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NNSA-HAJ-0001-2020 核安全法规技术文件 放射性废物处置安全全过程系统分析4.1安全全过程系统分析的组成
政射性废物处置安全全过程系统分析
GB／T 12085.22-2022 光学和光子学 环境试验方法 第22部分：低温、高温或温度变化与碰撞或随机振动综合试验.pdf4 安全全过程系统分析的组成
安全全过程系统分析的组成部分包括：安全全过程系统分析背景，安全策略，处 置系统的描述，安全评价，送代和设计优化，不确定性管理，限值、控制和条件，以 及安全论据的整合，如图1所示。
4.2安全全过程系统分析的背景
图1安全全过程系统分析的组成
安全全过程系统分析文件中应说明安全全过程系统分析工作的背景信息，对于安 全全过程系统分析文件的后续修订，也应对其背景信息进行必要的更新。背景应阐述 安全全过程系统分析的目的、安全目标、安全原则、安全准则以及安全论证的方法等 4.2.1安全全过程系统分析的目的 安全全过程系统分析的目的是为处置设施在各阶段的监管和技术决策提供依据， 安全全过程系统分析文件的每次修订可能与多种因素有关，应依据处置设施所处的不 司阶段对其修订的原因和目的进行清晰地说明，可能包括： （1）安全概念初始设想的检验； （2）场址的选择； （3）处置设施的安全论证； （4）处置设施设计的优化； （5）研究与开发方案中安全相关问题的确定： （6）限值、控制与条件的确定或修改，如废物接收准则：
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（7）放射性废物最大处置容量的评估： （8）安全监护持续时间的合理性； （9）监测大纲和数据获取方案的输入； （10）法规或标准所要求的定期更新或评价： （11）处置范围扩展或处置设施升级改造，或在同一场址建造新的废物管理设施： （12）处置设施寿期结束或因不符合规定所致的设施关闭 （13）处置设施关闭后的重新启动； （14）确定是否需要补救行动
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（3）复杂性。一般情况下，处置设施不需要复杂的主动系统或部件。处置设施 的复杂设计在安全评价中的表述也会相应复杂，因此营运单位应考虑是否能够通过采 用简单的设施设计来避免复杂的安全评价。
4.3.1应在处置设施开发的早期阶段制订明确的安全策略。随看项目的进行，安 全策略应当是保持持续有效的。对安全策略的任何改变应进行正当性分析和记录。 4.3.2在安全策略中应包括下列关键要素：多重安全功能和纵深防御、废物的包 容和隔离、被动安全特性、处置系统的坚稳性、安全相关特性的论证、与废物处置前 管理的相互依赖、不确定性的管理方法及其他问题 4.3.3多重安全功能和纵深防御 4.3.3.1处置设施应提供多重安全功能，即安全性不过分依赖任何单一的安全功 能，并确保某一安全功能没有如预期实现时，会由其他安全功能进行弥补。 4.3.3.2在安全策略中应说明各项安全功能及其有效期限，还应说明各项功能之间 的相互弥补机制。 4.3.3.3在安全策略中应说明如何验证各项安全功能的充分性，例如评价、类推和 测试等。此外，还应对各项安全功能纵深防御的充分性进行论证。 4.3.4包容和隔离 4.3.4.1在安全策略中应说明包容放射性核素的方式、验证包容充分性的方法，以 及包容时限的合理性。 4.3.4.2隔离包括了两方面，一是指将放射性废物与环境进行物理隔离，二是避免 外界干扰对安全功能的破坏。在安全策略中，应说明隔离方法及其合理性，以及验证 隔离充分性的方法。 4.3.5被动安全特性 应尽可能利用处置设施的被动安全功能。在安全策略中应说明这些功能如何实 现，还应指出需要采用主动控制或主动措施的情况并说明其可靠性。 4.3.6处置系统的坚稳性 在安全策略中应说明如何提供安全功能的坚稳性，以及如何验证其充分性。 4.3.7安全相关特性的论证 在安全策略中应说明如何验证处置设施能够实现其预期功能。可利用模拟设施或
