內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險的評估與緩解措施課件

1、內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險的評估與緩解措施周如明中國核能行業(yè)協(xié)會內陸核電廠環(huán)境影響的評估課題組2013年5月湖南益陽1. 引言日本福島核事故發(fā)生后，我國社會公眾對于內陸核電建設的疑慮明顯增加，政府有關部門對于內陸核電廠項目的審批也采取了極為審慎的態(tài)度。由于福島核事故過程中有一定數量的高放射性污水泄漏入海，因此，在對內陸核電廠的質疑聲中，較多的關注點集中在內陸核電廠運行是否能確保水資源安全。2012年4月，中國核能行業(yè)協(xié)會組織開展內陸核電廠環(huán)境影響的評估的軟課題研究，其中包括內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險的評估以及確保水資源安全的應急預案研究，目的是科學回答社會公眾以及政府有關決策部門的高度關切。2

2、1. 引言本文介紹的內容包括：核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估我國內陸核電廠的選址條件福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性內陸核電廠嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案。32. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（1）美國三哩島核事故在1979年3月28日發(fā)生的三哩島核事故中，反應堆實現緊急停堆（反應性得到控制），堆芯因喪失冷卻而損毀，但由于有堅實安全殼的包容功能，釋入環(huán)境的放射性物質是有限的，相當于INES 4級事故的釋放量。由于堆芯有約二分之一的燃料損毀，該事故被評定為INES 5級事故。42. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（1）美國三哩

3、島核事故三哩島事故產生的環(huán)境輻射影響是輕微的：3個工作人員受到40mSv的全身照射，1個工作人員的前臂皮膚受到500mSv的照射。美國的NRC（核管理委員會）、EPA（環(huán)境保護局）和DOE（能源部）等機構進行了三哩島事故的輻射健康后果研究，得出電廠周圍200萬居民的平均劑量為0.01mSv，廠址邊界最大個人劑量為1mSv，而美國平均的環(huán)境本底輻射水平為3.6mSv/年。5 2. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（2）前蘇聯切爾諾貝利核事故事故發(fā)生在1986年4月26日，其時，切爾諾貝利核電廠4號反應堆正在進行低功率下試驗。試驗中違反操作規(guī)程，完全忽視了石墨水冷堆在低功率長時間運行會發(fā)生石墨

4、砌體瞬時釋熱以及在低功率下具有正的溫度反應性系數的特點，造成反應堆功率失控驟增（鏈式裂變反應失去控制），核燃料過熱損毀，繼而導致連續(xù)的蒸汽爆炸，反應堆廠房嚴重損毀。62. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（2）前蘇聯切爾諾貝利核事故切爾諾貝利核事故中，由于喪失了反應性控制和堆芯冷卻的功能，加上沒有包容放射性物質的安全殼，造成了迄今為止最嚴重的INES 7級事故。UNSCEAR（聯合國輻射效應科學委員會）給出了與大氣核武器試驗的I-131釋放總量和Cs-137釋放總量作為比較，切爾諾貝利核事故的I-131和Cs-137釋放總量分別僅占大氣核武器釋放量的0.26%和9%。72. 核電歷史上三次

5、嚴重事故的輻射健康效應（2）前蘇聯切爾諾貝利核事故按照2011年的UNSCEAR報告：這次事故既有嚴重的確定性健康效應，也有嚴重的隨機性健康效應：51萬善后工作人員中，有134人得了急性輻射綜合癥，其中28人死亡，他們的死亡直接歸因于高輻射劑量。在一般公眾中沒有急性輻射綜合癥病例，不管是撤離人員還是未撤離人員。82. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（2）前蘇聯切爾諾貝利核事故按照2011年的UNSCEAR報告：這次事故既有嚴重的確定性健康效應，也有嚴重的隨機性健康效應：由于事故后沒有及時控制污染牛奶的消耗，導致最受影響地區(qū)內受照兒童和青少年中甲狀腺癌的發(fā)生率顯著增加。在事故時未滿14歲的

6、人群中，1991-2005年期間報告了5127個甲狀腺癌病例（在這些人群中，到2005年為止，僅15人死亡）。除甲狀腺癌癥外，沒有流行病學調查數據證實有其他實體癌癥的隨機效應。UNSCEAR報告還指出，除了可溯源到輻射劑量的確定性效應和隨機效應以外，還有心理創(chuàng)傷有關的社會效應。92. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（2）前蘇聯切爾諾貝利核事故切爾諾貝利核電廠采用的石墨慢化輕水冷卻反應堆，設計缺陷較多，而我國采用壓水堆技術路線，反應堆設計具有負溫度反應性系數，保證不會發(fā)生功率暴走事件，而且反應堆有堅實的安全殼系統(tǒng)。因此，我國核電廠不會發(fā)生切爾諾貝利核事故那樣的災難性事件。102. 核電歷史

