張 璜，仲衛(wèi)東

(國核電力規(guī)劃設(shè)計研究院，北京 100094)

核電廠選址階段環(huán)境影響評價關(guān)注的若干問題探討

張 璜，仲衛(wèi)東

(國核電力規(guī)劃設(shè)計研究院，北京 100094)

本文依據(jù)核安全法規(guī)導(dǎo)則及其有關(guān)要求，結(jié)合在核電廠選址工作中積累的經(jīng)驗，初步探討了核電廠選址階段環(huán)境影響評價應(yīng)關(guān)注的若干問題，為核電技術(shù)人員的選址和審評工作提供一些參考。

選址階段；放射性源項；應(yīng)急響應(yīng)。

核電已經(jīng)進(jìn)入快速發(fā)展時期，迄今為止，全國已有20多個省份先后開展了核電廠選址工作，從濱海到內(nèi)陸，廠址數(shù)量急劇增多，進(jìn)而使得核電廠選址面臨的問題越來越復(fù)雜。人們在積極發(fā)展核電的同時，更關(guān)注著核電的安全性。從事核電選址和核安全監(jiān)管人員密切跟蹤著國外的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，結(jié)合國情不斷完善著我國的核電法規(guī)體系，力求核電廠從選址、設(shè)計、建造、運行和退役整個過程都是安全可靠的。

本文依據(jù)核安全法規(guī)導(dǎo)則及有關(guān)要求，結(jié)合前期選址工作中積累的經(jīng)驗，從環(huán)境保護(hù)角度出發(fā)，就核電廠選址階段關(guān)注的若干問題進(jìn)行探討。

1 人口分布

人口分布情況是判斷候選廠址優(yōu)劣性的條件之一。根據(jù)有關(guān)法規(guī)和要求，核電廠應(yīng)關(guān)注以廠址為半徑80km范圍內(nèi)的人口情況，尤其是關(guān)注廠址半徑5km、10km和40km的人口中心。新的《核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB6249)中明確了“核動力廠應(yīng)盡量建在人口密度相對較低、地區(qū)平均人口密度相對較小的地點，規(guī)劃限制區(qū)范圍內(nèi)(一般為5km)沒有1萬人口以上的人口中心，10km范圍內(nèi)沒有10萬人以上的人口中心?！蹦壳?，有關(guān)專家在審查時除上述兩個約束條件外，還要求對40km范圍內(nèi)是否有100萬人口中心給出明確的結(jié)論。

從人口分布方面判斷廠址的優(yōu)劣性，一般采用《核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題》(HAD101/03)中推薦的人口密度法(扇形地帶和環(huán)形地帶)進(jìn)行判斷。人口密度法是通過比較候選廠址周圍地區(qū)的人口密度與參考人口密度，把廠址周圍地區(qū)按人口密度的大小分成三類，第Ⅰ類代表人口密度最低(最優(yōu)先)的廠址，而第Ⅲ類屬于人口密度最高(優(yōu)先性最差)的廠址。

目前導(dǎo)則中未明確參考人口密度如何選取，在評價時普遍選取廠址所在省的平均人口密度，這樣同一個省內(nèi)的廠址是具有可比性的；若對全國范圍內(nèi)的廠址進(jìn)行比較，由于每個省的平均人口密度差別較大，人口密度評價結(jié)果就沒有可比性。因此，采取統(tǒng)一的尺度(如全國平均人口密度)可使各廠址人口條件具有可比性。

2 外部人為事件

根據(jù)核安全法規(guī)導(dǎo)則，廠址附近一定范圍內(nèi)的人為事件主要包括大型危險設(shè)施如化學(xué)品、炸藥生產(chǎn)廠和貯存?zhèn)}庫、煉油廠、油和天然氣貯存設(shè)施，以及輸送易燃?xì)怏w或其它危險物質(zhì)的管線。另外，還需關(guān)注廠址附近的民用機場、軍用機場、空中實彈靶場和空中航線等。