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在处置设施现场进行验证。 4.3.8与废物处置前管理的相互依赖 在安全策略中应说明废物处置与处置前管理的相互依赖，以确保待处置废物与处 置设施设计和运行的相容性。 4.3.9不确定性的管理方法 在安全策略中应说明拟采取的管理不确定性的方法。在安全全过程系统分析中对 于处置设施及其演化的最新信息和评价有足够的深度的情况下，也要确保不确定性管 理覆盖了决策过程。 4.3.10其他问题 在安全策略中需考虑的其他问题包括： （1）决策时的谨慎程度以及多重推理方法的使用； （2）评价方法、时间尺度和评价时间窗口选择的合理性： （3）如何进行同行评议； （4）其他论据
4.4 处置系统的描述
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处置设施关闭后对人和环境的辐射影响评价。 4.5.2关闭后阶段的辐射影响评价 关闭后阶段的辐射影响评价宜采用景象分析来预测处置系统和环境的可能演化， 采用概念模型和数学模型定量分析放射性核素从处置设施的释出、在环境中的迁移以 及由此产生的辐射影响。 4.5.3场址和工程 4.5.3.1应对处置系统的演化进行定性和定量评价，得到所选场址或推荐场址及预 期的设计的适宜性的结论， 4.5.3.2处置系统演化的定性和定量评价结果应提供： （1）场址和工程适宜性的充分论证； （2）遵守相关安全要求的合理保证： （3）实施安全策略的保证。 4.5.3.3坚稳性 （1）应论证处置系统的各个部件、处置系统整体和安全评价的坚稳性。 （2）处置系统部件的坚稳性是指尽管可能会发生合理预期的干扰，但部件仍将 继续执行预期安全功能的特性， （3）处置系统的坚稳性不局限于系统部件的坚稳性，还包括部件之间的相互作 用。处置系统坚稳性的评价应包含下列信息： ①单个屏障及其安全功能的坚稳性论证； ②纵深防御的评价； ③核实良好的工程实践（可能性和可行性）的应用： ④论证可通过非能动措施实现的安全。 （4）应将基本景象与各种干扰景象的分析结果进行比较，以评价处置系统的坚 稳性。在各种干扰中，最常见的假设是某个部件或某项功能失效。 （5）安全评价的坚稳性是指安全评价的结果对于景象、模型和数据中的不确定 性不敏感。安全评价的坚稳性取决于设施的设计，因为评价相关的不确定性程度是由 处置系统部件的物理和化学性质以及它们与环境的相互作用来确定的。 4.5.3.4被动安全 （1）处置设施关闭后的安全主要由天然屏障和工程屏障提供保障。应尽可能证
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明处置系统的安全是通过非能动措施来保证的，即设施的长期安全无需能动部件或主 动行动。 （2）在处置设施的设计中应优先考虑被动安全措施，以便使运行和关闭后阶段 的安全对能动系统的依赖性最小化。 （3）在设施的设计中若考虑了废物的回取，任何提高可回取性的措施都不应危 及处置设施的长期被动安全性， 4.5.3.5多重安全功能和纵深防御 （1）应对“纵深防御”进行评价，即论证处置设施提供了多重安全功能，以确 保处置设施的安全不过分依赖于单一部件或单一安全功能。 （2）对纵深防御的评价应包括明确处置系统的各项安全功能，确保处置设施（特 别是工程屏障）的设计能够实现这些安全功能，以及评价处置系统和屏障实现其安全 功能的能力。 （3）应证明处置系统的设计对于包容和隔离放射性核素的多项安全功能是互相 补充的。应证明可通过处置设施的多个要素实现对放射性核素的包容和隔离，在处置 设施的一个要素没有完全执行或不再完全执行其安全功能时可由其他要素予以弥补。 （4）应对各个时期不同安全功能实现互补的能力进行评估。每项安全功能都应 尽可能地独立于其他安全功能，以确保屏障在单一故障模式下的有效性。在安全全过 程系统分析文件中，应说明每个屏障提供的功能及其合理性，并应明确各个屏障执行 其安全功能的时间期限，以及某个屏障不能完全发挥作用而由可替代安全功能发挥作 用的时间期限， （5）对于地质处置设施，安全监护可提供另外一个层次的纵深防御。对于近地 表处置设施，安全监护是实现安全目标的必要手段之一，只要废物仍然具有潜在危害， 都应持续开展。 （6）安全监护可以是主动的（如监测、检查等），也可以是被动的（如土地使 用限制等）。安全监护的功能应包括阻止人类闯入，通过监测和检查程序确保屏障维 持安全功能的有效性，以及应对不利于屏障完整性的影响。 4.5.3.6科学实践和工程实践原则 （1）良好科学实践的要素包括观测、提出和检验假设、评价再现性和同行评议 等。