7、上三次嚴重事故的輻射健康效應（3）日本福島核事故在2011年3月11日發(fā)生的福島核事故中，強烈地震后實現反應堆緊急停堆（反應性得到控制），但超設計基準地震和海嘯事件導致長時間全廠斷電，1-3號機組堆芯因喪失冷卻而嚴重損毀。接著，由于氫爆而喪失一次安全殼和反應堆廠房的包容功能，使大量放射性物質釋入環(huán)境，成為INES 7級事故，但福島核事故的放射性物質釋放量約為切爾諾貝利核事故的十分之一。112. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（3）日本福島核事故按照日本政府向IAEA提交的報告，事故后對于16633個善后工作人員進行了劑量監(jiān)測，有141人的累積劑量（包括外照射劑量和內照射劑量）大于100m

8、Sv，其中110個電廠工作人員，31個其他工作人員（消防人員等）；有6人的累積劑量大于250mSv（主控制室電器儀表監(jiān)視工作人員），最大的個人累積劑量為672.27mSv。這些劑量值均低于會產生確定性輻射健康效應的閾值。122. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（3）日本福島核事故日本政府對于約200萬的福島縣居民進行了劑量監(jiān)測和健康調查，未發(fā)現因事故照射產生輻射健康效應。在這些檢查中，發(fā)現122個居民可能受到了一定的內照射，進而采用全身計數器檢測，得出他們受到Cs-134和Cs-137的內照射均小于1mSv 。需要說明的是，UNSCEAR和WHO的研究指出，世界平均的本底輻射水平為2.4

9、mSv/年。132. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（3）日本福島核事故2013年2月，世界衛(wèi)生組織（WHO）發(fā)布了福島核事故健康風險評估報告。WHO在報告中指出：估算的劑量值遠低于閾值水平，因此預期不會有確定性效應（即人體組織反應）；在人群中沒有確定性證據表明有輻射誘發(fā)的遺傳疾??；目前的結果指出，福島第一核電廠事故造成的額外輻射照射使人們疾病增加的發(fā)病率低于可察覺的水平。142. 核電歷史上三次嚴重事故的輻射健康效應（3）日本福島核事故WHO在報告中指出：心理影響是核應急事件的一個重大后果，這是切爾諾貝利核事故得出的一個教訓。與切爾諾貝利核事故一樣，福島核事故的心理影響超過了其他的健康

10、后果。153. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（1）概述核電廠嚴重事故定義為反應堆堆芯嚴重損傷和安全殼系統(tǒng)性能惡化導致大量放射性物質釋放的事故，但嚴重事故的發(fā)生概率很低，因此，核電廠嚴重事故環(huán)境風險的量度應是概率和輻射后果的乘積。自上一世紀80年代以來，美國核管理委員會（NRC）就要求開展核電廠嚴重事故環(huán)境風險的評估。目前，無論是延壽運行核電廠和擬建核電項目，NRC均將基于PRA（概率安全分析）的嚴重事故環(huán)境風險評估作為核電廠執(zhí)照許可的一項重要審查內容。163. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（2）美國延壽運行核電廠的嚴重事故環(huán)境風險評估NRC在1996年對美國運行核電廠發(fā)布了總體環(huán)境意見書，

11、對92個環(huán)境問題進行了識別和評估。其中，對于嚴重事故的環(huán)境風險，NRC的評估意見為：對于所有的核電廠址，嚴重事故造成的大氣釋放、在大水體上沉降、向地下水釋放的概率加權輻射后果是很小的。173. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（2）美國延壽運行核電廠的嚴重事故環(huán)境風險評估查閱了美國12個內陸運行PWR核電廠（共20個機組）申請延壽的環(huán)境報告，看到嚴重事故在80km范圍內造成的集體劑量風險均小于1人Sv/年，其中最大值為57.9人rem/年，即0.579人Sv/年。按照美國科學委員會的電離輻射生物效應咨詢委員會在BEIR-VII報告中給出的健康風險系數（癌癥死亡率）610-4/人rem，可以看到這

