1. 引言
为了防止或降低来自以往核事故应急后场址残存放射性材料的辐射风险，需要采取移除或减少残存放射性材料以避免或减少场址现存照射情况下辐射照射的补救行动。然而，并非所有的场址都需要进行完整地补救，补救方案可以从什么也不做到彻底移除放射性材料，良好实践是基于剂量准则选择补救行动，从而制定一个与补救目标相称的适度补救方案 [1] [2] [3]。
国际原子能机构(IAEA, International Atomic Energy Agency)于2009年提出了核设施退役与场址补救一体化方案的概念。一体化的核设施退役与场址补救方案不仅能够使健康、安全、安保和环境等的净利益最大化，还能够使费用最小化，因为核设施退役与场址补救的目标一致且行动不冲突 [4]。
我国自1991年第一座核电机组秦山核电站投入运行以来，迄今还没有任何一座核电机组退役，但按照机组设计寿命计算，我国将在2042年迎来核电机组批量退役的紧迫问题 [5]。然而，我国目前既没有健全的核电机组退役法规标准体系，也没有充足的关键技术储备，核事故后的场址补救更是鲜有研究 [6] [7]。
本文对可用于我国核电机组核事故应急后场址补救目的的剂量准则开展研究，以便为完善我国相关法规标准和建立一体化的核电机组退役与场址补救方案提供依据。
2. 我国一体化核电机组退役与场址补救需求
核设施退役通常分为立即拆除、延迟拆除和就地埋葬3种退役方式 [8] [9] [10]。曾发生国际核与放射事件分级标准(INES, International Nuclear and Radiological Event Scale) 4级以上核事故的核电机组无一例外都采取了延迟拆除的退役方式。因为延迟拆除能够利用放射性核素的物理衰变实质性地减少残存放射性材料的量，包括Cs-137和Co-60等长半衰期核素。另外，对于多机组核电场址，将事故机组退役延迟至场址其他运行机组退役时，并且作为1个退役项目同时移除2台或多台机组最有效率。因为这段时期不仅很可能涌现更先进的退役技术，还能确保需要更多资金的事故机组退役有足够的资金筹集时间。例如，1979年发生了INES 5级核事故后的美国三哩岛2号机组就采取了延迟拆除的退役方式，并且计划与2号机组事故后仍在继续运行的1号机组同时退役。这就意味着三哩岛2号机组将在事故后30年~50年退役，残存的Cs-137将约是原来的29%~50%、Co-60将约是原来的1.9%~13% [11]。
我国核电多是滨海多机组场址，例如，秦山核电场址。秦山核电场址目前有2种堆型、4类功率、分属3个电厂的9台核电机组，并且这3个电厂反应堆之间的距离都小于3 km，3 km是我国国家标准GB 17680.1-2008《核电厂应急计划与准备准则 第1部分：应急计划区的划分》规定的核电厂烟羽应急计划区内区的最小值。也就是说，如果秦山核电任一机组发生INES-4以上核事故，都很可能面临3个电厂场内和场外都需要补救的情况。因此，对事故机组采取延迟拆除的退役方式，并且延迟至与其他非事故机组同时退役很可能是秦山核电事故机组的首选退役方案，而为了确保其他非事故机组尽快恢复运行，甚至在事故机组安全封存结构(类似切尔诺贝利核事故后的“石棺”)附近尽快新建更先进的核电机组以维持不低于事故前的供电负荷需求很可能是秦山核电场址的首选补救目标，即，一体化的核电机组退役与场址补救方案。
3. IAEA场址补救剂量准则
IAEA提出的核装置核事故应急后的场址目标是 [12]：
1) 必须减少现存照射，并且避免未来发生持续照射的可能。
2) 及时和逐步降低危害，并且如果可能，最终对受放射性污染场址解除具有限制条件的监管控制，即，不受限解控(解除场址监管控制亦称“场址开放”)。
3) 如不能实现解除具有限制条件的监管控制，至少必须解除对人体健康和环境的不可接受风险，即，受限解控。
4) 必须基于为了使净的社会利益最小化的一个最优化过程建立对进入或使用受放射性材料污染场址的所有限制条件。
为了实现上述补救目标，IAEA规定了以下可用于核装置核事故应急后场址补救目的的剂量准则 [2] [13] [14]：
1) 受以往核事故应急后残存放射性材料影响场址的补救作为现存照射情况处理。
2) 当已识别出现存照射情况时，必须确保设置适当的参考水平。典型地，参考水平必须表示为1 mSv~20 mSv范围中的代表人年有效剂量。
3) 应该对场址补救应用剂量约束。典型地，剂量约束不应该超过本底以上300 μSv/a。同时，还应该考虑实际，即，可能不会授权10 μSv/a以下的剂量约束。300 μSv/a与10 μSv/a之间是受限解控场址和不受限解控场址的最优化区域。
4) 对于不受限解控场址，应该通过防护最优化手段确保关键人群组成员的有效剂量小于300 μSv/a的剂量约束。
