内陆核厂严重事故环境风险的评估与缓解措施

1、周如明周如明中国核能行业协会内陆核电厂环境影响的评估课题组2013年5月湖南益阳日本福岛核事故发生后，我国社会公众对于内陆核电建设的日本福岛核事故发生后，我国社会公众对于内陆核电建设的疑虑明显增加，政府有关部门对于内陆核电厂项目的审批也疑虑明显增加，政府有关部门对于内陆核电厂项目的审批也采取了极为审慎的态度。采取了极为审慎的态度。由于福岛核事故过程中有一定数量的高放射性污水泄漏入海由于福岛核事故过程中有一定数量的高放射性污水泄漏入海，因此，在对内陆核电厂的质疑声中，较多的关注点集中在，因此，在对内陆核电厂的质疑声中，较多的关注点集中在内陆核电厂运行是否能确保水资源安全。内陆核电厂运行是否能确保

2、水资源安全。2012年年4月，中国核能行业协会组织开展月，中国核能行业协会组织开展内陆核电厂环境内陆核电厂环境影响的评估影响的评估的软课题研究，其中包括内陆核电厂严重事故的软课题研究，其中包括内陆核电厂严重事故环境风险的评估以及确保水资源安全的应急预案研究，目的环境风险的评估以及确保水资源安全的应急预案研究，目的是科学回答社会公众以及政府有关决策部门的高度关切。是科学回答社会公众以及政府有关决策部门的高度关切。2本文介绍的内容包括：本文介绍的内容包括：核电历史上三次严重事故的辐射健康效应核电历史上三次严重事故的辐射健康效应内陆核电厂严重事故环境风险评估内陆核电厂严重事故环境风险评估我国内陆核电

3、厂的选址条件我国内陆核电厂的选址条件福岛核事故教训总结与我国内陆核电厂的安全性福岛核事故教训总结与我国内陆核电厂的安全性内陆核电厂严重事故工况下确保水资源安全的应急预案。内陆核电厂严重事故工况下确保水资源安全的应急预案。3（1）美国三哩岛核事故）美国三哩岛核事故在在1979年年3月月28日发生的三哩岛核事故中，反应堆实现紧日发生的三哩岛核事故中，反应堆实现紧急停堆（反应性得到控制），堆芯因丧失冷却而损毁，但急停堆（反应性得到控制），堆芯因丧失冷却而损毁，但由于有坚实安全壳的包容功能，释入环境的放射性物质是由于有坚实安全壳的包容功能，释入环境的放射性物质是有限的，相当于有限的，相当于ines 4

4、级事故的释放量。由于堆芯有约二级事故的释放量。由于堆芯有约二分之一的燃料损毁，该事故被评定为分之一的燃料损毁，该事故被评定为ines 5级事故。级事故。4（1）美国三哩岛核事故）美国三哩岛核事故三哩岛事故产生的环境辐射影响是轻微的：三哩岛事故产生的环境辐射影响是轻微的：3个工作人员受到个工作人员受到40msv的全身照射，的全身照射，1个工作人员的个工作人员的前臂皮肤受到前臂皮肤受到500msv的照射。的照射。美国的美国的nrc（核管理委员会）、（核管理委员会）、epa（环境保护局）（环境保护局）和和doe（能源部）等机构进行了三哩岛事故的辐射健（能源部）等机构进行了三哩岛事故的辐射健康后果研究

5、，得出电厂周围康后果研究，得出电厂周围200万居民的平均剂量为万居民的平均剂量为0.01msv，厂址边界最大个人剂量为，厂址边界最大个人剂量为1msv，而美国平，而美国平均的环境本底辐射水平为均的环境本底辐射水平为3.6msv/年。年。5（2）前苏联切尔诺贝利核事故）前苏联切尔诺贝利核事故事故发生在事故发生在1986年年4月月26日，其时，切尔诺贝利核电厂日，其时，切尔诺贝利核电厂4号号反应堆正在进行低功率下试验。试验中违反操作规程，完反应堆正在进行低功率下试验。试验中违反操作规程，完全忽视了石墨水冷堆在低功率长时间运行会发生石墨砌体全忽视了石墨水冷堆在低功率长时间运行会发生石墨砌体瞬时释热以

6、及在低功率下具有正的温度反应性系数的特点瞬时释热以及在低功率下具有正的温度反应性系数的特点，造成反应堆功率失控骤增（链式裂变反应失去控制），造成反应堆功率失控骤增（链式裂变反应失去控制），核燃料过热损毁，继而导致连续的蒸汽爆炸，反应堆厂房核燃料过热损毁，继而导致连续的蒸汽爆炸，反应堆厂房严重损毁。严重损毁。6（2）前苏联切尔诺贝利核事故）前苏联切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核事故中，由于丧失了反应性控制和堆芯冷却切尔诺贝利核事故中，由于丧失了反应性控制和堆芯冷却的功能，加上没有包容放射性物质的安全壳，造成了迄今的功能，加上没有包容放射性物质的安全壳，造成了迄今为止最严重的为止最严重的ines 7级

7、事故。级事故。unscear（联合国辐射效应科学委员会）给出了与大气（联合国辐射效应科学委员会）给出了与大气核武器试验的核武器试验的i-131释放总量和释放总量和cs-137释放总量作为比较释放总量作为比较，切尔诺贝利核事故的，切尔诺贝利核事故的i-131和和cs-137释放总量分别仅占释放总量分别仅占大气核武器释放量的大气核武器释放量的0.26%和和9%。7（2）前苏联切尔诺贝利核事故）前苏联切尔诺贝利核事故按照按照2011年的年的unscear报告：这次事故既有严重的确定报告：这次事故既有严重的确定性健康效应，也有严重的随机性健康效应：性健康效应，也有严重的随机性健康效应：51万善后工作人

