低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析

王 猛，陈海龙，陈长智，陈耀东，廉 冰

(1.中国辐射防护研究院，太原 030006；2.国核电力规划设计研究院有限公司，北京 100124；3.国家电投集团科学技术研究院有限公司，北京 100124)

前 言

低温供热堆是在低温下运行，具有固有安全性、可靠性高、技术成熟、系统简单、运行稳定、占地面积小等优点，并且建造成本低、运行维护简便，厂址能够选在城市附近。从上世纪80年代开启首次核能供热工程试验以来，过去近四十年中，我国没有中断核能供热的研发工作。截止目前，国内已有且即将展开工程示范的供热堆主要包括ACP100和CAP200小型供热堆、“燕龙”池式低温供热堆、壳式供热堆NHR200-Ⅱ、微压供热堆HAPPY200。目前，我国将采用成熟的NHR200-Ⅱ低温供热堆技术，在华北规划建设我国首个小型核能供热示范项目。

我国2015年1月1日实施的《中华人民共和国环境保护法》和2018年12月29日实施的《中华人民共和国环境影响评价法》均明确了建设项目必须根据其对环境的影响程度，对其环境影响评价实施分类管理。对于可能造成重大影响的，应当编制环境影响报告书，对产生的环境影响进行全面评价。本文主要是基于上述规定，结合核设施选址阶段的审评要求，依据低温供热堆初步可行性研究阶段的工程设计方案进行环境影响评价与分析。

由于目前我国还没有针对低温供热堆的环境影响评价验收准则，本文在低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析过程中，主要参考了我国在1996年组织编写的四项技术文件：《低温供热堆厂址选择安全准则》(HAF-J0059)、《低温供热堆运行辐射防护安全准则》(HAF-J0060)、《低温供热堆核事故应急准备安全准则》(HAF-J0061)及《低温供热堆放射性废物管理安全准则》(HAF-J0061)，国家核安全局2016年组织编制的《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》(国核安发[2016]1号)，国防科工局2017年印发的《陆上小型压水堆核应急工作指导意见(试行)》。同时参考了《核动力厂环境辐射防规定》(GB6249-2011)和《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ808-2016)。

1 厂址环境

拟建低温供热堆初步选址在吉林省X市，分为A厂址和B厂址两个候选厂址，两候选厂址直线距离相距约4.45km。为了完成工程选址阶段环境影响评价与分析，前期完成了一系列的专题研究，作为环评报告的编制依据。就两个候选厂址主要环境影响因素对比分析如下：

人口分布：两厂址半径0.25km范围内人口数为0；距离A厂址最近的居民点距厂址直线距离约0.6km，距离B厂址最近的居民点距厂址直线距离约0.4km。从人口分布来看，综合A厂址和B厂址的SPF值，两个厂址均能满足《低温核供热堆厂址选择安全准则》中“计算低温核供热堆周围R≤50km范围内的加权人口数N(R)及其响应的SPF(R)值，不同R对应的SPF(R)值都以不大于10为宜”的要求(经计算，SPF(R)值最大值为1，最小值为0.027)。两个候选厂址半径2km范围内无1万人以上的人口集中居住区，满足《小型核动力厂非居住区和规划限制区划分原则与要求(征求意见稿)》的相关要求。

工业和交通：A厂址半径15km范围内有规模以上工矿企业45家，共计职工31 180人，产值205.03亿元，分布在厂址NNE～SSW方位，距厂址中心4km～12.5km范围内；B厂址半径15km范围内有规模以上工矿企业45家，共计职工28 264人，产值201.3亿元，分布在厂址N～WSW方位，距厂址中心3.4～13.7km范围内。两厂址半径15km范围内有高速公路2条(S0111、G11)、国道1条(G201)、省道2条(S205、S207)，乡村道路网已普及到各个自然村，省、县、乡道可将各乡镇、村连接至交通干道，通达周边城市。

环境敏感区：两候选厂址半径15km范围内均无国家级风景名胜区、文物保护单位和自然保护区。

潜在的外部人为事件：潜在的外部人为事件包括民爆品储运、汽柴油储运、液化气储运、危险化学品储运、天然气管线分布、机场及航线、军事设施等。从外部人为事件角度而言，周围现有危险源不存在影响A厂址和B厂址核能小型堆安全的因素。