5) 对于受限解控场址，有效剂量不应该超过300 μSv/a的剂量约束。如果限制条件在未来失效，有效剂量不应该超过1 mSv/a的参考水平。
上述的IAEA剂量准则实际上充分考虑了曾发生核事故的核电机组的场址补救实践，特别是1986年4月26日发生的切尔诺贝利核事故。
切尔诺贝利核事故被INES定级为7级事件，是世界首例核事故，也是迄今为止实际后果最严重的核事故。然而，在切尔诺贝利核事故发生时，当时的有关国际辐射防护标准并没有这方面的专门规定。切尔诺贝利核事故后不久，苏联卫生部首先(也有许多其他欧洲国家)依照其当时的国家标准《辐射安全标准》并基于放射性情况评价和专家判断引入了以下剂量准则：
1) 1986年~1990年：设置临时剂量准则。基本方案是建立随时间逐渐减小的全身平均当量剂量临时限值(与苏联当时使用的术语一致，大致上等效于当前的参考水平)，即：事故后第一年(1986年4月26日~1987年4月26日)：100 mSv；事故后第二年(1987年)：30 mSv；事故后第三年(1988年)和第四年(1989年)：25 mSv。
2) 1990年：设置长期补救目标(相当于当前的参考水平)，即1 mSv/a。
4. 美国场址补救剂量准则
美国规定的可用于生产和利用核装置核事故应急后场址补救目的的剂量准则是 [15]：
1) 不受限使用准则。
认为场址不受限使用可接受，如果：不同于本底辐射的残存放射性活度所致关键人群组平均成员总有效剂量当量(TEDE, Total Effective Dose Equivalent)不会超过0.25 mSv/a，并且残存放射性活度已经减少到合理可行尽量低(ALARA, As Low As Reasonably Achievable)水平。
2) 受限使用准则。
认为场址受限使用可接受，如果许可证持有者：① 能够证明遵守“不受限使用准则”所必需的进一步减少残存放射性活度将会导致净的公众或环境损害，或因为与受限使用条件关联的残存放射性活度是ALARA而不会进一步减少；② 对法律上可强制执行的、将会为不同于本底辐射的残存放射性活度所致关键人群组平均成员TEDE不会超过0.25 mSv/a提供合理保证的制度控制做出了规定。
如果场址残存放射性活度已经减少以至于制度控制不再有效，许可证持有者必须：有不同于本底辐射的残存放射性活度所致关键人群组平均成员TEDE是ALARA的合理保证，并且不会超过任何一个：① 1 mSv/a；② 5 mSv/a，同时能够证明遵守“1 mSv/a”所必需的进一步减少残存放射性活度将会在技术上不可实现、昂贵的令人望而生畏或导致净的公众或环境损害，并且对持久的制度控制做出了规定。
3) 替代准则。
可以使用大于“不受限使用准则”和“受限使用准则”剂量准则的“替代准则”，如果许可证持有者：① 能够提供将会继续保护公众健康与安全的保证，并且通过呈递对可能照射源的分析提供来自所有人造源组合的剂量不太可能超过1 mSv/a限值的保证；② 已经依照“受限使用准则”中关于场址照射最小化的规定，对场址使用采取了一定程度的实用性限制条件；③ 将剂量减少到ALARA水平。
5. 我国场址补救剂量准则
我国目前还没有对可用于核装置核事故应急后场址补救目的的剂量准则做出明确规定，但我国现行国家标准GB 18871-2002《电离辐射与辐射源安全基本标准》规定了：
1) 可用于核设施退役后厂址开放和以往实践所污染场址或土地重新开发或利用的放射性残存物持续照射的剂量约束。
2) 可用于解除已批准进行实践中放射性材料(或物品)管理控制的解控准则。
GB 18871-2002的这2项规定可用于我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则的确定。
5.1. 我国放射性残存物持续照射剂量约束
GB 18871-2002规定的放射性残存物持续照射剂量约束是：
1) 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。
2) 剂量约束值通常应在公众照射剂量限值10%~30% (即，0.1 mSv/a~0.3 mSv/a)的范围之内。但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的上限。
3) 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1 mSv/a。
4) 如果剂量约束已超过1 mSv/a，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，则在这类情况下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。