8、员中，有万善后工作人员中，有134人得了急性辐射综合症，人得了急性辐射综合症，其中其中28人死亡，他们的死亡直接归因于高辐射剂量。人死亡，他们的死亡直接归因于高辐射剂量。在一般公众中没有急性辐射综合症病例，不管是撤离在一般公众中没有急性辐射综合症病例，不管是撤离人员还是未撤离人员。人员还是未撤离人员。8（2）前苏联切尔诺贝利核事故）前苏联切尔诺贝利核事故按照按照2011年的年的unscear报告：这次事故既有严重的确定性报告：这次事故既有严重的确定性健康效应，也有严重的随机性健康效应：健康效应，也有严重的随机性健康效应：由于事故后没有及时控制污染牛奶的消耗，导致最受影响由于事故后没有及时控制污

9、染牛奶的消耗，导致最受影响地区内受照儿童和青少年中甲状腺癌的发生率显著增加。地区内受照儿童和青少年中甲状腺癌的发生率显著增加。在事故时未满在事故时未满14岁的人群中，岁的人群中，1991-2005年期间报告了年期间报告了5127个甲状腺癌病例（在这些人群中，到个甲状腺癌病例（在这些人群中，到2005年为止，仅年为止，仅15人死亡）。除甲状腺癌症外，没有流行病学调查数据证人死亡）。除甲状腺癌症外，没有流行病学调查数据证实有其他实体癌症的随机效应。实有其他实体癌症的随机效应。unscear报告还指出，报告还指出，除了可溯源到辐射剂量的确定性效除了可溯源到辐射剂量的确定性效应和随机效应以外，还有心理

10、创伤有关的社会效应。应和随机效应以外，还有心理创伤有关的社会效应。9（2）前苏联切尔诺贝利核事故）前苏联切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核电厂采用的石墨慢化轻水冷却反应堆，设计切尔诺贝利核电厂采用的石墨慢化轻水冷却反应堆，设计缺陷较多，而我国采用压水堆技术路线，反应堆设计具有缺陷较多，而我国采用压水堆技术路线，反应堆设计具有负温度反应性系数，保证不会发生功率暴走事件，而且反负温度反应性系数，保证不会发生功率暴走事件，而且反应堆有坚实的安全壳系统。因此，我国核电厂不会发生切应堆有坚实的安全壳系统。因此，我国核电厂不会发生切尔诺贝利核事故那样的灾难性事件。尔诺贝利核事故那样的灾难性事件。10（3）日本福

11、岛核事故）日本福岛核事故在在2011年年3月月11日发生的福岛核事故中，强烈地震后实现日发生的福岛核事故中，强烈地震后实现反应堆紧急停堆（反应性得到控制），但超设计基准地震反应堆紧急停堆（反应性得到控制），但超设计基准地震和海啸事件导致长时间全厂断电，和海啸事件导致长时间全厂断电，1-3号机组堆芯因丧失号机组堆芯因丧失冷却而严重损毁。接着，由于氢爆而丧失一次安全壳和反冷却而严重损毁。接着，由于氢爆而丧失一次安全壳和反应堆厂房的包容功能，使大量放射性物质释入环境，成为应堆厂房的包容功能，使大量放射性物质释入环境，成为ines 7级事故，但福岛核事故的放射性物质释放量约为切级事故，但福岛核事故的放

12、射性物质释放量约为切尔诺贝利核事故的十分之一。尔诺贝利核事故的十分之一。11（3）日本福岛核事故）日本福岛核事故按照日本政府向按照日本政府向iaea提交的报告，事故后对于提交的报告，事故后对于16633个善个善后工作人员进行了剂量监测，有后工作人员进行了剂量监测，有141人的累积剂量（包括人的累积剂量（包括外照射剂量和内照射剂量）大于外照射剂量和内照射剂量）大于100msv，其中，其中110个电厂个电厂工作人员，工作人员，31个其他工作人员（消防人员等）；有个其他工作人员（消防人员等）；有6人的人的累积剂量大于累积剂量大于250msv（主控制室电器仪表监视工作人员（主控制室电器仪表监视工作人员

13、），最大的个人累积剂量为），最大的个人累积剂量为672.27msv。这些剂量值均低。这些剂量值均低于会产生确定性辐射健康效应的阈值。于会产生确定性辐射健康效应的阈值。12（3）日本福岛核事故）日本福岛核事故日本政府对于约日本政府对于约200万的福岛县居民进行了剂量监测和健万的福岛县居民进行了剂量监测和健康调查，未发现因事故照射产生辐射健康效应。在这些检康调查，未发现因事故照射产生辐射健康效应。在这些检查中，发现查中，发现122个居民可能受到了一定的内照射，进而采个居民可能受到了一定的内照射，进而采用全身计数器检测，得出他们受到用全身计数器检测，得出他们受到cs-134和和cs-137的内照的内

14、照射均小于射均小于1msv 。需要说明的是，。需要说明的是，unscear和和who的研的研究指出，世界平均的本底辐射水平为究指出，世界平均的本底辐射水平为2.4msv/年。年。13（3）日本福岛核事故）日本福岛核事故2013年年2月，世界卫生组织（月，世界卫生组织（who）发布了福岛核事故健）发布了福岛核事故健康风险评估报告。康风险评估报告。who在报告中指出：在报告中指出：估算的剂量值远低于阈值水平，因此预期不会有确定估算的剂量值远低于阈值水平，因此预期不会有确定性效应（即人体组织反应）；在人群中没有确定性证性效应（即人体组织反应）；在人群中没有确定性证据表明有辐射诱发的遗传疾病；目前的结

15、果指出，福据表明有辐射诱发的遗传疾病；目前的结果指出，福岛第一核电厂事故造成的额外辐射照射使人们疾病增岛第一核电厂事故造成的额外辐射照射使人们疾病增加的发病率低于可察觉的水平。加的发病率低于可察觉的水平。14（3）日本福岛核事故）日本福岛核事故who在报告中指出：在报告中指出：心理影响是核应急事件的一个重大后果，这是切尔诺心理影响是核应急事件的一个重大后果，这是切尔诺贝利核事故得出的一个教训。与切尔诺贝利核事故一贝利核事故得出的一个教训。与切尔诺贝利核事故一样，福岛核事故的心理影响超过了其他的健康后果。样，福岛核事故的心理影响超过了其他的健康后果。15（1）概述概述核电厂严重事故定义为反应堆堆