對于外部人為事件的調(diào)查和評價，首先應(yīng)采用簡單的確定論法-篩選距離值法進(jìn)行判斷，《核電廠廠址選擇的外部人為事件》(HAD101/04)中對各類外部人為事件給出了篩選距離值：

⑴固定爆炸源的篩選距離值為5km～10km；

⑵火源影響的篩選距離值為1km～2km；

⑶危險氣云源的篩選距離值為8km～10km；

⑷飛機航道或起落通道的篩選距離為核電廠半徑4km范圍；

⑸一般飛機場的篩選距離值為10km；

⑹機場(設(shè)計年起落大于193d2次) 16km范圍內(nèi)，

機場(設(shè)計年起落大于386d2次) 16km范圍外；

(注：d是以公里為單位的離廠區(qū)的距離)

⑺軍事設(shè)施或空域的篩選距離值為30km。

在廠址選擇階段，若調(diào)查上述潛在的人為事件都在其篩選距離之外，則認(rèn)為上述事件對廠址安全不會造成威脅；若小于其距離，需要作進(jìn)一步評價。選取以下三個方面進(jìn)行分析：

①固定和移動爆炸源

對于篩選距離范圍內(nèi)的固定和移動危險源，一般采用核安全導(dǎo)則HAD101/04《核電廠廠址選擇的外部人為事件》附錄Ⅱ推薦的“正入射峰值壓力7kPa時的距離－超壓關(guān)系式”，計算爆炸源與核電廠安全相關(guān)物項之間的允許距離。

式中：Rip為核電廠安全相關(guān)物項與潛在爆炸源之間的最小允許距離(m)；W為TNT的物質(zhì)量或炸藥質(zhì)量的TNT當(dāng)量(kg)。

目前導(dǎo)則中未明確除炸藥以外的危險物質(zhì)的TNT當(dāng)量值計算方法，一般可根據(jù)聯(lián)邦德國核安全法規(guī)的推薦，對于閃點低于21℃的可燃液體的潛在質(zhì)量(即相應(yīng)的TNT當(dāng)量)等于全部質(zhì)量的0.3%，由此計算得到允許距離值；對于炸藥，其質(zhì)量即為TNT當(dāng)量值，直接代入公式即可。

②飛機墜毀

對于篩選距離范圍內(nèi)的飛機墜毀事件，進(jìn)一步評價時采用篩選概率法，以10-7/(堆?年)作為篩選概率水平的保守值，此數(shù)據(jù)為具有嚴(yán)重放射性后果的影響事件概率值的可接受限值。按航線里程計算廠址區(qū)域內(nèi)墜機概率的計算方法為：

其中：F為廠址區(qū)域內(nèi)墜機概率，次/年；L為最近一年內(nèi)民航航線長度；l為廠址區(qū)域航線長度；p為中國民航運輸事故萬次率；N為廠址區(qū)域內(nèi)航線上的運輸飛行架次，單位：萬架次；

將計算結(jié)果與10-7比較，若低于該值，表示廠址區(qū)域內(nèi)的墜機概率可滿足安全要求；若高于該值，需要進(jìn)行詳細(xì)評價，并在設(shè)計中考慮飛射物對安全殼的撞擊效應(yīng)。

③軍事設(shè)施

對于軍事問題，鑒于其保密性，實地調(diào)查的收效頗微，一般將核安全法規(guī)、導(dǎo)則和有關(guān)要求提供給軍事部門，由他們判斷軍事設(shè)施與廠址之間的相互影響關(guān)系，經(jīng)過充分的技術(shù)論證后，再由廠址所在的大軍區(qū)出具建廠的支持性文件。需要注意的是，軍事部門可能只關(guān)注了核電廠對軍事設(shè)施的影響，卻忽略了軍事設(shè)施對核電廠的影響，因此有必要與軍事部門進(jìn)行充分的溝通，以獲取最有效的文件。

