“只要认真贯彻纵深防御理念、严格遵守核安全法规要求做好
核电厂选址、设计、建造、运行和应急准备各项工作，我国内陆核电厂的环境安全是有保障的。”中国核能行业协会（以下简称“核能协会”）副理事长赵成昆日前在2102年中国核能可持续发展论坛上做《做好纵深防御，确保我国内陆核电厂的环境安全》报告时表示。据赵成昆介绍，上述结论来自于中国核能行业协会组织业内资深专家于2009年和2011年先后完成的两次与内陆核电环境安全有关的软课题研究——《内陆核电厂需要关注的问题以及不用类型机组的使用性分析》、《内陆核电厂水环境影响的评估》，以及目前正进行的《内陆核电厂环境影响的评估》课题。
“我国内陆核电发展目前面临的关键问题是低放废液排放涉及的水环境问题。”一位业内人士指出。
据了解，上述相关研究中分析评估所基于的几个因素为：我国内陆核电厂环境辐射防护的审管要求、国外内陆核电厂长期运行的经验反馈、我国内陆核电厂的安全保障措施。而这些因素正是围绕内陆厂址的水环境问题展开的。
审管标准严格
据赵成昆介绍，我国对于内陆核电厂环境辐射防护的审管要求十分严格，主要涉及核电厂放射性流出物排放、总β浓度以及β/γ放射性核素的浓度指标以及氚浓度的控制。
我国在核电厂放射性流出物排放的审管中，公众个人的剂量限值（基本标准）为1mSv/年（毫西弗/年，世界平均本底辐射水平为2.4mSv/年，我国平均本底辐射水平为3.1mSv/年），与国际水平相同。对于核电厂的剂量约束上限值，《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）中明确规定为0.25mSv/年的个人有效剂量。而排放量控制值则反映了辐射防护最优化以及可合理达到的尽量低水平原则。
“对于沿海核电厂和内陆核电厂，上述这些层次的要求是相同的。”赵成昆指出。
内陆厂址放射性流出物的浓度控制如何要求？对水体的影响到底几何？
据了解，根据规定，内陆厂址槽式排放口处放射性流出物中除氚和碳-14外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L(贝克/升)，营运单位要保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1Bq/L，氚浓度不超过100Bq/L。
资料显示，WHO(世界卫生组织)采用0.1mSv/年的参考剂量水平推导饮用水中各核素的浓度指标，并将1Bq/L的总β浓度作为筛选值标准，而我国《生活饮用水卫生标准》（GB5749-2006）在放射性指标方面等效采用了这个总β浓度筛选值。同时，对饮用水中的氚（人体内的排泄衰期10天，放射性毒性很低）的浓度指标考量为100Bq/L。
“采用1Bq/L的总β浓度筛选值和1001Bq/L的氚浓度筛选值来控制内陆核电厂排放口下游1km处受纳水体的浓度，可以确保内陆核电厂排放口下游1km以远的受纳水体满足饮用水卫生标准。”赵成昆介绍。
参照对比条件好
据了解，我国没有一座在建在运的内陆
核电站，目前只完成了一批厂址的初可和可行性研究，而已经拿到国家发改委小路条的“两湖一江”三个项目也仅仅停留在开展前期工作上。
“如果说国内严格的要求和标准是保障内陆厂址环境安全的前提，那么国际上长期运行的内陆核电站的经验很有借鉴价值。”一位长期从事内陆核电厂水环境研究的业内人士告诉记者，“美国、法国的内陆厂址最多，是我们参考的重要对象。”
公开信息显示，美国61.5%的核电机组位于内陆，至今已有约2000堆年的运行经验。法国69%的核电机组位于内陆，至今已有约1000堆年的运行经验。