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（2）应说明是如何在处置设施的设计中应用良好工程实践原则。应论证已充分 了解处置设施拟采用的材料和技术，并通过类似应用证实这些材料适合预期用途。应 采用良好的施工技术，并充分考虑在使用这些技术时获得的经验反馈。 4.5.3.7场址特性调查的质量 （1）应说明处置设施选址时采用的方法和准则，并证明所选场址是符合安全策 略和相应准则的。应提供足够全面的场址及周围环境的信息，以便能够通过建模来了 解处置系统可能出现的演化。 （2）以下情况可提高评价结果的置信度：高质量的场址特性调查和安全评价方 案；收集的场址数据与其他现有数据所采用的参数值和测量方法是一致的；建立的安 全评价模型对于场址是适用的；对场址的了解和安全评价模型的不断改进，能与关于 场址的任何新信息相适应。 4.5.4运行安全 4.5.4.1运行期间的安全评价应采用与放射性废物处置前管理的安全评价相类似 的方法，并参考其他核设施运行的相关安全要求。 4.5.4.2安全评价中也应考虑其他安全问题，如地质处置中巷道挖掘安全、职业健 康等方面的安全问题 4.5.4.3在设施的设计中若考虑了废物的回取，则在引入提高可回取性的措施时， 还需引入与某些运行方面相关的额外的保障要求，如废物包在设施运行工况下的长期 耐久性和设施关闭的各项规定。 4.5.5非放射性环境影响 放射性废物可能包含具有潜在危害的非放射性成分（如重金属、病原体）。处置 设施非放射性环境影响的评价应符合生态环境保护相关法规和标准的要求，如建造和 运行期间噪声污染方面的限制，建造和运行期间水管理所要求的限值、控制和条件， 以及为关闭后排水控制所制定的规定。安全论据的整合中应考虑非放射性影响，证明 处置设施符合有关法律和监管要求。
4.6.1对设计方案做出决策的过程是多方面的，在多数情况下，决策过程是送代 的，迭代的次数取决于设施的发展阶段、所做决策的性质及数据和模型的可用性。 4.6.2评价过程中应持续进行选代，直至已充分达到评价目的。决策可能需要
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4.7.1在每个步骤（即每一个主要决策点），应当评估当前对处置系统的认识水平 并且在做出决策继续进行下一个步骤之前对相关不确定性进行评估。 4.7.2应采用定量方法和（或）基于专业判断对安全评价中不确定性的来源、性 质和程度进行评价。在不确定性和敏感性分析中，应对与安全评价结果和基于该结果
所作决策的相关不确定性进行说明。 4.7.3关于关闭后阶段安全评价中的不确定性管理参见5.6。
4.8 限值、控制和条件
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4.9.1安全证据、论据和分析 4.9.1.1应对工作中可获得的证据、论据和分析进行整合。整合过程中应说明是如 可考虑相关数据和信息的、如何检验模型的，以及如何遵循相应评价程序的。应强调 用于判断可继续开发处置系统的主要依据，也应承认当前证据、论据和分析存在的局 性。此外，还应包含用于说明遗留同题和管理不确定性的方法。如果这些证据、论 据和分析不足以支撑一项决策，那么可能需要对安全相关文件、设施的设计或者处置 概念进行修改。 4.9.1.2处置设施各个阶段的安全全过程系统分析文件应包含用于保证处置设施 的质量和支撑性能评价的所有证据、论据和分析。对于与安全全过程系统分析中的论 据相矛盾的结果和不确定性，也应予以讨论和分析。因此需要详细地讨论下述问题
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（1）安全全过程系统分析及其支撑性安全评价中不确定性的处理： （2）作为安全全过程系统分析基础的科学和设计工作的质量与可靠性： （3）安全评价的质量和可靠性，包括景象的构建、景象范围的合理性、景象可 能性的评价，以及方法、模型、计算机程序和数据库的适用性； （4）对安全评价中计算的要求。 4.9.2与安全准则的比较 安全评价的目的之一是将安全评价的结果与安全准则进行比较。值得注意的是 安全评价计算得到的剂量或风险低于相应剂量或风险的约束值并不足以说明该处置 设施安全全过程系统分析的可接受性，因为还需要满足其他要求，而且还需要进行安 全优化。