大气弥散条件：从候选厂址周边3个气象台站(A气象站、B气象站和C气象站)全年风向频率玫瑰图(2008～2017年)可见，A和C气象站的最多风向集中在SW，B气象站的风向集中在W和WSW，分析其原因主要是由于局部地形导致。A气象站、B气象站和C气象站的静风频率分别为20%、13%、18%。总体上看，各站风向分布情况较为一致。通过对气象要素进行相关性、一致性和代表性分析，最终选择距离厂址最近的A气象站作为代表性气象站。

放射性废水弥散条件：考虑到核能小型堆放射性废水实施零排放，可不考虑放射性废水弥散条件[1]。

2 工程概况

拟建低温供热堆厂址的规划容量配置为4台核能供热机组，分期建设。一期规划建设热功率为2×200MWt的HAPPY200型微压供热堆，可满足1 000万m2以上的居民供热需求。

本工程专设安全设施由非能动充排冷却系统(PFB)、非能动余热排出系统(PHR)、非能动池水空冷系统(PAC)以及氢气消除系统(HCS)等组成。主要核辅助系统包括：化学和容积控制系统、余热排出系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、核取样系统、设备冷却水系统、重要厂用水系统、核岛厂房通风、空调系统等。核反应堆主要技术参数和堆芯基本物理参数详见表1。

表1 核反应堆主要技术参数和堆芯基本物理参数Tab.1 Main technical parameters and core basic physical parameters of nuclear reactor

放射性废气管理系统收集放射性气体和含氢气体，并对放射性气体进行处理后，向环境受控排放(通过60m烟囱排放)。低放废液主要采用过滤+蒸发+离子交换方法处理， 经过处理后的废液年产生量估算为300m3/年，通过建造长宽为10m×10m，深度1.5m的蒸干池，使废液定时定量流入蒸干池后自然蒸发，实现废液零排放。保守考虑核素在蒸发池中全部以气态形式排放。放射性固体废物中低放废液蒸发处理产生的浓缩液、带放射性的废树脂经过水泥固化转变为固体废物；其它废物分为可压缩及不可压缩废物两类并分别收集，可压缩废物主要为运行和检修过程中控制区内被放射性污染的废弃非金属材料及部件，使用后废弃的各种去污和劳保用品等。不可压缩废物主要指废弃的小型金属设备及零部件等。废树脂采用的是桶内干燥+二次包装水泥固定法；可压缩废物是采用压缩打包的方法；不可压缩废物是直接放入到200L金属桶内。废物桶最终采用超级压缩的方法进一步压缩[1]。

3 放射性流出物产生和排放

3.1 正常运行工况下放射性流出物的产生和排放

低温供热堆正常运行工况下，气载放射性流出物主要包括惰性气体、碘、粒子、碳14和氚。根据工程初步可行性研究报告给出的放射性气载流出物的排放源项，单堆放射性惰性气体排放量为6.2×1013Bq/a，碘排放量为4.63×107Bq/a，粒子排放量为5.95×106Bq/a，碳14排放量为1.0×1010Bq/a，氚排放量为1.62×1012Bq/a。放射性气载流出物经排风净化后，均通过60m烟囱(评价中心)排入外环境。

国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)[2]要求核动力厂必须按每堆实施放射性流出物的年排放总量控制，对于热功率大于或小于3000MW的反应堆，应根据其功率适当调整排放总量。对于同一堆型的多堆厂址，全厂所有机组的年总排放量应控制在单堆排放控制值的4倍以内。表2给出了该核能供热示范项目单堆机组的各类放射性流出物年排放量与本工程管理限值相应总量控制的比较，从表2可以看出，该核能供热示范项目正常运行状态下，单台机组的各类放射性流出物的年设计排放量均能满足管理限值规定的总量控制要求。

表2 各类放射性流出物年排放量与本工程管理限值的比较Tab.2 Comparison between the annual discharge of various radioactive effluents and the management limit of the project (Bq/a)

本工程放射性废水实行零排放，放射性废液经过过滤、蒸发、离子交换三级处理，最终排水出口浓度不高于100Bq/L，处理后的废水排入本项目设置的天然蒸发池中进行自然蒸发。因此，假定天然蒸发池中的放射性核素以气态形式排放，进而对厂址周围环境产生辐射影响。微压供热堆液态流出物排放量总计1.42E+12Bq/a(以氚的排放为主，其它可以忽略不计)[1]。