3 大氣彌散條件

濱海廠址大氣彌散條件普遍好于內(nèi)陸廠址。目前開展的內(nèi)陸廠址大多靜風(fēng)頻率都在20%左右，有個別廠址的靜風(fēng)頻率高達(dá)40%左右，而濱海廠址的靜風(fēng)頻率多在10%以下[1]。若不同廠址采用同種堆型時，非居住區(qū)邊界的大小主要取決于大氣擴散條件，因此，內(nèi)陸廠址非居住區(qū)邊界比濱海廠址大一些。

初可階段一般收集廠址附近代表性氣象站的一整年的氣象資料進(jìn)行初步估算，由于代表站與廠址的地形環(huán)境不同，而且一般地方氣象站測風(fēng)儀器的啟動風(fēng)速較大(靈敏度較差)，導(dǎo)致其靜風(fēng)頻率較高。但通過可研階段在廠址建立氣象觀測站進(jìn)行一整年的實際觀測，可獲取廠址區(qū)域最真實的氣象數(shù)據(jù)，以確定合理的非居住區(qū)邊界范圍，為建設(shè)單位征地提供參考依據(jù)。

4 水體彌散條件

為了保護(hù)環(huán)境水體，在選址時應(yīng)避開省級以上的飲用水水源保護(hù)區(qū)、自然保護(hù)區(qū)、風(fēng)景名勝區(qū)、生態(tài)脆弱區(qū)等環(huán)境敏感點。濱海廠址由于其受納水體為大海，水彌散條件較好，同時由于廠址多數(shù)位于基巖地區(qū)，廠址所在地區(qū)的地下水單元相對獨立，與區(qū)域水文地質(zhì)單元沒有水力聯(lián)系，地下水主要通過基巖裂隙流向海域，因而水體彌散對廠址周圍居民的生活用水不會產(chǎn)生影響[2]。內(nèi)陸廠址地表水和地下水的彌散條件和影響因素相對復(fù)雜，無論是濱河還是濱湖廠址，地表水和地下水都與廠址周圍區(qū)域居民的生產(chǎn)、生活有著較為密切的聯(lián)系。受內(nèi)陸水體彌散條件的限制，多數(shù)廠址選在長江、珠江等流域，為了該流域周圍公眾的健康安全，需要對整個流域的低放廢液的稀釋和承載能力適時開展核電廠址的規(guī)劃環(huán)評工作。

根據(jù)新的GB6249法規(guī)要求，對于濱海廠址，系統(tǒng)排放口處除氚、碳-14外其它放射性核素的總排放濃度上限值為1000Bq/L；對于濱河、濱湖或濱水庫廠址，系統(tǒng)排放口處除氚、碳-14外其它放射性核素的總排放濃度上限值為100Bq/L，且總排放口下游1km處受納水體中總β放射性濃度不得超過1Bq/L，氚濃度不得超過100Bq/L。因此，若以新的GB6249的標(biāo)準(zhǔn)限值衡量，目前很多內(nèi)陸廠址難以滿足要求。根據(jù)有關(guān)專業(yè)人員的初步估算，內(nèi)陸廠址若滿足下游1km處β放射性濃度1Bq/L的標(biāo)準(zhǔn)，則需保證排放處受納水體的流量不低于20m3/s；若滿足下游1km處氚濃度100Bq/L的標(biāo)準(zhǔn)，則需保證排放處受納水體的流量不低于170m3/s。目前，我國境內(nèi)除了長江等一些大江大河能夠達(dá)到此流量外，絕大多數(shù)北方季節(jié)性河流難以滿足。對于這樣的內(nèi)陸廠址，專業(yè)人員初步考慮季節(jié)性地排放低放廢液，因此需要在廠內(nèi)或廠外設(shè)置一定數(shù)量的廢液儲罐，將滿足排放口標(biāo)準(zhǔn)的低放廢液暫時儲存，等到汛期時節(jié)或水量較大的時期進(jìn)行集中排放。