核能协会组织的相关研究查阅了近年美国38个内陆运行核电厂的年度辐射环境运行报告显示，放射性液态流出物排放的长期累积影响是不可察觉的或属于极为轻微的小影响。同时，统计法国内陆核电厂2002年-2009年期间的放射性流出物排放量结果显示，各核电厂放射性流出物的排放控制保持良好的记录，尤其是放射性流出物中的裂变产物和腐蚀产物的排放量。
我国内陆核电厂的水文条件和用水情况到底如何？
上述相关研究统计了我国26个内陆厂址的水文条件，并与美国和法国内陆滨河厂址所在河流平均流量进行了对比。结论显示：我国的这些滨河厂址的稀释扩散能力是相当的或相对较好的。同时，还统计了4个滨水库厂址，水库容量均在10亿m3以上，属于大I型水库，水库的入库径流量均在10亿m3以上。“电厂排放的放射性液态流出物都可以得到较好的稀释。”赵成昆表示。
同时，研究还分析了30个内陆核电厂的用水情况。其中，5个厂址排放口下游80km范围内没有公共饮用水源取水口，只有5个电厂排放口下游最近的公共饮用水源取水点至排放口的距离在7-10km的范围，其余厂址排放口下游最近的公共饮用水源取水点至排放口的距离介于10-80km。
数据显示，我国目前在运机组放射性液态流出物中除氚外核素的平均排放量与法国90万千瓦机组处统一排放水平。而拟建AP1000机组的内陆核电厂以及在二代改进型基础上研发的先进机型的放射性废液处理系统都经过了优化设计，而且对液态氚的排放度根据河流丰枯情况采取了浓度控制。
此外，研究还收集了已由初可研确定为优先厂址或者已开展可行性研究的27个内陆核电厂项目相关情况，这些厂址周围公众通过液态途径受到的最大个人剂量的初步估算的最大保守值为18.2μSv/年，与我国本底辐射水平3.1mSv/年（3100μSv/年）相比，处于后者的涨落范围。“这些拟建内陆核电厂放射性液态流出物排放所致环境辐射的影响度是小的。”赵成昆指出了研究结论。
同时，研究还认为，采用最佳可用技术进行放射性废液处理，技术上可以实现近零排放，确保核电站正常运行条件下环境水体安全。
纵深防御保安全
就我国内陆核电厂址选择的条件，上述研究收集的30个内陆厂址资料显示，这些厂址均位于区域地壳稳定地区或区域地壳相对稳定地区。在洪水设防方面，这些厂址均按照“可能最大”事件确定了设计基准洪水位，已经拟定的厂坪标高均使这些厂址成为“干厂址”，免受洪水危害。
厂址安全有了保障，核电技术本身的安全就成为关键因素。
资料显示，我国内陆核电厂继续采用压水堆技术路线和先进的三代技术，有相对完善的严重事故预防和缓解措施。特别是坚实的大型干式安全壳和消氢可以避免类似福岛第一核电厂遇到的氢爆情况。
“我国内陆核电厂建设将全面、平衡地贯彻纵深防御原则，进一步提升安全水平。”赵成昆在其报告里指出。
据记者了解，赵成昆所提及的纵深防御尤其体现在以下几个方面：充分考虑超设计基准外部自然事件引发洪水或火灾的防御，做好安全重要构筑物、系统和部件的水密封防御；采取切实的措施使得具有足够时间应对全厂断电的能力，保障反应堆和乏燃料池的冷却；建立和完善严重事故管理导则，采取必要的措施确保严重事故工况下反应堆和乏燃料池的冷却；各种实体隔离放射性污染水源的应急预案，包括堵塞放射性污水可能进入水体的管沟或竖井，设置阻水板块、拦污钢板桩及地下水屏蔽墙等；制定确保事故工况下放射性污水与水体实体隔离的应急预案，如采用阻水剂、喷洒抑制剂、增设放射性污水贮存罐等。
“总之通过各种技术措施，可以实现在事故条件下排放的放射性废液可储存、可处理、可隔离。”赵成昆表示。