12、12個PWR運行核電廠嚴重事故可能在廠址周圍80km范圍內增加的癌癥死亡風險均是非常小的。18 3. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（2）美國延壽運行核電廠的嚴重事故環(huán)境風險評估比較了20個內陸PWR機組與17個沿海PWR機組嚴重事故在80km范圍內造成集體劑量風險的中值、平均值以及最小值和最大值，結果得出，在嚴重事故的環(huán)境風險水平方面，美國內陸核電廠與美國沿海核電廠沒有趨勢差別。1980km集體劑量風險（人-rem/堆年）平均值中值最大值最小值內陸12個PWR運行核電廠（共20個機組）16.7213.3657.90.55沿海9個PWR運行核電廠（共17個機組）34.214.0095.01.7

13、4 3. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（3）美國擬建核電項目嚴重事故環(huán)境風險的評估美國NRC對于核電廠的嚴重事故環(huán)境風險提出“兩個千分之一”的安全目標： 核電廠附近（1英里范圍）平均的個人因反應堆事故造成即時死亡的風險，不應超過美國公眾成員通常因其他事故造成“即時死亡風險之和”的0.1%。核電廠附近（10英里范圍）公眾群體因核電廠運行可能導致的癌癥死亡風險不應超過所有其他起因癌癥死亡風險的0.1%。20 3. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（3）美國擬建核電項目嚴重事故環(huán)境風險的評估根據美國疾病控制和預防中心發(fā)布國家生命統(tǒng)計報告34，2004年中： 美國由各類（非故意）事故造成的死亡人數為1

14、17075人，全國平均死亡率為38.8人/10萬人（3.8810-4）； 美國由癌癥造成的死亡人數為560187人，全國平均死亡率為186/10萬人（1.8610-3）。 根據上述“兩個千分之一”的目標，美國核電廠嚴重事故所致公眾的早期死亡率和晚期癌癥死亡率應分別小于410-7/年和210-6/年。213. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（3）美國擬建核電項目嚴重事故環(huán)境風險的評估統(tǒng)計了美國內陸9個擬建PWR項目的三級PRA分析結果，嚴重事故環(huán)境風險遠低于NRC“兩個千分之一”的安全目標。例如：22早期死亡率（1/堆年）晚期癌癥死亡率（1/堆年）NRC的安全目標 4E-07 2E-06VCSN

15、S核電廠AP10001.4E-103.5E-12Shearon Harris核電廠AP10001.4E-113.2E-11Vogtle核電廠AP10001.6E-121.1E-113. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（3）美國內陸擬建核電項目嚴重事故環(huán)境風險的評估結果美國內陸擬建核電項目嚴重事故環(huán)境風險評估表明，美國不是追求核電的零風險，而是將內陸核電廠嚴重事故的環(huán)境風險控制在根據社會風險水平合理確定的低水平。23 3. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（4）我國內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險的案例研究兩個案例研究的核電項目均選擇AP1000堆型，因此，在AP1000的1級PRA和2級PRA基礎上進

16、行。兩個案例研究中，均參照美國NRC“兩個千分之一”的嚴重事故環(huán)境風險的評估準則，并采用了根據美國社會風險水平確定的安全目標：“核電廠嚴重事故所致公眾的早期死亡率和晚期癌癥死亡率應分別小于410-7/年和210-6/年?！?4 3. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（4）我國內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險的案例研究25早期死亡率（1/堆年）晚期癌癥死亡率（1/堆年）NRC的安全目標 4E-07 2E-06VCSNS核電廠AP10001.4E-103.5E-12Shearon Harris核電廠AP10001.4E-113.2E-11Vogtle核電廠AP10001.6E-121.1E-11North

17、 Anna ESP廠址AP10002.6E-134.9E-11Clinton ESP廠址AP10006.4E-135.5E-11Grand Gulf ESP廠址AP1000 1.0E-142.0E-11彭澤核電項目5.81E-116.46E-11咸寧核電項目1.14E-111.62E-10 3. 內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險評估（4）我國內陸核電廠嚴重事故環(huán)境風險的案例研究兩個案例研究的結果并不是這兩個核電項目嚴重事故環(huán)境風險的精確評估，但在數量級上指出，這兩個內陸核電項目采用AP1000三代核電技術后，嚴重事故的環(huán)境風險可以遠低于“兩個千分之一”安全目標要求的風險水平。264. 我國內陸核電廠