3.2 选址假想事故与源项估算假设

选址假想事故是用于厂址适宜性评价的假想事故，这种事故发生的概率极小，是在寿期内极不可能发生的假想事故。本工程为选址阶段，初步考虑全堆熔事故作为选址假想事故，事故源项计算基本假设如下：

(1)反应堆核功率为200MW；

(2)核燃料燃耗深度为：燃耗18个月换料40346MWd/tU；

(3)假定全堆37盒组件全部熔化；

(4)从熔化的燃料中释放到水池的释放份额按照RG 1.183《评价设计基准事故的替代源项》[3]中的释放份额；

(5)从燃料组件释放出来的放射性物质先进入水池，考虑水对裂变产物的滞留，其释放比例为：碘为5.0×10-4；铯1.0×10-5；惰性气体1.0；其它固体裂变产物及气溶胶1.0×10-4。(冷却剂对裂变产物的滞留份额)；

(6)释放的裂变产物直接进入反应堆厂房气空间，并且在反应堆厂房气空间内均匀混合分布；

(7)反应堆厂房气空间内碘的组分为：有机碘0.5%，碘化铯99.5%；

(8)在设计压力下，反应堆厂房每天的总泄漏量为反应堆厂房内包容的自由气体和蒸汽总量向环境中的释放量等。反应堆厂房气体容积3 000m3，每天允许泄漏率为0.3%[1]。

4 评价准则与预测方法

参考《低温供热堆运行辐射防护安全准则(HAF-J0060)》[4]，本次评价范围为以一期反应堆60m高烟囱位置点为中心，半径为50km的区域。

本工程正常运行工况和事故条件下的剂量评价标准如下：

(1)正常运行工况对公众的剂量限值

《低温供热堆运行辐射防护安全准则》(HAF.J0060)2.3.3.1条的要求，每座核供热堆放射性排出流(气态和液态)对公众成员个人造成的年有效剂量管理限值为0.1mSv。50km范围内的集体年有效剂量管理限值为50人·Sv。

《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》[5]的规定，预计运行事件用于小型压水堆核动力厂正常运行工况下的环境评价，向环境释放的放射性物质对公众个人(成人)造成的有效剂量约束值是0.25mSv/电厂·年。

参考上述要求，本阶段一期规划建设热功率为2×200MWt的HAPPY200型微压供热堆，考虑到为后续工程留有足够的裕量，采用0.1mSv/a的十分之三作为本期工程的公众剂量约束值，即本期工程正常运行情况下，放射性流出物对公众剂量约束值不超过0.03mSv/a的要求。

(2)事故工况下的剂量控制值

《低温供热堆运行辐射防护安全准则》(HAF.J0060)2.3.3.3条的要求，核供热堆各种事故工况下放射性流出物对公众成员个人造成的有效剂量控制值为5mSv。

《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》的规定，对于小型压水堆核动力厂在每发生一次稀有事故时，场址边界上公众个人(成人)在整个事故持续时间内(一般可取30 天)可能受到的有效剂量应控制在5mSv 以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，场址边界上公众个人(成人)在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在10mSv 以下，甲状腺当量剂量应控制在100mSv以下。

参考上述要求，本阶段为厂址初可研阶段，确定本项目事故工况下放射性流出物对公众成员个人造成的有效剂量在整个事故持续时间内场址边界控制值为10mSv，甲状腺当量剂量控制值为100mSv。

4.1 气态途径

低温供热堆工艺过程中对环境的影响主要来自放射性气态途径。在工程正常运行工况下，放射性气载流出物排放源项主要包括工艺废气、放射性厂房通风、蒸发池含氚废水载带排放废气等。放射性气载流出物释放到环境后，对周围公众的照射途径为烟云浸没外照射、地面沉积外照射、吸入空气内照射和食入农牧产品内照射。本阶段为选址阶段，工程在正常运行状态时，放射性气载流出物在大气中迁移和扩散及对公众的辐射剂量估算采用的是IAEA安全系列19号报告中给出的筛选模式(稀释模式)[6]。表3给出了评价厂址周围的环境参数和其它参数。

表3 评价厂址周围的环境参数和其它参数Tab.3 Evaluate the environmental parameters and other parameters around the plant site

