核电厂选址阶段环境影响评价关注的若干问题探讨

张 璜，仲卫东

(国核电力规划设计研究院，北京 100094)

核电厂选址阶段环境影响评价关注的若干问题探讨

张 璜，仲卫东

(国核电力规划设计研究院，北京 100094)

本文依据核安全法规导则及其有关要求，结合在核电厂选址工作中积累的经验，初步探讨了核电厂选址阶段环境影响评价应关注的若干问题，为核电技术人员的选址和审评工作提供一些参考。

选址阶段；放射性源项；应急响应。

核电已经进入快速发展时期，迄今为止，全国已有20多个省份先后开展了核电厂选址工作，从滨海到内陆，厂址数量急剧增多，进而使得核电厂选址面临的问题越来越复杂。人们在积极发展核电的同时，更关注着核电的安全性。从事核电选址和核安全监管人员密切跟踪着国外的法规标准，结合国情不断完善着我国的核电法规体系，力求核电厂从选址、设计、建造、运行和退役整个过程都是安全可靠的。

本文依据核安全法规导则及有关要求，结合前期选址工作中积累的经验，从环境保护角度出发，就核电厂选址阶段关注的若干问题进行探讨。

1 人口分布

人口分布情况是判断候选厂址优劣性的条件之一。根据有关法规和要求，核电厂应关注以厂址为半径80km范围内的人口情况，尤其是关注厂址半径5km、10km和40km的人口中心。新的《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249)中明确了“核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、地区平均人口密度相对较小的地点，规划限制区范围内(一般为5km)没有1万人口以上的人口中心，10km范围内没有10万人以上的人口中心。”目前，有关专家在审查时除上述两个约束条件外，还要求对40km范围内是否有100万人口中心给出明确的结论。

从人口分布方面判断厂址的优劣性，一般采用《核电厂厂址选择及评价的人口分布问题》(HAD101/03)中推荐的人口密度法(扇形地带和环形地带)进行判断。人口密度法是通过比较候选厂址周围地区的人口密度与参考人口密度，把厂址周围地区按人口密度的大小分成三类，第Ⅰ类代表人口密度最低(最优先)的厂址，而第Ⅲ类属于人口密度最高(优先性最差)的厂址。

目前导则中未明确参考人口密度如何选取，在评价时普遍选取厂址所在省的平均人口密度，这样同一个省内的厂址是具有可比性的；若对全国范围内的厂址进行比较，由于每个省的平均人口密度差别较大，人口密度评价结果就没有可比性。因此，采取统一的尺度(如全国平均人口密度)可使各厂址人口条件具有可比性。

2 外部人为事件

根据核安全法规导则，厂址附近一定范围内的人为事件主要包括大型危险设施如化学品、炸药生产厂和贮存仓库、炼油厂、油和天然气贮存设施，以及输送易燃气体或其它危险物质的管线。另外，还需关注厂址附近的民用机场、军用机场、空中实弹靶场和空中航线等。

对于外部人为事件的调查和评价，首先应采用简单的确定论法-筛选距离值法进行判断，《核电厂厂址选择的外部人为事件》(HAD101/04)中对各类外部人为事件给出了筛选距离值：

⑴固定爆炸源的筛选距离值为5km～10km；

⑵火源影响的筛选距离值为1km～2km；

⑶危险气云源的筛选距离值为8km～10km；

⑷飞机航道或起落通道的筛选距离为核电厂半径4km范围；

⑸一般飞机场的筛选距离值为10km；

⑹机场(设计年起落大于193d2次) 16km范围内，

机场(设计年起落大于386d2次) 16km范围外；

(注：d是以公里为单位的离厂区的距离)

⑺军事设施或空域的筛选距离值为30km。

在厂址选择阶段，若调查上述潜在的人为事件都在其筛选距离之外，则认为上述事件对厂址安全不会造成威胁；若小于其距离，需要作进一步评价。选取以下三个方面进行分析：

①固定和移动爆炸源

对于筛选距离范围内的固定和移动危险源，一般采用核安全导则HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》附录Ⅱ推荐的“正入射峰值压力7kPa时的距离－超压关系式”，计算爆炸源与核电厂安全相关物项之间的允许距离。