在一些可能性不大的情况下，计算得到的剂量可能超过剂量约束值，但不 定需要否决该安全全过程系统分析。 4.9.3辅助安全和性能指标的使用 4.9.3.1除剂量和风险以外的辅助性指标，包括安全指标和性能指标，以及某些情 况下辐射影响评价的结果，可用于安全全过程系统分析以提高其可信度。辅助安全指 标的概念主要应用于地质处置设施，也可应用于其他类型的处置设施。 4.9.3.2常用的辅助安全指标包括放射性核素活度浓度和通量。还有一些指标基于 与放射性核素贮量无关的特性，也可用于论证工程屏障的性能。其他辅助安全指标包 括用于验证设施性能的监测计划的目标。 4.9.3.3辅助安全指标可与相应指导值、准则和参考值进行比较，以判断处置设施 或单个部件性能的有效性。参考值可由许多来源推导得出，如法规、标准或其他考虑 4.9.4多重推理方法 4.9.4.1应使用多重推理方法，提供一系列不同的论据，共同建立数据、假设和结 果的置信度。 4.9.4.2应通过半定量和定性的其他推理方法对定量评价结果予以补充，例如，可 以选择与天然情景和人类遗址进行类比的推理方法。 4.9.5未解决问题的处理计划 4.9.5.1安全全过程系统分析的每次文件修订都应包括未解决问题及后续工作计 划，例如，通过改变系统部件的设计来减少重要的剩余不确定性或减少它们的相关性 或完全避免它们
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4.9.5.2在处置设施开发的初期，存在较多末解决的向题和不确定性，因而安全全 过程系统分析应包括在不同阶段来处理这些未解决的问题和不确定性的明确计划 （如，通过场址特性调查工作或系统设计的优化来解决问题）。随着处置设施的开发， 安全全过程系统分析中应说明对安全相关不确定性和未解决问题的处理方式。剩余不 确定性是不可避免的，安全全过程系统分析中应说明剩余不确定性不会削弱安全论据 有效性的理由。
5.1关闭后阶段辐射影响评价的主要内容
5 关闭后阶段的辐射影响评价
关闭后阶段辐射影响评价是安全评价的重要部分，它的主要内容包括评价背景、 处置系统的描述（参见4.4节）、关闭后景象的构建、模型的开发、计算与结果分析、 不确定性管理、评价模型的优化以及与安全准则的比较等
5.2.1评价背景包括评价目的（参见4.2.1）、评价方法、最终评价指标和评价的 寸间尺度。 5.2.2评价方法 5.2.2.1选择适当的方法、以互补的方式进行关闭后阶段的辐射影响评价，能够提 高处置设施安全性能的可信度。可考虑的方法包括：概率论和确定论方法，简单保守 模型以及复杂现实模型。采用保守的方法时应尽可能地现实一些，利用经验数据，在 福射景象、概念模型、参数的选择及计算模型的简化中引入专家判断的经验数据。 5.2.2.2概率论和确定论方法 （1）确定论方法是指论证来自处置设施的可能的放射性核素迁移所导致的辐射 量或风险低于预先规定的剂量或约束值，并证明可能的放射性核素释放上限满足约 束值的要求。这种方法一般是保守的。 （2）概率论方法是指通过概率密度分布来描述参数值的不确定性。概率密度分 布的获取可基于专家判断引入一个表达式，也可采用观测数据统计分布等其他方法。 些非数值参数相关的不确定性也可量化并表示为概率分布。可采用概率计算的方 法，由评价所用参数的概率密度分布推导出评价结果的概率分布。 （3）确定论方法和概率论方法各有其优势和局限性，两种方法的组合使用有助
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于提高评价结果的置信度。 5.2.2.3保守模型和现实模型 （1）保守模型和现实模型均有利于提高处置设施安全性的置信度，对关闭后阶 段的辐射影响评价都是必要的。若评价采用保守模型，则应说明某些保守参数值的选 取或假设的合理性，还应尽可能地定量估计保守的程度。 （2）保守模型、现实模型或两者结合模型的选择取决于评价的阶段和目标、监 管要求、数据的可获取性及科学认识、场址和设施的复杂性，以及可用的资源等。 （3）早期的安全评价可采用保守模型高效地评价处置设施的部分或整体性能 也可采用简单的保守模型提高复杂模型所得结果的可信度，以及对无法量化的不确定 性进行处理。有些参数的评价可采用保守估计，也有些参数的评价则需基于详细的特 性调查和更现实的模型的结果。 （4）应根据可获取的模型输入参数，尽可能开展现实评价。 （5）当安全裕量足够时，可基于相对简单的模型开展保守分析。基于过分保守 或对最不利情形的描述得到的结果并不符合设施的实际性能时，应避免因为此类结果 影响决策的有效性。若后续的评价采用了相对现实的（或不太保守的）模型来验证符 合监管要求的情况，那么相关方可能质疑评价结果被操纵。为了避免此类情况，应清 楚地记录选择及改变（如果有改变的话）保守模型或现实模型的理由，并进行沟通 5.2.3评价指标 5.2.3.1应明确说明所采用的评价指标及理由，包括： （1）最终的辐射影响评价指标，如剂量或风险水平。有必要说明所选择的评价 指标与评价目的及相关监管要求是一致的 （2）其他评价指标，如放射性核素的活度浓度和通量、非放射性污染物的浓度 和通量； （3）以上评价指标的使用方式，如与标准进行比较，或与天然本底放射性水平 进行比较等。 5.2.3.2评价对象 （1）本技术文件指定的评价对象为人，不对非人类物种的保护问题作进一步考 惠； （2）公众的辐射影响评价考虑的是关键人群组，将组内成员个人的受照剂量或
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5.3关闭后景象的构建
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5.4.1评价模型一般包括概念模型、数值模型和计算机程序。 5.4.2概念模型用于描述系统部件及这些部件之间的相互作用，包括与可获得的
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信息和知识相一致的，关于系统的几何结构和化学、物理、水文地质、生物及力学行 为的一系列假设。 5.4.3数值模型可用于开展定量分析，其范围和复杂性取决于对现象或过程的理 解，以及可获得的信息与数据。 5.4.4计算机程序包括用于求解数值模型中方程式的数值计算方案。 5.4.5通常应为特定的过程和（或）系统部件开发特定的模型。应对复杂模型给 出的信息进行整合，以实现对处置系统整体性能的评价。若对整合过程进行简化，应 适当说明简化处理的合理性，并记录简化过程。 5.4.6开发评价模型时应尽可能确保： （1）考虑处置设施建设计划的状态、处置系统的评价背景与现有认知水平，适 当权衡模型的精细程度，及其现实性与保守性之间的平衡； （2）概念模型合理地描述了处置系统，数值模型充分地表达了概念模型： （3）详细记录了考虑过的所有问题，或评估过的备选概念模型和数值模型。这 过程可作为所选模型充分性的支撑性论据； （4）为模型的验证和评估开展了适当的演练，并进行了记录，以建立模型适宜 于其预期目的的置信度： （5）对所使用的软件采取了充分的质量保证和质量控制措施。 5.4.7开发模型时有必要识别并选择可量化的参数（即模型数字化），并应对参 数值进行选择。在此过程中应确保： （1）详细记录了用于评价计算的模型以及程序中所采用的参数值，并说明理由： 漠型数字化的过程可追溯到源数据； （2）记录如何通过场址和系统相关的特性数据导出评价计算所使用的参数值 （3）采用确定论方法时，证明了计算所选保守的或现实的参数值的合理性； （4）采用概率论方法时，证明了所用概率分布的合理性
5.5 计算与结果分析
5.5.1模型数字化后可用于确定论和（或）概率论下不同景象的评价计算 5.5.2评价文件中应充分说明景象所使用的概念模型、场址信息和设计信息，以 及范围足够的敏感性和不确定性分析。应以适当的方式识别、处理不确定性和参数相 关性，
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5.5.3计算结果应能够与评价指标进行比较。为使评价具有可追溯性，应适当提 供过程参数。