16、芯严重损伤和安全壳系统核电厂严重事故定义为反应堆堆芯严重损伤和安全壳系统性能恶化导致大量放射性物质释放的事故，但严重事故的性能恶化导致大量放射性物质释放的事故，但严重事故的发生概率很低，因此，核电厂严重事故环境风险的量度应发生概率很低，因此，核电厂严重事故环境风险的量度应是概率和辐射后果的乘积。是概率和辐射后果的乘积。自上一世纪自上一世纪80年代以来，美国核管理委员会（年代以来，美国核管理委员会（nrc）就）就要求开展核电厂严重事故环境风险的评估。目前，无论是要求开展核电厂严重事故环境风险的评估。目前，无论是延寿运行核电厂和拟建核电项目，延寿运行核电厂和拟建核电项目，nrc均将基于均将基于pr

17、a（概率安全分析）的严重事故环境风险评估作为核电厂执照概率安全分析）的严重事故环境风险评估作为核电厂执照许可的一项重要审查内容。许可的一项重要审查内容。16（2）美国延寿运行核电厂的严重事故环境风险评估美国延寿运行核电厂的严重事故环境风险评估nrc在在1996年对美国运行核电厂发布了总体环境意见书年对美国运行核电厂发布了总体环境意见书，对，对92个环境问题进行了识别和评估。其中，对于严重事个环境问题进行了识别和评估。其中，对于严重事故的环境风险，故的环境风险，nrc的评估意见为：对于所有的核电厂的评估意见为：对于所有的核电厂址，严重事故造成的大气释放、在大水体上沉降、向地下址，严重事故造成的大

18、气释放、在大水体上沉降、向地下水释放的概率加权辐射后果是很小的。水释放的概率加权辐射后果是很小的。17（2）美国延寿运行核电厂的严重事故环境风险评估）美国延寿运行核电厂的严重事故环境风险评估查阅了美国查阅了美国12个内陆运行个内陆运行pwr核电厂（共核电厂（共20个机组）申个机组）申请延寿的环境报告，看到严重事故在请延寿的环境报告，看到严重事故在80km范围内造成的范围内造成的集体剂量风险均小于集体剂量风险均小于1人人sv/年，其中最大值为年，其中最大值为57.9人人rem/年，即年，即0.579人人sv/年。年。按照美国科学委员会的电离辐射生物效应咨询委员会在按照美国科学委员会的电离辐射生物

19、效应咨询委员会在beir-vii报告中给出的健康风险系数（癌症死亡率）报告中给出的健康风险系数（癌症死亡率）610-4/人人rem，可以看到这，可以看到这12个个pwr运行核电厂严重运行核电厂严重事故可能在厂址周围事故可能在厂址周围80km范围内增加的癌症死亡风险均范围内增加的癌症死亡风险均是非常小的。是非常小的。18（2）美国延寿运行核电厂的严重事故环境风险评估美国延寿运行核电厂的严重事故环境风险评估比较了比较了20个内陆个内陆pwr机组与机组与17个沿海个沿海pwr机组严重事故在机组严重事故在80km范围内造成集体剂量风险的中值、平均值以及最小值和范围内造成集体剂量风险的中值、平均值以及最

20、小值和最大值，结果得出，在严重事故的环境风险水平方面，美国最大值，结果得出，在严重事故的环境风险水平方面，美国内陆核电厂与美国沿海核电厂没有趋势差别。内陆核电厂与美国沿海核电厂没有趋势差别。1980km集体剂量风险（人集体剂量风险（人-rem/堆年）堆年）平均值平均值中值中值最大值最大值最小值最小值内陆内陆12个个pwr运行核运行核电厂（共电厂（共20个机组）个机组）16.7213.3657.90.55沿海沿海9个个pwr运行核运行核电厂（共电厂（共17个机组）个机组）34.214.0095.01.74（3）美国拟建核电项目严重事故环境风险的评估）美国拟建核电项目严重事故环境风险的评估美国美国

21、nrc对于核电厂的严重事故环境风险提出对于核电厂的严重事故环境风险提出“两个千两个千分之一分之一”的安全目标：的安全目标： 核电厂附近（核电厂附近（1英里范围）平均的个人因反应堆事故造英里范围）平均的个人因反应堆事故造成即时死亡的风险，不应超过美国公众成员通常因其成即时死亡的风险，不应超过美国公众成员通常因其他事故造成他事故造成“即时死亡风险之和即时死亡风险之和”的的0.1%。核电厂附近（核电厂附近（10英里范围）公众群体因核电厂运行可英里范围）公众群体因核电厂运行可能导致的癌症死亡风险不应超过所有其他起因癌症死能导致的癌症死亡风险不应超过所有其他起因癌症死亡风险的亡风险的0.1%。20（3）

22、美国拟建核电项目严重事故环境风险的评估）美国拟建核电项目严重事故环境风险的评估根据美国疾病控制和预防中心发布国家生命统计报告根据美国疾病控制和预防中心发布国家生命统计报告34，2004年中：年中： 美国由各类（非故意）事故造成的死亡人数为美国由各类（非故意）事故造成的死亡人数为117075人，全国平均死亡率为人，全国平均死亡率为38.8人人/10万人（万人（3.8810-4）；）； 美国由癌症造成的死亡人数为美国由癌症造成的死亡人数为560187人，全国平均死人，全国平均死亡率为亡率为186/10万人（万人（1.8610-3）。）。 根据上述根据上述“两个千分之一两个千分之一”的目标，美国核电