據(jù)了解，美國鳳凰城Palo Verde核電廠位于沙漠，周圍沒有可供排放的受納水體，電廠采用附近城市的中水進(jìn)行二次循環(huán)冷卻，低放廢液最終排入廠內(nèi)專設(shè)的天然蒸發(fā)水池，蒸發(fā)池的底層設(shè)置防滲漏的墊層，可保證廢水不會進(jìn)入地下水中。通過多年運行期間的地下水監(jiān)測表明，蒸發(fā)池周邊沒有發(fā)現(xiàn)泄漏現(xiàn)象。由于國情和環(huán)境不同，我國的核電廠能否采用蒸發(fā)方法處理廢液還有待斟酌。

5 放射性源項

目前國家鼓勵第三代核電技術(shù)，內(nèi)陸和沿海開展的工程多數(shù)采用AP1000堆型，因此，本節(jié)內(nèi)容針對AP1000堆型進(jìn)行分析。

①正常源項

在廠址選擇階段為了評價核電廠對廠址周圍可能受照射影響的公眾的輻射劑量水平，通常采用正常運行工況下的源項進(jìn)行計算，以0.25mSv作為劑量約束值進(jìn)行評價。AP1000設(shè)計控制文件中指出，正常情況下放射性流出物排放量的預(yù)期值用于環(huán)境影響評價，該源項可以客觀地反映核電廠對環(huán)境的輻射影響[3]。

AP1000機組自從投入商業(yè)化生產(chǎn)后至今為止，世界上尚無正在運行的核電廠，缺少電廠實際運行反饋數(shù)據(jù)；而M310堆型早已有很多電廠的實際運行經(jīng)驗，源項數(shù)據(jù)比較成熟。西屋公司根據(jù)美國已運行的其他壓水堆核電廠的經(jīng)驗反饋、結(jié)合機型的設(shè)計特點采用美國的GALE程序計算得到的源項(表1中的老源項)，它給出的AP1000一回路冷卻水中碘的當(dāng)量濃度為4.4GBq/t131I當(dāng)量；后來西屋公司更新GALE程序數(shù)據(jù)庫后重新提供了最新AP1000核電機組放射性源項(表1中的新源項)。

表1 AP1000機組放射性年排放總量與GB6249-86控制值比較

由上述數(shù)據(jù)可知，若采用老源項計算，從總量控制方面看，受氣態(tài)碘的排放量的限值影響，在任何廠址建設(shè)4臺或以上數(shù)量的AP1000機組都是不適宜的。新源項相比老源項，氣態(tài)碘的排放量降了約2個數(shù)量級，液態(tài)氚的含量稍微降低一點，受液態(tài)氚的限值影響，廠址最大可容納的機組數(shù)量為4臺。為了解決機組個別核素超標(biāo)的問題，核島設(shè)計單位一直與西屋公司溝通，設(shè)計上不斷優(yōu)化三廢處理系統(tǒng)設(shè)施，提高其處理能力，以期降低污染物排放量，擴大廠址的規(guī)劃容量。

目前，新源項尚未通過我國核安全局審定，環(huán)評中仍采用保守的老源項計算，因此廠址的規(guī)劃容量和源項問題在每個工程審查會上都是專家熱議的話題。AP1000機組技術(shù)正在消化中，應(yīng)密切跟蹤依托工程(三門和海陽)源項的最新進(jìn)展，掌握最新的源項數(shù)據(jù)以指導(dǎo)核電廠選址階段的評價工作。

②事故源項

根據(jù)國家標(biāo)準(zhǔn)《核電廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB6249-86)的要求，在核電廠選址階段采用假想的堆芯熔化事故(原稱為最大可信事故)評價廠址的適宜性，計算事故工況下周圍公眾可能受到的輻射劑量，以確定核電廠的非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)的邊界。新的GB6249規(guī)定中也指出“選址假想事故僅適用于審批廠址階段，作為確定非居住區(qū)、規(guī)劃限制區(qū)邊界的依據(jù)”。

