考虑儿童和成人存在长期暴露风险。照射途径为：y外照射、微尘吸入、土壤食入、饮水。假设人在该景象的停留时间为24hd,其中室外停留时间为6hd(3)第二类用地评价考虑的典型景象为物流仓储用地，主要考虑成人存在长期暴露风险。照射途径为：外照射、微尘吸入、土壤食入。假设人在该景象的停留时间为16hd,其中室外停留时间为4hd编制单位采用了EJ“1191-2005和RESRAD软件两种方法，对不同土地利用类型下核素的筛选水平并行开展了计算。从计算结果比对可以得出，两种计算结果的吻合性较好，不存在较大差异；同一土地利用类型下EJ/T1191-2005计算结果比RESRAD软件计算
32、结果小；从不同土地利用类型角度对比，农用地、第一类用地、第二类用地的计算结果呈由小变大趋势。另外，编制单位对计算过程还开展了以卜.专题分析工作：1-129计算结果差异分析：不同方法对C-14和H-3迁移评价的差异分析：差异性参数对计算结果的影响分析：与NRC筛选值数据对比分析:两种计算方法的保守性分析。编制单位选用了EJ/T1191-2005中计算方法得出的结果作为标准中的筛选水平（H3和C-14的筛选水平采用RESRAD软件计算得出的结果）。同时，编制单位完成了核设施退役后土壤中残留放射性核素筛选值研究报告，对筛选水平推导的参数选取、计算过程和数据分析等内容进行了全面描述，该报告已通过专家会
33、审查，并提交生态环境部。在最后的筛选水平确定时，编制单位按照2023年3月6日专家咨询会的要求，对H-3、C-14和Co-60的筛选值进行了优化。主要优化过程如下：1、关于Co-60的说明。Co-60外照射剂量转换因子较高，所致代表人剂量的主要途径为y外照射，其筛选水平主要受照射时间、屏蔽物和照射距离控制，在三种土地利用类型中所假设的照射距离和屏蔽物是较保守的，导致推导所得筛选水平较低，经专家咨询，标准中结合美国NRC的NUREG1.757和EPA1.jDOE的协议MOU中的推荐值，对Co60的筛选水平进行了优化，最后三类用地的筛选水平定为7.22E-02Bqg,8.45E-O2Bqg,1.0
34、5E-01Bqg;2、关于H-3、C-14的说明。这两个核素在推导计算时考虑的模型较多，导致计算结果的不确定性较大，由于第类用地类型下考虑的外照射和食土两个途径对代表人的剂量贡献较小，在筛选水平最终确定时参考r美国NRC的NUREG1757和EPA与DoE的协议MOU中的推荐值，三类用地的筛选水平H-3为2.42E+0（）Bqg,1.01E+01Bq/g,1.57E+01Bqg,C-14为1.46E-OIBqg,2.8OE+（X）Bqg,3.14E+OOBqg.6与国内外同类标准或技术法规的对比和分析现行标准参考国际上推荐的原则、方法和某些实例编制而成。在计算中，结合国情采用了我国的最新食谱以
35、及某些实际参数，同时在内照射剂量转换因子上采用了当时国际上的推荐数值。本标准在技术层面上，对核设施退役场址十.壤放射性核素残留水平推导采用的剂量准则进行了明确，以反映辐射防护要求的最新进展：并将土地的使用用途进一步细化，在全面考虑照射途径的基础上，结合我国当前的食谱情况计算推导出筛选水平，可以更加科学的指导核设施的退役工作。本标准明确规定了核设施退役土壤残留水平相关的技术标准或主要参数如：（1）明确规定了核设施退役土壤终态的剂量准则为0.01-0.25mSva;（2）提出核设施场址退役完成后的土地利用类型主要分为农业用地和建设用地两大类；（3）选用了目前国内最新的人口食谱数据，对各核素土壤残留
36、水平的筛选水平进行了推导。上述有关控制水平或主要参数与规范性引用文件中的GB18871-2（X）2、EJ/T1191-2005和HJ25.3-2019的相关规定保持一致。7实施本标准的管理措施、技术措施建议7.1 管理措箍建议（1）本标准颁布实施后，应及时开展标准的宣传和贯彻。在进行退役项目审批时，要严格按照标准要求，确定合理可行的土壤放射性核素残留水平。（2）标准颁布实施后，应严格按照标准要求，开展核设施退役场址土壤放射性核素残留水平确认工作，强化业主单位的环境保护主体责任。在标准使用过程中，发现问题应及时向生态环境部反馈，以利于本标准的修改完善。（3）在国家相关的法律、法规进行重大调整，相关的技术标准发生较大变化时，应及时组织修订本标准，以适应不断深化的环境管理要求。7.2 技术措施建议1）标准颁布实施后，应及时开展对核设施退役单位和环境影响评价单位的培训，编制相对应的培训材料和相关教材，使管理部门、核设施退役单位和环境