23、厂严重事故的目标，美国核电厂严重事故所致公众的早期死亡率和晚期癌症死亡率应分别小于所致公众的早期死亡率和晚期癌症死亡率应分别小于410-7/年和年和210-6/年。年。21（3）美国拟建核电项目严重事故环境风险的评估）美国拟建核电项目严重事故环境风险的评估统计了美国内陆统计了美国内陆9个拟建个拟建pwr项目的三级项目的三级pra分析结果，分析结果，严重事故环境风险远低于严重事故环境风险远低于nrc“两个千分之一两个千分之一”的安全的安全目标。例如：目标。例如：22早期死亡率早期死亡率（1/堆年）堆年）晚期癌症死亡率晚期癌症死亡率（1/堆年）堆年）nrc的安全目标的安全目标 4e-07 2e-0

24、6vcsns核电厂核电厂ap10001.4e-103.5e-12shearon harris核电厂核电厂ap10001.4e-113.2e-11vogtle核电厂核电厂ap10001.6e-121.1e-11（3）美国内陆拟建核电项目严重事故环境风险的评估结果）美国内陆拟建核电项目严重事故环境风险的评估结果美国内陆拟建核电项目严重事故环境风险评估表明，美国美国内陆拟建核电项目严重事故环境风险评估表明，美国不是追求核电的零风险，而是将内陆核电厂严重事故的环不是追求核电的零风险，而是将内陆核电厂严重事故的环境风险控制在根据社会风险水平合理确定的低水平。境风险控制在根据社会风险水平合理确定的低水平。

25、23（4）我国内陆核电厂严重事故环境风险的案例研究我国内陆核电厂严重事故环境风险的案例研究两个案例研究的核电项目均选择两个案例研究的核电项目均选择ap1000堆型，因此，在堆型，因此，在ap1000的的1级级pra和和2级级pra基础上进行。基础上进行。两个案例研究中，均参照美国两个案例研究中，均参照美国nrc“两个千分之一两个千分之一”的的严重事故环境风险的评估准则，并采用了根据美国社会风严重事故环境风险的评估准则，并采用了根据美国社会风险水平确定的安全目标：险水平确定的安全目标：“核电厂严重事故所致公众的早核电厂严重事故所致公众的早期死亡率和晚期癌症死亡率应分别小于期死亡率和晚期癌症死亡率

26、应分别小于410-7/年和年和210-6/年。年。”24（4）我国内陆核电厂严重事故环境风险的案例研究我国内陆核电厂严重事故环境风险的案例研究25早期死亡率早期死亡率（1/堆年）堆年）晚期癌症死亡率晚期癌症死亡率（1/堆年）堆年）nrc的安全目标的安全目标 4e-07 2e-06vcsns核电厂核电厂ap10001.4e-103.5e-12shearon harris核电厂核电厂ap10001.4e-113.2e-11vogtle核电厂核电厂ap10001.6e-121.1e-11north anna esp厂址厂址ap10002.6e-134.9e-11clinton esp厂址厂址ap10

27、006.4e-135.5e-11grand gulf esp厂址厂址ap1000 1.0e-142.0e-11彭泽核电项目彭泽核电项目5.81e-116.46e-11咸宁核电项目咸宁核电项目1.14e-111.62e-10（4）我）我国内陆核电厂严重事故环境风险的案例研究国内陆核电厂严重事故环境风险的案例研究两个案例研究的结果并不是这两个核电项目严重事故环境两个案例研究的结果并不是这两个核电项目严重事故环境风险的精确评估，但在数量级上指出，这两个内陆核电项风险的精确评估，但在数量级上指出，这两个内陆核电项目目采用采用ap1000三代三代核电技术后，严重事故的环境风险可核电技术后，严重事故的环境

28、风险可以远低于以远低于“两个千分之一两个千分之一”安全目标要求的风险水平。安全目标要求的风险水平。26（1）我国核电厂的选址要求我国核电厂的选址要求我国核电厂选址有关的核安全法规和导则是参照国际原子我国核电厂选址有关的核安全法规和导则是参照国际原子能机构（能机构（iaea）相关法规、导则制定的，是与国际接轨）相关法规、导则制定的，是与国际接轨的。的。在实际选址过程中，按照厂址所在地区的极端事件（可能在实际选址过程中，按照厂址所在地区的极端事件（可能最大地震、可能最大降水、可能最大龙卷风、可能最大风最大地震、可能最大降水、可能最大龙卷风、可能最大风暴潮等）确定厂址设计基准。暴潮等）确定厂址设计基

29、准。27（2）我国）我国内陆核电厂选址的地质地震条件内陆核电厂选址的地质地震条件日本日本3月月11日地震是世界上有记录历史以来的第日地震是世界上有记录历史以来的第5大地震大地震。这样的地震只可能发生在。这样的地震只可能发生在“俯冲带俯冲带”断层上。俯冲带断层上。俯冲带处在构造板块的边缘，在那里，一个构造板块受到另一处在构造板块的边缘，在那里，一个构造板块受到另一个构造板块的挤压，或者说，在那里一个构造板块滑到个构造板块的挤压，或者说，在那里一个构造板块滑到另一个板块下面（见示意图）。俯冲带大地震也必然会另一个板块下面（见示意图）。俯冲带大地震也必然会产生像在日本看到的那样巨大的海啸。产生像在日

30、本看到的那样巨大的海啸。28（2）我）我国内陆核电厂选址的地质地震条件国内陆核电厂选址的地质地震条件我国和日本所处大地构造背景显著不同。如图所示，日本位我国和日本所处大地构造背景显著不同。如图所示，日本位于著名的环太平洋地震带，同时也是太平洋板块和欧亚板块于著名的环太平洋地震带，同时也是太平洋板块和欧亚板块碰撞边界，属于典型的板块俯冲带。历史上沿日本东部板块碰撞边界，属于典型的板块俯冲带。历史上沿日本东部板块俯冲带发生过多次大规模历史地震和海啸。俯冲带发生过多次大规模历史地震和海啸。29（2）我国内陆核电厂选址的地质地震条件我国内陆核电厂选址的地质地震条件我国内陆地区的地震活动水平相对较低。已