事故源項只考慮一臺機組發(fā)生事故釋放到環(huán)境的源項，釋放方式為氣態(tài)途徑地面釋放。對于AP1000堆型，事故釋放源項采用《用于評估核動力反應(yīng)堆設(shè)計基準(zhǔn)事故的替代放射性源項》(NRC RG1.183)。AP1000的安全殼是雙層結(jié)構(gòu)的殼，在內(nèi)層殼內(nèi)無噴淋系統(tǒng)，事故時安全殼的降溫降壓是依賴于位于內(nèi)殼外側(cè)噴淋系統(tǒng)，放射性碘等揮發(fā)性或固體產(chǎn)物是通過在安全殼內(nèi)與安全殼通向環(huán)境的漏縫的自然過程(沉積、沉降、熱電泳、擴散泳等)被部分的去除。事故中放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放量計算中，作了如下假設(shè)：

⑴在發(fā)生最大可信事故(選址假象事故)時，堆芯內(nèi)儲存有滿功率運行三年所累積的裂變產(chǎn)物，其中100%的惰性氣體和40%的碘釋入安全殼大氣；

⑵釋入安全殼內(nèi)的放射性碘有三種存在形態(tài)，其中元素碘占4.85%，粒子碘占95%，有機碘占0.15%；

⑶在事故發(fā)生后24h內(nèi)放射性物質(zhì)按預(yù)計的安全殼泄漏率、24h后按預(yù)計的安全殼泄漏率的一半向環(huán)境泄露。

根據(jù)上述事故源項的假設(shè)，結(jié)合廠址的氣象資料，從而估算出事故發(fā)生后不同時間間隔、不同距離的各方位99.5%概率水平和全廠址95%概率水平的短期大氣彌散因子，進(jìn)而計算得到在最大方位不同距離上公眾接受的有效劑量和甲狀腺當(dāng)量劑量。按照GB6249-86給出的“在發(fā)生最大可信事故條件下，非居住區(qū)邊界上任何個人(成人)在事故8小時所接受的有效劑量當(dāng)量應(yīng)不大于0.25Sv(25rem)，甲狀腺劑量當(dāng)量應(yīng)不大于2.5Sv(250rem)”的限值要求，我國沿海和內(nèi)陸廠址的非居住區(qū)大致為0.5km~1.2km，規(guī)劃限制區(qū)一般為5km。

因此，在事故源項確定的情況下，某個廠址的非居住區(qū)邊界的大小直接取決于當(dāng)?shù)氐拇髿鈹U散條件，多數(shù)內(nèi)陸廠址條件較濱海廠址差一些，加之人口密度較大，導(dǎo)致搬遷的人口較多，經(jīng)濟代價較大。

6 核事故應(yīng)急響應(yīng)

廠址的核事故應(yīng)急響應(yīng)條件作為核電廠安全理念“縱深防御”方針的最后一個環(huán)節(jié)，必須從選址階段就予以高度重視[1,4]。按照現(xiàn)行的《國家核應(yīng)急預(yù)案》的要求，壓水堆核電廠應(yīng)急計劃區(qū)推薦值：“煙羽應(yīng)急計劃區(qū)是以核電廠反應(yīng)堆為中心、半徑為7至10km劃定的區(qū)域，可能需要采取撤離、隱蔽和服用穩(wěn)定碘等緊急防護(hù)行動。煙羽應(yīng)急計劃區(qū)又可分為內(nèi)、外兩區(qū)，其中內(nèi)區(qū)的半徑為3至5km，撤離(包括預(yù)防性撤離)準(zhǔn)備在內(nèi)區(qū)進(jìn)行。食入應(yīng)急計劃區(qū)是以核電廠反應(yīng)堆為中心、半徑為30至50km劃定的區(qū)域。在這個區(qū)域內(nèi)要做好事故情況下食物和飲水的輻射監(jiān)測和控制的應(yīng)急準(zhǔn)備。食入應(yīng)急計劃區(qū)包括煙羽應(yīng)急計劃區(qū)在內(nèi)?！?/p>