式中：Rip为核电厂安全相关物项与潜在爆炸源之间的最小允许距离(m)；W为TNT的物质量或炸药质量的TNT当量(kg)。

目前导则中未明确除炸药以外的危险物质的TNT当量值计算方法，一般可根据联邦德国核安全法规的推荐，对于闪点低于21℃的可燃液体的潜在质量(即相应的TNT当量)等于全部质量的0.3%，由此计算得到允许距离值；对于炸药，其质量即为TNT当量值，直接代入公式即可。

②飞机坠毁

对于筛选距离范围内的飞机坠毁事件，进一步评价时采用筛选概率法，以10-7/(堆•年)作为筛选概率水平的保守值，此数据为具有严重放射性后果的影响事件概率值的可接受限值。按航线里程计算厂址区域内坠机概率的计算方法为：

其中：F为厂址区域内坠机概率，次/年；L为最近一年内民航航线长度；l为厂址区域航线长度；p为中国民航运输事故万次率；N为厂址区域内航线上的运输飞行架次，单位：万架次；

将计算结果与10-7比较，若低于该值，表示厂址区域内的坠机概率可满足安全要求；若高于该值，需要进行详细评价，并在设计中考虑飞射物对安全壳的撞击效应。

③军事设施

对于军事问题，鉴于其保密性，实地调查的收效颇微，一般将核安全法规、导则和有关要求提供给军事部门，由他们判断军事设施与厂址之间的相互影响关系，经过充分的技术论证后，再由厂址所在的大军区出具建厂的支持性文件。需要注意的是，军事部门可能只关注了核电厂对军事设施的影响，却忽略了军事设施对核电厂的影响，因此有必要与军事部门进行充分的沟通，以获取最有效的文件。

3 大气弥散条件

滨海厂址大气弥散条件普遍好于内陆厂址。目前开展的内陆厂址大多静风频率都在20%左右，有个别厂址的静风频率高达40%左右，而滨海厂址的静风频率多在10%以下[1]。若不同厂址采用同种堆型时，非居住区边界的大小主要取决于大气扩散条件，因此，内陆厂址非居住区边界比滨海厂址大一些。

初可阶段一般收集厂址附近代表性气象站的一整年的气象资料进行初步估算，由于代表站与厂址的地形环境不同，而且一般地方气象站测风仪器的启动风速较大(灵敏度较差)，导致其静风频率较高。但通过可研阶段在厂址建立气象观测站进行一整年的实际观测，可获取厂址区域最真实的气象数据，以确定合理的非居住区边界范围，为建设单位征地提供参考依据。

4 水体弥散条件

为了保护环境水体，在选址时应避开省级以上的饮用水水源保护区、自然保护区、风景名胜区、生态脆弱区等环境敏感点。滨海厂址由于其受纳水体为大海，水弥散条件较好，同时由于厂址多数位于基岩地区，厂址所在地区的地下水单元相对独立，与区域水文地质单元没有水力联系，地下水主要通过基岩裂隙流向海域，因而水体弥散对厂址周围居民的生活用水不会产生影响[2]。内陆厂址地表水和地下水的弥散条件和影响因素相对复杂，无论是滨河还是滨湖厂址，地表水和地下水都与厂址周围区域居民的生产、生活有着较为密切的联系。受内陆水体弥散条件的限制，多数厂址选在长江、珠江等流域，为了该流域周围公众的健康安全，需要对整个流域的低放废液的稀释和承载能力适时开展核电厂址的规划环评工作。

根据新的GB6249法规要求，对于滨海厂址，系统排放口处除氚、碳-14外其它放射性核素的总排放浓度上限值为1000Bq/L；对于滨河、滨湖或滨水库厂址，系统排放口处除氚、碳-14外其它放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq/L，且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq/L，氚浓度不得超过100Bq/L。因此，若以新的GB6249的标准限值衡量，目前很多内陆厂址难以满足要求。根据有关专业人员的初步估算，内陆厂址若满足下游1km处β放射性浓度1Bq/L的标准，则需保证排放处受纳水体的流量不低于20m3/s；若满足下游1km处氚浓度100Bq/L的标准，则需保证排放处受纳水体的流量不低于170m3/s。目前，我国境内除了长江等一些大江大河能够达到此流量外，绝大多数北方季节性河流难以满足。对于这样的内陆厂址，专业人员初步考虑季节性地排放低放废液，因此需要在厂内或厂外设置一定数量的废液储罐，将满足排放口标准的低放废液暂时储存，等到汛期时节或水量较大的时期进行集中排放。