31、经统计了我国内陆地区的地震活动水平相对较低。已经统计了30个通个通过初步可行性研究确定的内陆核电优先候选厂址的相关资料过初步可行性研究确定的内陆核电优先候选厂址的相关资料，从中可以看到，这些厂址均位于区域地壳稳定地区或区域，从中可以看到，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，即均处于地震活动水平很低的地区。地壳相对稳定地区，即均处于地震活动水平很低的地区。3031图 13个典型内陆核电厂在我国地震活动性分布图中的位置1湖北（咸宁） 2湖北(浠水） 3湖南（桃花江） 4湖南(小墨山） 5江西（彭泽）6江西（吉安） 7安徽（芜湖） 8四川（三坝） 9重庆（涪陵） 10广东（韶关）

32、11浙江（龙游） 12吉林（靖宇） 13河南（南阳）89137116103412512（3）我国内陆核电厂的防洪条件我国内陆核电厂的防洪条件在内陆核电厂址的防洪设计方面，除了前面提到利用在内陆核电厂址的防洪设计方面，除了前面提到利用“可可能最大能最大”事件确定厂址的设计基准洪水位以外，还需要指事件确定厂址的设计基准洪水位以外，还需要指出，与美国、法国在内陆冲积平原也可建造核岛（反应堆出，与美国、法国在内陆冲积平原也可建造核岛（反应堆厂房）不同，目前我国内陆核电选址均采用天然基岩作为厂房）不同，目前我国内陆核电选址均采用天然基岩作为核岛地基。通常的设计是选择合适的山体，经开挖后形成核岛地基。通常

33、的设计是选择合适的山体，经开挖后形成核岛地基。这种厂址选择方法使得我国内陆核电厂址均能核岛地基。这种厂址选择方法使得我国内陆核电厂址均能设计成设计成“干厂址干厂址”，并且留有很大的安全裕度。，并且留有很大的安全裕度。32厂址名称厂址名称洪 水 所在水体所在水体设计基准洪水位设计基准洪水位(m)厂坪标高厂坪标高(m)湖北咸宁（湖北咸宁（大畈）大畈）富水水库（富水）富水水库（富水）65.9388.00湖北浠水（胡家山）湖北浠水（胡家山）浠水浠水32.2362.00湖南益阳（桃花江）湖南益阳（桃花江）资江资江73.6785.00湖南华容（小墨山）湖南华容（小墨山）长江长江37.9742.00江西彭泽

34、（帽子山）江西彭泽（帽子山）长江长江22.9331.30江西吉安（烟家山）江西吉安（烟家山）赣江赣江71.5480.00安徽芜湖（巴茅山）安徽芜湖（巴茅山）长江长江15.7116.50四川南充（三坝）四川南充（三坝）嘉陵江嘉陵江308.67321.00重庆涪陵（石佛）重庆涪陵（石佛）长江长江184.02215.00广东韶关（界滩）广东韶关（界滩）北江北江62.6579.00浙江龙游（团石）浙江龙游（团石）衢江衢江58.4265.00吉林靖宇（赤松）吉林靖宇（赤松） 白山水库（松花江）白山水库（松花江）427.90510.00河南南阳（高庄）河南南阳（高庄） 鸭河口水库（白河）鸭河口水库（白河）

35、184.20195.2033（1）福岛核事故教训总结福岛核事故教训总结福岛核事故后，国际核社会进一步认识到，核电厂严重事福岛核事故后，国际核社会进一步认识到，核电厂严重事故对社会公众产生的心理影响远大于实际产生的辐射健康故对社会公众产生的心理影响远大于实际产生的辐射健康效应。美国效应。美国nrc在福岛核事故调查的近期工作组报告中在福岛核事故调查的近期工作组报告中，已经明确提出，已经明确提出，“涉及堆芯损毁和放射性不可控释放的涉及堆芯损毁和放射性不可控释放的事故肯定是不可接受的，即使没有重大的健康后果事故肯定是不可接受的，即使没有重大的健康后果”。正是基于上述认识，国际核社会深入地总结了福岛核事

36、故正是基于上述认识，国际核社会深入地总结了福岛核事故教训，并为全面、平衡贯彻纵深防御安全原则提出了各种教训，并为全面、平衡贯彻纵深防御安全原则提出了各种行动计划。行动计划。 34（1）福岛核事故教训总结福岛核事故教训总结日本政府在事故后向日本政府在事故后向iaea先后提交了两份政府报告，其先后提交了两份政府报告，其中总结了中总结了5个类别的个类别的28条教训，涉及加强应对严重事故的条教训，涉及加强应对严重事故的预防和响应措施等。预防和响应措施等。iaea在调查报告中指出，日本福岛第一核电厂低估了海在调查报告中指出，日本福岛第一核电厂低估了海啸危害，对于加强核电厂的纵深防御提出了啸危害，对于加强

37、核电厂的纵深防御提出了16条教训。条教训。35（1）福）福岛核事故教训总结岛核事故教训总结美国美国nrc在在2011年年9月发表了近期工作组研究报告。该报月发表了近期工作组研究报告。该报告在深入总结福岛核事故教训的基础上，提出了告在深入总结福岛核事故教训的基础上，提出了12项旨在项旨在加强加强21世纪反应堆安全的建议世纪反应堆安全的建议,包括：全面、平衡地贯彻包括：全面、平衡地贯彻纵深防御安全原则；重新评估每个运行反应堆纵深防御安全原则；重新评估每个运行反应堆sscs（系（系统、构筑物、部件）的设计基准洪水和地震设防；评估核统、构筑物、部件）的设计基准洪水和地震设防；评估核电厂在预防或缓解地震