5.2. 我国放射性材料解控准则
GB 18871-2002规定的放射性材料解控准则是：
1) 已通知或已获准实施中的源(包括物质、材料和物品)，如果符合审管部门规定的清洁解控水平，则经审管部门认可，可以将其解控。
2) 除非审管部门另有规定，否则清洁解控水平的确定不应高于豁免准则。
3) 如果经审管部门确认在任何实际可能的情况下下列准则均能满足，则可不作更进一步的考虑而将实践或实践中的源予以豁免：① 被豁免实践或源使任何公众成员一年所受的有效剂量预计为10 μSv/a量级或更小；② 实施该实践1年内所引起的集体有效剂量不大于约1人·Sv，或防护的最优化评价表明豁免是最优选择。
5.3. 我国核电机组核事故应急后场址补救准则
通过对比分析IAEA与美国的场址补救准则，可以得到以下结论：
1) IAEA和美国场址补救准则中使用的量都是核事故应急后在场址残存的所有放射性材料所致的预期个人年有效剂量，并且这一预期个人年有效剂量不包括本底辐射的贡献。
2) IAEA和美国场址补救准则中规定的剂量上限都是1 mSv/a，其中，IAEA的1 mSv/a是2014年IAEA基本安全标准(BSS, Basic Safety Standard)规定的计划照射情况下公众照射个人剂量限值，取自2007年国际放射防护委员会(ICRP, International Commission on Radiological Protection)建议书；美国的1 mSv/a是2020年联邦法规法典(CFR, Code of Federal Regulation)对生产和利用核设施所致受控区域以外公众个人照射规定的批准运行剂量限值。
3) IAEA和美国场址补救准则中都允许上调所规定的1 mSv/a这一剂量上限，但都必须提供证明上调这一剂量上限正当性的充分证明，其中，IAEA规定上调后的剂量上限不应该超过20 mSv/a，20 mSv/a是2014年IAEA BSS规定的计划照射情况下职业照射5年内平均个人剂量限值，取自2007年ICRP建议书；美国规定上调后的剂量上限不应该超过5 mSv/a，5 mSv/a是2020年CFR对生产和利用核设施所致受控区域以外公众个人照射规定的批准运行剂量最大上调限值。
3) IAEA场址补救准则中规定的剂量下限是10 μSv/a，10 μSv/a是2014年IAEA BSS规定的放射性材料解控剂量。美国场址补救准则中没有规定剂量下限。
4) IAEA场址补救准则中没有规定区分受限与不受限解控场址的剂量，但规定这一剂量应该在300 μSv/a与10 μSv/a之间，其中，300 μSv/a是2006年IAEA安全导则(SG, Safety Guide)建议对场址补救应用的剂量约束，在数值上等于2007年ICRP建议书推荐的废物处置所致公众照射个人剂量约束。美国场址补救准则中规定的区分受限与不受限解控场址的剂量是0.25 mSv/a，0.25 mSv/a在数值上等于2020年美国CFR对独立乏燃料贮存装置(ISFSI, Independent Spent Fuel Storage Installation)生产和受监测可回收贮存(MRS, Monitored Retrievable Storage)装置正常运行和预期偶发事件期间放射性流出物所致受控区域以外任一真实个人照射规定的全身剂量限值。
综上，本文基于以下考虑提出了我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则。
1) 以尽量符合我国国家标准GB 18871-2002对实践所引起照射的辐射防护规定为主要原则。
2) 以尽量满足我国未来一体化核电机组退役与场址补救方案的迫切需求为主要目标。
3) 以IAEA和美国核装置核事故应急后场址补救准则为主要参考。
本文提出的我国核电机组核事故应急后场址补救准则(见图1)是：
1) 我国受以往核事故应急后残存放射性材料影响的核电场址补救应该作为持续照射情况处理，使用的量应该是不同于本底辐射的场址残存放射性材料所致公众关键人群组平均成员预期个人有效剂量。
2) 我国核电机组核事故应急后场址补救剂量应该在10 μSv/a与250 μSv/a之间选取，并且应该考虑场址未来使用，按照防护最优化原则，为每个待退役核电机组确定特定的最优化场址补救剂量，推荐值是100 μSv/a。
3) 如果不同于本底辐射的场址残存放射性材料所致公众关键人群组平均成员：① 10 μSv/a < 预期个人有效剂量 ≤ 100 μSv/a，可以授权不受限解控场址；② 100 μSv/a < 预期个人有效剂量 ≤ 250 μSv/a，可以授权受限解控场址，但必须对限制条件做出具体规定。