根據(jù)核安全法規(guī)和導(dǎo)則的要求，評價某個廠址應(yīng)急響應(yīng)條件優(yōu)劣程度需從以下幾個方面考慮：

⑴人口密度和分布，離人口中心的距離，以及在核動力廠整個預(yù)計壽期內(nèi)的變化。尤其是半徑5km范圍的人口情況，由于處于煙羽應(yīng)急計劃的內(nèi)區(qū)內(nèi)，不宜有萬人以上的城鎮(zhèn)；

⑵在煙羽應(yīng)急計劃區(qū)內(nèi)，不宜有事故時難以隱蔽或撤離的特殊人群，例如大型醫(yī)院、幼兒園、養(yǎng)老院和監(jiān)獄等；

⑶特殊的地理特征，例如半島、山地地形、河流。核電廠的地形條件應(yīng)保證廠址至少有兩條不同方向的通道，且通道的容量屆時能滿足廠區(qū)人員應(yīng)急撤離及相關(guān)人員進(jìn)出廠區(qū)的需要；

⑷當(dāng)?shù)氐倪\輸和通信網(wǎng)絡(luò)的能力；

⑸廠址周邊和區(qū)域的經(jīng)濟、工業(yè)、農(nóng)業(yè)、生態(tài)和環(huán)境特征。

由于核電廠應(yīng)急計劃的重要性，我國核事故應(yīng)急協(xié)調(diào)委員會于2007年曾發(fā)文，要求核電項目法人在選定廠址前提交《核電廠址區(qū)域核事故應(yīng)急初步方案》，在項目核準(zhǔn)前編制完成并提交《核電廠址區(qū)域核應(yīng)急方案》，即將應(yīng)急計劃的審查提前到選址階段進(jìn)行。因此，通過核安全審評的早期介入可以提醒項目法人及早注意廠址核事故的應(yīng)急問題，以避免后續(xù)階段可能需要花更大代價去解決歷史遺留問題。

7 結(jié)語

核電作為清潔綠色能源，是發(fā)展低碳經(jīng)濟的必然選擇，它已進(jìn)入快速發(fā)展時期。在發(fā)展核電的同時更要重視其安全性。廠址的安全性是保證核電廠安全運行的前提條件，隨著廠址資源的日益稀缺，選址階段需要關(guān)注的問題愈發(fā)復(fù)雜，上述幾個問題只是從環(huán)境影響評價的角度提出的，其他方面如地質(zhì)地震、水文氣象等條件也是影響廠址是否成立的主要因素，需要相關(guān)專業(yè)做進(jìn)一步探討。

本文是作者將親身參與的核電工程在選址和審評工作中遇到的問題，作一個簡單的經(jīng)驗總結(jié)，希望能給核電技術(shù)人員提供一些參考。

[1]中國核能行業(yè)協(xié)會課題組．內(nèi)陸核電廠需關(guān)注的問題及不同類型核電機組適宜性的分析[J]．中國核工業(yè)．

[2]常向東．我國內(nèi)陸核電廠選址評價中應(yīng)關(guān)注的問題[J]．核安全，2007，(03)．

[3]李勇，李文輝，等．核電廠選址及環(huán)境影響評價應(yīng)關(guān)注的問題[J]．中國核電，2009，2(3)．

[4]張?。囌摵穗姀S選址階段對核事故應(yīng)急響應(yīng)條件的考慮[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

張璜(1984-)，女，河南信陽人，助工，主要從事核電廠、火電廠環(huán)保設(shè)計和研究工作。