38、诱发火灾和水淹方面是否可进一步电厂在预防或缓解地震诱发火灾和水淹方面是否可进一步提升能力；加强在设计基准和超设计基准外部事件工况下提升能力；加强在设计基准和超设计基准外部事件工况下应对应对sbo（全厂断电）的能力；（全厂断电）的能力；36（1）福岛核事故教训总结）福岛核事故教训总结西欧核监管协会（西欧核监管协会（wenra）提出关于新建核电厂要求：）提出关于新建核电厂要求：坚持坚持5个层次的纵深防御；个层次的纵深防御；保证不同层次的纵深防御具有相互独立性；保证不同层次的纵深防御具有相互独立性；必须实际消除所有可能导致早期或大量放射性物质释必须实际消除所有可能导致早期或大量放射性物质释放的事件序

39、列，或者事故序列以高置信度地被认为是放的事件序列，或者事故序列以高置信度地被认为是极不可能发生的。极不可能发生的。37（1）福）福岛核事故教训岛核事故教训归纳起来，国际核社会对福岛核事故教训的总结集中在如归纳起来，国际核社会对福岛核事故教训的总结集中在如何全面、平衡地贯彻纵深防御安全原则，包括：既要重视何全面、平衡地贯彻纵深防御安全原则，包括：既要重视核电厂内部事件的设防，也要重视外部事件的设防。核电厂内部事件的设防，也要重视外部事件的设防。国际核社会在吸取日本福岛核事故教训方面，具体提到了国际核社会在吸取日本福岛核事故教训方面，具体提到了应急电源、安全壳厂房氢控制、反应堆和乏燃料池衰变热应急

40、电源、安全壳厂房氢控制、反应堆和乏燃料池衰变热去除等，但均未提及内陆核电厂要考虑严重事故对水资源去除等，但均未提及内陆核电厂要考虑严重事故对水资源安全的影响。安全的影响。38（2）我国内陆核电厂的安全性）我国内陆核电厂的安全性国家核安全局于国家核安全局于2012年年6月发布了月发布了福岛核事故后核电厂福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求改进行动通用技术要求，涉及：核电厂防洪能力改进；，涉及：核电厂防洪能力改进；应急补水及相关设备；移动电源及其设置；乏燃料池监测应急补水及相关设备；移动电源及其设置；乏燃料池监测；氢气监测与控制系统改进；应急控制中心可居留性及其；氢气监测与控制系统改进；应急控制

41、中心可居留性及其功能提升；辐射环境监测及应急改进；外部灾害应对等。功能提升；辐射环境监测及应急改进；外部灾害应对等。这些改进行动要求与国际核社会对福岛核事故教训的总结这些改进行动要求与国际核社会对福岛核事故教训的总结是一致的。是一致的。39（2）我国内陆核电厂的安全性我国内陆核电厂的安全性2012年年10月，我国的月，我国的核安全与放射性污染防治核安全与放射性污染防治“十二五十二五”规划及规划及2020 年远景目标年远景目标（简称（简称核安全规划核安全规划）正）正式发布。其中，对于核安全目标提出：式发布。其中，对于核安全目标提出：“新建核电机组具新建核电机组具备较完善的严重事故预防和缓解措施，

42、每堆年发生严重堆备较完善的严重事故预防和缓解措施，每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率低于十万分之一，每堆年发生大量放射芯损坏事件的概率低于十万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率低于百万分之一。性物质释放事件的概率低于百万分之一。”这两个概率安这两个概率安全目标的正式提出，也体现了利用风险观点来更好地贯彻全目标的正式提出，也体现了利用风险观点来更好地贯彻纵深防御原则。纵深防御原则。40（2）我国内陆核电厂的安全性）我国内陆核电厂的安全性核安全规划核安全规划中明确提出：中明确提出：“十三五十三五”及以后新建核电及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可机组力争实现从

43、设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。能性。我国内陆核电厂采用三代压水堆核电技术，无论技术引进我国内陆核电厂采用三代压水堆核电技术，无论技术引进的的ap1000堆型，还是自主研发的三代核电技术，都能很堆型，还是自主研发的三代核电技术，都能很好地满足好地满足核安全规划核安全规划提出的概率安全目标，并且将实提出的概率安全目标，并且将实现现“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”41（1）概述概述尽管前面已经分析指出，类似福岛核事故那样的灾难性事尽管前面已经分析指出，类似福岛核事故那样的灾难性事件在我国内陆核电厂是极不可能发生的，尽管通过全面、件在

44、我国内陆核电厂是极不可能发生的，尽管通过全面、平衡地贯彻纵深防御原则，可以确保内陆核电厂安全性持平衡地贯彻纵深防御原则，可以确保内陆核电厂安全性持续提高，但为了消除公众对于内陆核电厂的疑虑，增强社续提高，但为了消除公众对于内陆核电厂的疑虑，增强社会信心，需要针对我国内陆核电厂的这种极小概率事件，会信心，需要针对我国内陆核电厂的这种极小概率事件，制定严重事故工况下确保水资源安全的应急预案。制定严重事故工况下确保水资源安全的应急预案。42（2）应急预案应急预案的制定原则的制定原则坚持贯彻严重事故预防和缓解并重的原则，针对发生概率坚持贯彻严重事故预防和缓解并重的原则，针对发生概率极低的剩余风险做好确

45、保水资源安全的应急预案。极低的剩余风险做好确保水资源安全的应急预案。充分借鉴日本福岛核事故善后工作的有关经验反馈。尤其充分借鉴日本福岛核事故善后工作的有关经验反馈。尤其是在放射性污水贮存、封堵、处理以及放射性污染源与水是在放射性污水贮存、封堵、处理以及放射性污染源与水体实体隔离方面的有效措施。体实体隔离方面的有效措施。结合选择的堆型以及厂址条件，制定具体内陆核电厂的结合选择的堆型以及厂址条件，制定具体内陆核电厂的应急预案应急预案。作为纵深防御的最后一次层次，作为纵深防御的最后一次层次，应急预案应急预案中可采取各中可采取各种灵活的、可行的而不一定是昂贵的措施，但需要将种灵活的、可行的而不一定是昂