据了解，美国凤凰城Palo Verde核电厂位于沙漠，周围没有可供排放的受纳水体，电厂采用附近城市的中水进行二次循环冷却，低放废液最终排入厂内专设的天然蒸发水池，蒸发池的底层设置防渗漏的垫层，可保证废水不会进入地下水中。通过多年运行期间的地下水监测表明，蒸发池周边没有发现泄漏现象。由于国情和环境不同，我国的核电厂能否采用蒸发方法处理废液还有待斟酌。

5 放射性源项

目前国家鼓励第三代核电技术，内陆和沿海开展的工程多数采用AP1000堆型，因此，本节内容针对AP1000堆型进行分析。

①正常源项

在厂址选择阶段为了评价核电厂对厂址周围可能受照射影响的公众的辐射剂量水平，通常采用正常运行工况下的源项进行计算，以0.25mSv作为剂量约束值进行评价。AP1000设计控制文件中指出，正常情况下放射性流出物排放量的预期值用于环境影响评价，该源项可以客观地反映核电厂对环境的辐射影响[3]。

AP1000机组自从投入商业化生产后至今为止，世界上尚无正在运行的核电厂，缺少电厂实际运行反馈数据；而M310堆型早已有很多电厂的实际运行经验，源项数据比较成熟。西屋公司根据美国已运行的其他压水堆核电厂的经验反馈、结合机型的设计特点采用美国的GALE程序计算得到的源项(表1中的老源项)，它给出的AP1000一回路冷却水中碘的当量浓度为4.4GBq/t131I当量；后来西屋公司更新GALE程序数据库后重新提供了最新AP1000核电机组放射性源项(表1中的新源项)。

表1 AP1000机组放射性年排放总量与GB6249-86控制值比较

由上述数据可知，若采用老源项计算，从总量控制方面看，受气态碘的排放量的限值影响，在任何厂址建设4台或以上数量的AP1000机组都是不适宜的。新源项相比老源项，气态碘的排放量降了约2个数量级，液态氚的含量稍微降低一点，受液态氚的限值影响，厂址最大可容纳的机组数量为4台。为了解决机组个别核素超标的问题，核岛设计单位一直与西屋公司沟通，设计上不断优化三废处理系统设施，提高其处理能力，以期降低污染物排放量，扩大厂址的规划容量。

目前，新源项尚未通过我国核安全局审定，环评中仍采用保守的老源项计算，因此厂址的规划容量和源项问题在每个工程审查会上都是专家热议的话题。AP1000机组技术正在消化中，应密切跟踪依托工程(三门和海阳)源项的最新进展，掌握最新的源项数据以指导核电厂选址阶段的评价工作。

②事故源项

根据国家标准《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-86)的要求，在核电厂选址阶段采用假想的堆芯熔化事故(原称为最大可信事故)评价厂址的适宜性，计算事故工况下周围公众可能受到的辐射剂量，以确定核电厂的非居住区和规划限制区的边界。新的GB6249规定中也指出“选址假想事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定非居住区、规划限制区边界的依据”。

事故源项只考虑一台机组发生事故释放到环境的源项，释放方式为气态途径地面释放。对于AP1000堆型，事故释放源项采用《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》(NRC RG1.183)。AP1000的安全壳是双层结构的壳，在内层壳内无喷淋系统，事故时安全壳的降温降压是依赖于位于内壳外侧喷淋系统，放射性碘等挥发性或固体产物是通过在安全壳内与安全壳通向环境的漏缝的自然过程(沉积、沉降、热电泳、扩散泳等)被部分的去除。事故中放射性物质向环境的释放量计算中，作了如下假设：

⑴在发生最大可信事故(选址假象事故)时，堆芯内储存有满功率运行三年所累积的裂变产物，其中100%的惰性气体和40%的碘释入安全壳大气；

⑵释入安全壳内的放射性碘有三种存在形态，其中元素碘占4.85%，粒子碘占95%，有机碘占0.15%；

⑶在事故发生后24h内放射性物质按预计的安全壳泄漏率、24h后按预计的安全壳泄漏率的一半向环境泄露。

根据上述事故源项的假设，结合厂址的气象资料，从而估算出事故发生后不同时间间隔、不同距离的各方位99.5%概率水平和全厂址95%概率水平的短期大气弥散因子，进而计算得到在最大方位不同距离上公众接受的有效剂量和甲状腺当量剂量。按照GB6249-86给出的“在发生最大可信事故条件下，非居住区边界上任何个人(成人)在事故8小时所接受的有效剂量当量应不大于0.25Sv(25rem)，甲状腺剂量当量应不大于2.5Sv(250rem)”的限值要求，我国沿海和内陆厂址的非居住区大致为0.5km~1.2km，规划限制区一般为5km。