5.6.1不确定性的来源 处置设施关闭后阶段的辐射影响评价的不确定性的来源主要有： （1）景象的不确定性：指处置系统未来状态的不确定性，包括处置系统的演化 人类对环境的利用、地质与其他长期过程以及人类闯入的不确定性； （2）模型的不确定性：来源于必然不完善的对过程的认知，包括对概念模型的 数学表达进行简化时产生的不确定性，以及数值模型的数值解的误差等； （3）数据和（或）参数的不确定性：指用于评价模型的参数值的不确定性，通 常包括系统部件固有属性的不确定性，如废物、废物包、处置设施、岩石圈、生物圈 的特性。 5.6.2不确定性和敏感性分析 5.6.2.1评价中应尽可能地了解不确定性的显著程度，并尽量减少或限制不确定 性。 5.6.2.2不确定性分析是对由输入数据和模型参数的不确定性引起的评价结果的 不确定性的估计，是计算过程必不可少的内容。敏感性分析用于确定不确定的参数输 入对评价结果的影响程度， 5.6.2.3对不确定性的分析应尽可能覆盖全部计算过程，报告的结果应说明取值范 围并标明每个范围代表的含义，而不是仅提供数值。应根据评价的目的展开充分的不 确定性分析。 5.6.2.4由变量的随机变化引起的变量数值的不确定性为偶然不确定性，由于知识 缺乏而引起的不确定性为认知不确定性。建模过程中通常对二者采用相似的处理方 法，但量化和降低这两类不确定性的方法与可能性是不同的。原则上，偶然不确定性 可客观地根据测量结果进行量化，并用概率分布描述。认知不确定性的量化是主观的 某些情况不可能量化。认知不确定性有时可通过进一步研究而降低。某些情况下可对 认知不确定性赋予概率以研究其影响。量化方法不同，降低认知不确定性的可能性也 不同，应对认知不确定性的概率和偶然不确定性的概率加以区分。 5.6.2.5应区分景象的不确定性、模型的不确定性以及数据和（或）参数的不确定
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5.8与评价准则的比较
5.8.1应将结果与相应的准则进行比较，以论证处置设施可达到各阶段的安全目 标。 5.8.2对未来人类产生的辐射剂量仅可估算，相关不确定性将随着时间的增加而 增加。基于当前对处置系统的认识，可以对很长时间段的剂量和风险进行估计，并与 适当的准则进行比较，以明确处置设施是否可接受。这种估算不应视作对未来健康危 害的预测。 5.8.3将计算的剂量和天然存在放射性核素可能产生的剂量进行比较，可用于说 明处置系统长期辐射影响的显著程度。还应考虑其他指标，如环境中的核素活度浓度 或处置系统的滞留能力等。 5.8.4近地表处置设施人类闯入景象的分析结果应与法规、标准要求进行比较 地质处置设施基本消除了人类闯入的可能性，此类设施对人类闯入景象的评价可用于 检验处置系统的坚稳性，
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6安全全过程系统分析的文件编制
6.1.1安全全过程系统分析的文件组成是汇总目前已经形成的安全评价和其他安 全有关文件，汇总编制应符合现行法规和标准的要求，一般包括： （1）摘要； （2）安全全过程系统分析背景和处置系统的描述： （3）安全策略； （4）质量保证大纲； （5）安全分析报告和环境影响评价报告； （6）总结及结论，包括安全论据的整合； （7）支持性文件清单。 6.1.2针对具体场址和不同阶段，营运单位可通过与监管部门协商确定具体的文 件编制格式。
6.3背景和处置系统的描述
6.3.1安全全过程系统分析的背景应概述以下内容，具体内容描述参见4.2节： （1）项目的简要信息，说明其具体的目标和背景、所涉及的各个阶段及其现 顶目的关键时间节点； （2）依据的政策和监管背景； （3）参与决策过程的各个组织的作用和职责，包括公众咨询和参与的框架： （4）用于决策过程的指导； （5）与其他类似项目的比较； （6）所采用技术的现状和成熟度； （7）项目的必要性和重要性； （8）多个替代方案的比较选择：
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（9）项目规划过程中的关键决策； （10）项目的选代和设计优化过程； （11）营运单位的质量保证制度和监管部门的监管要求； （12）营运单位的质量保证要求及其能力。 6.3.2处置系统的描述应提供处置系统的所有信息和知识，包括近场、远场和生 物圈的相关信息，并应提供用于开展安全评价和环境影响评价的所有基础资料。具体 内容描述参见4.4节，
6.5.1营运单位应制定质量保证大纲。处置设施从开发直至许可证终止的所有步 骤中的与安全相关的活动、系统和部件都应纳入质量保证的范围，以保证所有安全相 关工作和活动的质量。 6.5.2质量保证大纲应包含项目的组织机构、整体规划及一系列有计划的、系统 化的程序，用于开展和记录为输入数据、模型和结果的质量满足要求而提供保证的各 项工作。质量保证大纲的格式和内容应满足现行核安全法规的相关要求。 6.5.3在制定质量保证大纲的过程中，应考虑以下方面： （1）制定明确的、协调一致的准则，根据这些准则对安全全过程系统分析进行