46、贵的措施，但需要将应应急预案急预案纳入电厂的应急响应计划。纳入电厂的应急响应计划。43（3）制定制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景福岛核事故过程中，由于超设计基准地震和海啸导致长时福岛核事故过程中，由于超设计基准地震和海啸导致长时间全厂停电，进而造成堆芯损毁和安全壳厂房失效，间全厂停电，进而造成堆芯损毁和安全壳厂房失效，1-3号机组未能实现堆芯闭式循环冷却，直至号机组未能实现堆芯闭式循环冷却，直至2011年年6月底，月底，放射性污水处理设施投入运行，经过处理的废水用于放射性污水处理设施投入运行，经过处理的废水用于1-3号机组的堆芯冷却，才逐渐实现了闭式循环冷却。根据东号机

47、组的堆芯冷却，才逐渐实现了闭式循环冷却。根据东京电力公司报道的资料推算，在放射性污水处理设施投入京电力公司报道的资料推算，在放射性污水处理设施投入前的高放射性污水量大约在前的高放射性污水量大约在14万万m3左右。左右。福岛核事故中产生了较多数量的放射性污水，这凸显了严福岛核事故中产生了较多数量的放射性污水，这凸显了严重事故工况下在安全壳内实现堆芯闭式循环冷却的重要性重事故工况下在安全壳内实现堆芯闭式循环冷却的重要性。44（3）制定制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景我国内陆核电项目可供选择的我国内陆核电项目可供选择的ap1000以及自主三代压水以及自主三代压水堆技术方案，已

48、经采取了各种严重事故预防和缓解措施，堆技术方案，已经采取了各种严重事故预防和缓解措施，包括稳压器快速卸压、非能动氢气复合器、熔融堆芯捕集包括稳压器快速卸压、非能动氢气复合器、熔融堆芯捕集、双层安全壳以及各种非能动的或能动与非能动相结合的、双层安全壳以及各种非能动的或能动与非能动相结合的应急冷却手段等，可以确保严重事故工况下安全壳的完整应急冷却手段等，可以确保严重事故工况下安全壳的完整性。尤其需要指出的是，这些堆型均实现换料水箱内置安性。尤其需要指出的是，这些堆型均实现换料水箱内置安全壳布置，可以保证严重事故工况下安全壳内能实现堆芯全壳布置，可以保证严重事故工况下安全壳内能实现堆芯闭式循环冷却。

49、这种事故场景是置信度很高的极小概率事闭式循环冷却。这种事故场景是置信度很高的极小概率事件。件。45（3）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景在实现闭式循环冷却的严重事故场景中可能产生的放射性在实现闭式循环冷却的严重事故场景中可能产生的放射性污水量。污水量。对于对于ap1000机组，约为机组，约为3300m3。46序号序号来源来源水量（水量（m3）备注备注1反应堆冷却剂主回路（反应堆冷却剂主回路（rcs）243.62堆芯补水箱（堆芯补水箱（cmt）70.82台，共台，共141.6m33安注箱（安注箱（acc）48.12台，共台，共96.2m34安全壳内换料水箱（安全壳内

50、换料水箱（irwst）2132.35硼酸贮存箱硼酸贮存箱277执行纵深防御执行纵深防御功能水源功能水源6乏燃料系统（乏燃料系统（sfs）装料池）装料池417执行纵深防御执行纵深防御功能水源功能水源合计合计3307.7m3（3）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景进一步考虑非闭式循环冷却的事故场景（剩余的极小风险）进一步考虑非闭式循环冷却的事故场景（剩余的极小风险）尽管这种事故场景是极不可能发生的，但还是假定安全壳尽管这种事故场景是极不可能发生的，但还是假定安全壳贯穿件和小管道发生泄漏。这种事故场景下，可通过厂内贯穿件和小管道发生泄漏。这种事故场景下，可通过厂内设置的移

51、动泵补水（流量设置的移动泵补水（流量20m3/h）。保守假设补水）。保守假设补水3天（天（72小时），补水总量达到约小时），补水总量达到约1440 m3。由于实施了福岛核事故后改进行动的要求，尤其是有关应由于实施了福岛核事故后改进行动的要求，尤其是有关应急电源的要求，事故发生后急电源的要求，事故发生后3天（天（72小时）内，运行人员小时）内，运行人员有条件采取措施恢复闭式循环冷却。有条件采取措施恢复闭式循环冷却。47（3）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景对于对于ap1000机组，即使考虑了可能出现非闭式循环冷却机组，即使考虑了可能出现非闭式循环冷却的事故场景，总放

52、射性污水量约为的事故场景，总放射性污水量约为5000m3（4740m3）。）。对于自主设计三代核电机组，也进行了严重事故工况下放对于自主设计三代核电机组，也进行了严重事故工况下放射性污水量的估计，总的放射性污水量在射性污水量的估计，总的放射性污水量在7000m3的水平的水平。48（3）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景与日本福岛第一核电厂事故场景的比较与日本福岛第一核电厂事故场景的比较福岛第一核电厂采用福岛第一核电厂采用mark i型和型和mark ii型抑压式安全壳型抑压式安全壳，自由体积分别仅为，自由体积分别仅为4280m3和和4420m3。较小的安全壳容较小的

53、安全壳容积导致其在严重事故工况下的安全壳滞留能力不足。积导致其在严重事故工况下的安全壳滞留能力不足。而我国内陆核电厂采用的压水堆机型具有而我国内陆核电厂采用的压水堆机型具有“大干式大干式”安全安全壳（壳（ap1000安全壳的自由体积为安全壳的自由体积为58000m3）, ,巨大的体积巨大的体积使得其在严重事故工况下具有较好的滞留能力和防氢爆能使得其在严重事故工况下具有较好的滞留能力和防氢爆能力。力。49（2）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景与日本福岛第一核电厂事故场景的比较与日本福岛第一核电厂事故场景的比较福岛第一核电厂沸水堆抑压式安全壳的抑压水池位于安全福岛第一