因此，在事故源项确定的情况下，某个厂址的非居住区边界的大小直接取决于当地的大气扩散条件，多数内陆厂址条件较滨海厂址差一些，加之人口密度较大，导致搬迁的人口较多，经济代价较大。

6 核事故应急响应

厂址的核事故应急响应条件作为核电厂安全理念“纵深防御”方针的最后一个环节，必须从选址阶段就予以高度重视[1,4]。按照现行的《国家核应急预案》的要求，压水堆核电厂应急计划区推荐值：“烟羽应急计划区是以核电厂反应堆为中心、半径为7至10km划定的区域，可能需要采取撤离、隐蔽和服用稳定碘等紧急防护行动。烟羽应急计划区又可分为内、外两区，其中内区的半径为3至5km，撤离(包括预防性撤离)准备在内区进行。食入应急计划区是以核电厂反应堆为中心、半径为30至50km划定的区域。在这个区域内要做好事故情况下食物和饮水的辐射监测和控制的应急准备。食入应急计划区包括烟羽应急计划区在内。”

根据核安全法规和导则的要求，评价某个厂址应急响应条件优劣程度需从以下几个方面考虑：

⑴人口密度和分布，离人口中心的距离，以及在核动力厂整个预计寿期内的变化。尤其是半径5km范围的人口情况，由于处于烟羽应急计划的内区内，不宜有万人以上的城镇；

⑵在烟羽应急计划区内，不宜有事故时难以隐蔽或撤离的特殊人群，例如大型医院、幼儿园、养老院和监狱等；

⑶特殊的地理特征，例如半岛、山地地形、河流。核电厂的地形条件应保证厂址至少有两条不同方向的通道，且通道的容量届时能满足厂区人员应急撤离及相关人员进出厂区的需要；

⑷当地的运输和通信网络的能力；

⑸厂址周边和区域的经济、工业、农业、生态和环境特征。

由于核电厂应急计划的重要性，我国核事故应急协调委员会于2007年曾发文，要求核电项目法人在选定厂址前提交《核电厂址区域核事故应急初步方案》，在项目核准前编制完成并提交《核电厂址区域核应急方案》，即将应急计划的审查提前到选址阶段进行。因此，通过核安全审评的早期介入可以提醒项目法人及早注意厂址核事故的应急问题，以避免后续阶段可能需要花更大代价去解决历史遗留问题。

7 结语

核电作为清洁绿色能源，是发展低碳经济的必然选择，它已进入快速发展时期。在发展核电的同时更要重视其安全性。厂址的安全性是保证核电厂安全运行的前提条件，随着厂址资源的日益稀缺，选址阶段需要关注的问题愈发复杂，上述几个问题只是从环境影响评价的角度提出的，其他方面如地质地震、水文气象等条件也是影响厂址是否成立的主要因素，需要相关专业做进一步探讨。

本文是作者将亲身参与的核电工程在选址和审评工作中遇到的问题，作一个简单的经验总结，希望能给核电技术人员提供一些参考。

[1]中国核能行业协会课题组．内陆核电厂需关注的问题及不同类型核电机组适宜性的分析[J]．中国核工业．

[2]常向东．我国内陆核电厂选址评价中应关注的问题[J]．核安全，2007，(03)．

[3]李勇，李文辉，等．核电厂选址及环境影响评价应关注的问题[J]．中国核电，2009，2(3)．

[4]张健．试论核电厂选址阶段对核事故应急响应条件的考虑[J]．核安全，2007，(1)．

Some Problems Deserving Attention for Environmental Impact Assessment in Nuclear Power Plant Siting Phase

ZHANG Huang, ZHONG Wei-dong
(State Nuclear Electric Power Planning Design and Research Institute, Beijing 100094, China)

Based on laws and regulations of nuclear safety and other relevant demands,combined with experience accumulated by the work of nuclear power plant siting,Some problems deserving attention for environmental impact assessment in nuclear power plant siting phase are put forward in order to supply some reference for technician in the fi eld of nuclear power plant sitting and review.

plant siting phase; radioactive Substances source; emergency response.

TM623

B

1671-9913(2011)02-0071-05

2011-01-30

张璜(1984-)，女，河南信阳人，助工，主要从事核电厂、火电厂环保设计和研究工作。