4) 如果使用限制条件使不同于本底辐射的场址残存放射性材料所致公众关键人群组平均成员预期个人有效剂量 ≤ 250 μSv/a失效，可以将受限解控场址的剂量上调至1 mSv/a，但必须提供在技术上不可实现、昂贵的令人望而生畏或会导致净的公众或环境损害的充分证明。
5) 除非另有规定，如果不同于本底辐射的场址残存放射性材料所致公众关键人群组平均成员：① 预期个人有效剂量 ≤ 10 μSv/a，不应该授权对场址采取补救行动；② 1 mSv/a < 预期个人有效剂量，不应该授权解控场址。
Figure 1. A dose criterion for site remediation after a nuclear accident emergency in nuclear power units in China
图1. 我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则
图1中的剂量：
1) 10 μSv/a取自GB 18871-2002规定的放射性材料解控准则。
2) 250 μSv/a基于以下考虑确定：① GB 18871-2002规定的放射性残存物持续照射剂量约束，即：剂量约束值通常应在公众照射剂量限值10%~30% (即，0.1 mSv/a~0.3 mSv/a)的范围之内；② 我国国家标准GB 6249-2011《核动力厂环境辐射防护规定》规定的核动力厂运行状态下的剂量约束值，即：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0.25 mSv的剂量约束值。
3) 100 μSv/a基于以下考虑确定：① 我国核电场址多是滨海多机组场址、土地珍贵 [16]，延迟拆除至与其他非事故机组同时退役很可能是事故机组的首选退役方案，并且尽快恢复其他非事故机组运行，甚至在事故机组安全封存结构附近尽快新建更先进的核电机组以维持不低于事故前的供电负荷需求很可能是核电场址的首选补救目标 [17]；② 研究表明，从1 mSv/a移向100 μSv/a，补救行动(例如，清除行动)所致公众健康效益明显增加，但如果要进一步降低公众个人有效剂量(即，从100 μSv/a移向1 μSv/a)，即使为清除行动付出更大代价，也不会明显增加公众健康效益；③ 先进核电机组运行状态下所致公众个人有效剂量小于150 μSv/a (250 μSv/a与100 μSv/a的差)不难实现 [18]，也就是说，在事故机组安全封存结构附近尽快新建更先进的核电机组以维持不低于事故前的供电负荷需求不难实现；④ 场址解控剂量与材料解控剂量不同且大于材料解控剂量合理，因为材料解控可能频繁地发生在实践的整个寿期以及终止阶段，并且已解控材料可能进入用途广泛的任何潜在贸易，而场址土地一直在那，并且已解控场址土地未来使用的确定性程度高于已解控材料，因此解控材料应该使用更小量级的解控剂量，而解控场址可以使用较高量级的解控剂量 [14] [19]；⑤ 韩国的监管实践 [20]。
4) 1 mSv/a取自GB 18871-2002规定的实践所引起公众照射个人有效剂量限值。
虽然本文提出的我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则以尽量符合GB 18871-2002的辐射防护规定为主要原则，但从图1中剂量与IAEA和美国场址补救剂量准则中剂量的比较可以看出，即使未来对GB 18871-2002进行修订，本文提出的我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则仍将适用。另外，本文提出的我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则还适用于受正常退役过程中事故所致放射性材料污染的场址以及其他核装置。
6. 结论
本文基于对IAEA和美国核事故应急后场址补救准则的对比分析以及韩国的监管实践，以及对我国一体化核电机组退役与场址补救迫切需求和我国现有相关辐射防护规定的考虑，对可用于我国核电机组核事故应急后场址补救目的的剂量准则开展研究，得出了以下结论：
1) 我国核电机组核事故应急后场址补救作为持续照射情况处理。
2) 场址补救剂量在10 μSv/a与250 μSv/a之间选取，推荐值是100 μSv/a；小于100 μSv/a，不受限解控场址；大于100 μSv/a，受限解控场址。
3) 特殊情况，可以上调场址补救剂量，但不超过1 mSv/a。
4) 不太可能授权10 μSv/a以下的场址补救。
5) 不太可能授权1 mSv/a以上的场址解控。