54、核电厂沸水堆抑压式安全壳的抑压水池位于安全壳的底部，其上连接有诸如抑压水池冷却、安注再循环等壳的底部，其上连接有诸如抑压水池冷却、安注再循环等众多的辅助管道。多年的核电厂抗震研究表明，这些直径众多的辅助管道。多年的核电厂抗震研究表明，这些直径较小的管道是核电厂抗震的薄弱环节，而这些管道的损坏较小的管道是核电厂抗震的薄弱环节，而这些管道的损坏则正好导致前述的安全壳完整性损坏以及放射性物质和废则正好导致前述的安全壳完整性损坏以及放射性物质和废水的外逸。水的外逸。50（3）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景与日本福岛第一核电厂事故场景的比较与日本福岛第一核电厂事故场景的比

55、较压水堆核电厂压水堆核电厂“大干式大干式”安全壳底部是厚实的钢筋混安全壳底部是厚实的钢筋混凝土构筑，所有贯穿安全壳的管道都从上部穿出，其凝土构筑，所有贯穿安全壳的管道都从上部穿出，其下有巨大的内部容积。这使得大量放射性废水外逸的下有巨大的内部容积。这使得大量放射性废水外逸的可能性大大降低。可能性大大降低。51（2）制定）制定应急预案应急预案考虑的严重事故场景考虑的严重事故场景与日本福岛第一核电厂事故场景的比较与日本福岛第一核电厂事故场景的比较福岛核事故长时间未能实现堆芯闭式循环冷却的原因之一福岛核事故长时间未能实现堆芯闭式循环冷却的原因之一，是长时间全厂断电，包括超设计基准地震损毁了全部外，是

56、长时间全厂断电，包括超设计基准地震损毁了全部外部电源，超设计基准海啸损毁了部电源，超设计基准海啸损毁了1-4号机组的应急柴油发号机组的应急柴油发电机组，即使后续运来了移动电源，也因为没有配套的接电机组，即使后续运来了移动电源，也因为没有配套的接口装置而未能及时投入。口装置而未能及时投入。我国内陆核电厂在应急电源、应急补水等方面采取了多重我国内陆核电厂在应急电源、应急补水等方面采取了多重的和多样的措施，包括将应急移动电源放置在设计基准洪的和多样的措施，包括将应急移动电源放置在设计基准洪水位水位5m以上的高度。这些措施可以保证极端情况下，尽以上的高度。这些措施可以保证极端情况下，尽快（例如，快（例

57、如，3天）恢复堆芯闭式循环冷却。天）恢复堆芯闭式循环冷却。52（4）应急预案应急预案中可采取的措施中可采取的措施放射性污水的贮存：在放射性污水的贮存：在应急预案应急预案中，严重事故中产生的中，严重事故中产生的放射性污水有多种贮存手段。放射性污水有多种贮存手段。抗震类安全相关厂房的滞留、抗震类安全相关厂房的滞留、贮存能力：贮存能力：以以ap1000机组为例：机组为例：0m标高以下钢安全壳空间标高以下钢安全壳空间3300m3，辅助厂房，辅助厂房，3000m3，合计：，合计：6300m3。ap1000安全壳厂房实现安全壳厂房实现0m标高以上标高以上5m高度内的水密高度内的水密封，因此，厂房封，因此，

58、厂房0m标高以上的厂房有效容积也可用来标高以上的厂房有效容积也可用来贮存放射性污水。贮存放射性污水。53（4）应急预案应急预案中可采取的措施中可采取的措施放射性污水的贮存：放射性污水的贮存：除了安全相关厂房可外，还有许多其他的设施可作为贮存除了安全相关厂房可外，还有许多其他的设施可作为贮存设施，例如：可在厂区内设置具有抗震能力的废液滞留池设施，例如：可在厂区内设置具有抗震能力的废液滞留池，可在厂区按需要临时增设贮罐，可利用厂区设置的水池，可在厂区按需要临时增设贮罐，可利用厂区设置的水池作为贮存设施。作为贮存设施。如图所示，福岛第一核电厂现场目前贮罐总容量达到如图所示，福岛第一核电厂现场目前贮罐

59、总容量达到28.7万万m3主要贮存反渗透处理后的浓盐水。主要贮存反渗透处理后的浓盐水。54（4）应急预案应急预案中可采取的措施中可采取的措施放射性污水的封堵放射性污水的封堵日本福岛核事故的经验反馈表明，水玻璃（硅酸钠溶液）日本福岛核事故的经验反馈表明，水玻璃（硅酸钠溶液）是有效的阻水剂。（是有效的阻水剂。（2 2号机组号机组取水口附近电缆竖井，曾发取水口附近电缆竖井，曾发生高放射性污水通过地震产生的裂缝泄漏入海的事件）生高放射性污水通过地震产生的裂缝泄漏入海的事件）55（4）应急预案应急预案中可采取的措施中可采取的措施放射性污水的封堵放射性污水的封堵尽管在我国内陆核电厂，极不可能发生类似福岛第

60、一核电尽管在我国内陆核电厂，极不可能发生类似福岛第一核电厂因超设计基准地震造成核安全相关厂房破损而导致放射厂因超设计基准地震造成核安全相关厂房破损而导致放射性污水外泄的事故。然而，在内陆核电厂准备一定数量的性污水外泄的事故。然而，在内陆核电厂准备一定数量的阻水剂是可行的，可以加强纵深防御的最后一个层次。阻水剂是可行的，可以加强纵深防御的最后一个层次。内陆核电厂在今后采用水玻璃作为应急阻水剂时，需要针内陆核电厂在今后采用水玻璃作为应急阻水剂时，需要针对厂址的土壤条件（酸性土壤或碱性土壤）选择合适的水对厂址的土壤条件（酸性土壤或碱性土壤）选择合适的水玻璃阻水剂或其他快速凝固的堵漏材料。玻璃阻水剂或