续表3

在本工程选址阶段环评中，保守考虑全堆熔事故作为选址假想事故，来进行低温供热堆事故的环境影响评价基准。鉴于本工程为预可研阶段，难以获得整年的逐时气象数据，一般采用确定论的模式，报告书中采用USNRC RG1.4[7]中给出的最大可信事故(30d)发生后的0～8h、8～24h、1～4d、4～30d时间段的大气扩散因子计算方法，估算假想事故各时段的大气扩散因子。事故工况的剂量计算主要考虑了放射性烟云浸没外照射和吸入放射性物质内照射两个照射途径。

4.2 液态途径

本工程放射性废水实行零排放，放射性废液经过过滤、蒸发、离子交换三级处理，最终排水出口浓度不高于100Bq/L，处理后的废水排入本工程设置的天然蒸发池中进行自然蒸发，不排入外环境。运营期的非放废水主要为生活污水、工艺设备生产废水、除盐水浓水、冷却塔排污废水、生活垃圾和冷却塔噪声等。生活污水、工艺设备生产废水和冷却塔排污废水通过厂内污水处理设备处理后回用，不排入外环境；除盐水浓水经厂内除盐水处理设备处理后排入厂区雨水系统；冷却塔噪声通过采取优化设计、消声等措施后，对周围环境的影响是较小的[8]。

5 预测结果分析

通过计算分析，本低温供热堆工程工艺生产过程中对环境的影响主要来自气载途径的放射性流出物。结合候选厂址周围的环境参数，并利用专业的辐射环境影响评估软件，分析预测的结果表明。

5.1 正常运行工况下，在半径1km的环形区域内烟囱排放和蒸发池排放叠加的最大个人有效剂量为7.84×10-6Sv/a，小于本工程对公众的剂量约束值0.03mSv/a，占本工程公众剂量约束值的26.1%。关键照射途径为吸入内照射，其最大个人剂量值为5.37×10-6Sv/a，占总剂量的68.46%；其次为食入内照射，其个人剂量值为1.19×10-6Sv/a，占总剂量的15.17%；空气浸没外照射剂量占14.75%；地面沉积外照射占总剂量的1.73%。公众(成人)剂量主要是H-3(关键核素)贡献的，为5.53×10-6Sv/a，占总剂量的70.55%；其次为C-14，占总剂量的8.69%；然后为Xe-133，占剂量的6.57%。其它一些核素(Kr-88、Xe-138、I-131)占总剂量的3%～4%左右；另外一些核素占总剂量份额在3%以下，基本可以忽略。本工程50km范围环形区域内的公众年集体剂量A厂址为0.05人·Sv，B厂址为0.08人·Sv。集体剂量均远小于HAF.J0060集体年有效剂量管理限值(50人·Sv)的规定。

5.2 假想事故发生时，两厂址事故工况下所致公众个人(成人)在整个事故持续时间内厂址边界处(150m)最大有效剂量为5.66mSv，甲状腺当量剂量为7.43mSv；非居住区边界处(250m)最大有效剂量为2.93mSv，距厂址最近居民点的公众在整个事故持续时间内的有效剂量为1.14mSv(A厂址，600m处)，1.89mSv(B厂址，400m处)；非居住区边界处(250m)2h个人有效剂量为2.33mSv，甲状腺当量剂量为0.6mSv。以上在整个事故持续时间内厂址边界处公众个人有效剂量均小于《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》要求(10mSv)，甲状腺当量剂量小于控制值100mSv。

6 结论与建议

本文根据低温供热堆选址阶段环评的特殊要求，通过对候选厂址周边环境现状的调查分析，并结合工程具体设计方案，对低温供热堆在正常运行工况和事故条件下可能造成的环境影响进行了分析、预测与评价，计算结果表明，本工程两候选厂址对周围环境和公众的影响均满足参考的相关标准要求。

从低温供热堆的工艺特点来看，其是有别于核电厂的小型反应堆，目前我国采用核电厂通用的标准、模式和程序进行低温供热堆的辐射环境影响评价[9]，面临辐射防护评价标准、评价模式、厂址环境参数获取技术等不能满足评价需要、流出物排放限值等环境管理限值导出合理性不强等问题，需要根据低温供热堆环境排放及厂址环境特征，通过必要的试验和数值模拟比对等手段，建立适用于我国低温供热堆环境影响评价的标准体系及评价方法，填补我国在低温供热堆工程中环境影响评价研究方面的空白。