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评估并作出决策； （2）建立内部和外部监查机制，以确定质量保证的充分性； （3）通过培训和参与国际项目提升开展安全全过程系统分析及其支撑性安全评 价的人员的资质、能力和信誉； （4）安全全过程系统分析的开发和审评过程应透明并建立公众参与机制： （5）安全全过程系统分析的开发应考虑国际建议、安全目标、安全评价方法 时间尺度和处置概念等； （6）营运单位应具备的能力和知识， 6.5.4为提高处置设施安全的置信度，营运单位应确保相关方的适当参与。相关 方的参与应在一个公开的、透明的咨询框架内进行，并具有明确的参与机制。 6.5.5营运单位宜组织开展独立的同行评议，特别是对于地质处置设施，以提高 安全全过程系统分析的置信度。应由未直接参与安全全过程系统分析的开发并且与工 作成果没有直接利益关系的专家或专家组来执行同行评议，对工作的技术方案或特定 问题进行检香并形成正式记录
总结及结论应考虑以下方面： （1）归纳安全评价的关键结果； （2）强调证明处置设施安全性的主要证据、分析和论据： （3）说明不确定性评估结果和遗留问题，并给出解决计划。描述安全全过程系 统分析开发后续阶段的必要活动，例如收集补充数据或建模改进计划； （4）描述补充性的安全证据，例如超出已开展定量评价的时间尺度的安全证据： （5）说明对安全评价结果予以补充的其他证据和论据的考虑
安全全过程系统分析（SafetyCase
安全全过程系统分析（SafetyCase.
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支持和说明处置设施或活动安全的科学、技术、行政和管理等方面论据和证据的 文件集成。处置设施的安全全过程系统分析应涵盖：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。 安全评价是安全全过程系统分析的关键组成部分。 安全策略（SafetyStrategy） 为了满足安全目标、原则和监管要求，确保废物处置设施采用良好的工程实践并 实现安全与防护最优化，所采取的处置设施的规划、运行和关闭等各种活动的总体管 理策略，包括选址和设计、安全全过程系统分析的开发、安全评价、场址特性调查、 发物特性表征，以及研究与开发。安全策略包括多重安全功能和纵深防御、废物的包 容和隔离、被动安全特性、处置系统的坚稳性、安全相关特性的论证、与废物处置前 管理的相互依赖、不确定性的管理方法及其他问题等关键要素， 坚稳性（Robustness)） 处置系统部件的坚稳性是指在发生合理预期干扰的情况下，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 性的受纳特性。 被动安全（PassiveSafety） 处置系统的安全应尽可能通过非能动措施来保证。这意味着主要依靠天然屏障和 工程屏障确保处置设施关闭后的长期安全，而无需能动部件（即依靠触发、机械运动 或动力源等外部输入而行使功能的部件）或行动（如监测）。应在设施的设计中考虑
铅锌冶炼废渣污染治理工程设计施工总承包实施方案安全策略（SafetyStrategy）
被动安全（PassiveSafety）
处置系统的安全应尽可能通过非能动措施来保证。这意味着主要依靠天然屏障和 工程屏障确保处置设施关闭后的长期安全，而无需能动部件（即依靠触发、机械运动 动力源等外部输入而行使功能的部件）或行动（如监测）。应在设施的设计中考虑 皮动安全措施，以使处置系统对能动部件或行动的依赖性最小化。
纵深防御（DefenceinDepth）
DB11／T 634-2018 建筑物电子系统防雷装置检测技术规范政射性废物处置安全全过程系统分析
处置设施的纵深防御指选择围岩环境和设计工程屏障以通过多重安全功能确保 处置设施的安全，实现废物的包容和隔离，使得处置系统的整体性能不必过分地依赖 于单个部件或控制程序，或单个安全功能的执行。每个安全功能都应最大可能地独立 于其他安全功能，以确保它们是互补的。处置系统多个实体屏障的安全功能是通过各 种物理和化学过程实现的。安全功能的作用和相对重要性可能随时间而变化。应考虑 各实体屏障执行其安全功能的时间段，确保不同时期的各个安全功能互补。