18、的選址條件（1）我國核電廠的選址要求我國核電廠選址有關的核安全法規(guī)和導則是參照國際原子能機構（IAEA）相關法規(guī)、導則制定的，是與國際接軌的。在實際選址過程中，按照廠址所在地區(qū)的極端事件（可能最大地震、可能最大降水、可能最大龍卷風、可能最大風暴潮等）確定廠址設計基準。274. 我國內陸核電廠的選址條件（2）我國內陸核電廠選址的地質地震條件日本3月11日地震是世界上有記錄歷史以來的第5大地震。這樣的地震只可能發(fā)生在“俯沖帶”斷層上。俯沖帶處在構造板塊的邊緣，在那里，一個構造板塊受到另一個構造板塊的擠壓，或者說，在那里一個構造板塊滑到另一個板塊下面（見示意圖）。俯沖帶大地震也必然會產生像在日本看到

19、的那樣巨大的海嘯。28 4. 我國內陸核電廠的選址條件（2）我國內陸核電廠選址的地質地震條件我國和日本所處大地構造背景顯著不同。如圖所示，日本位于著名的環(huán)太平洋地震帶，同時也是太平洋板塊和歐亞板塊碰撞邊界，屬于典型的板塊俯沖帶。歷史上沿日本東部板塊俯沖帶發(fā)生過多次大規(guī)模歷史地震和海嘯。294. 我國內陸核電廠的選址條件（2）我國內陸核電廠選址的地質地震條件我國內陸地區(qū)的地震活動水平相對較低。已經統(tǒng)計了30個通過初步可行性研究確定的內陸核電優(yōu)先候選廠址的相關資料，從中可以看到，這些廠址均位于區(qū)域地殼穩(wěn)定地區(qū)或區(qū)域地殼相對穩(wěn)定地區(qū)，即均處于地震活動水平很低的地區(qū)。3031圖 13個典型內陸核電廠在

20、我國地震活動性分布圖中的位置1湖北（咸寧） 2湖北(浠水） 3湖南（桃花江） 4湖南(小墨山） 5江西（彭澤）6江西（吉安） 7安徽（蕪湖） 8四川（三壩） 9重慶（涪陵） 10廣東（韶關） 11浙江（龍游） 12吉林（靖宇） 13河南（南陽）891371161034125124. 我國內陸核電廠的選址條件（3）我國內陸核電廠的防洪條件在內陸核電廠址的防洪設計方面，除了前面提到利用“可能最大”事件確定廠址的設計基準洪水位以外，還需要指出，與美國、法國在內陸沖積平原也可建造核島（反應堆廠房）不同，目前我國內陸核電選址均采用天然基巖作為核島地基。通常的設計是選擇合適的山體，經開挖后形成核島地基。這

21、種廠址選擇方法使得我國內陸核電廠址均能設計成“干廠址”，并且留有很大的安全裕度。324. 我國內陸核電廠的選址條件廠址名稱洪 水 所在水體設計基準洪水位(m)廠坪標高(m)湖北咸寧（大畈）富水水庫（富水）65.9388.00湖北浠水（胡家山）浠水32.2362.00湖南益陽（桃花江）資江73.6785.00湖南華容（小墨山）長江37.9742.00江西彭澤（帽子山）長江22.9331.30江西吉安（煙家山）贛江71.5480.00安徽蕪湖（巴茅山）長江15.7116.50四川南充（三壩）嘉陵江308.67321.00重慶涪陵（石佛）長江184.02215.00廣東韶關（界灘）北江62.6579

22、.00浙江龍游（團石）衢江58.4265.00吉林靖宇（赤松）白山水庫（松花江）427.90510.00河南南陽（高莊）鴨河口水庫（白河）184.20195.20335. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（1）福島核事故教訓總結福島核事故后，國際核社會進一步認識到，核電廠嚴重事故對社會公眾產生的心理影響遠大于實際產生的輻射健康效應。美國NRC在福島核事故調查的近期工作組報告中，已經明確提出，“涉及堆芯損毀和放射性不可控釋放的事故肯定是不可接受的，即使沒有重大的健康后果”。正是基于上述認識，國際核社會深入地總結了福島核事故教訓，并為全面、平衡貫徹縱深防御安全原則提出了各種行動計劃。 3

23、45. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（1）福島核事故教訓總結日本政府在事故后向IAEA先后提交了兩份政府報告，其中總結了5個類別的28條教訓，涉及加強應對嚴重事故的預防和響應措施等。IAEA在調查報告中指出，日本福島第一核電廠低估了海嘯危害，對于加強核電廠的縱深防御提出了16條教訓。355. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（1）福島核事故教訓總結美國NRC在2011年9月發(fā)表了近期工作組研究報告。該報告在深入總結福島核事故教訓的基礎上，提出了12項旨在加強21世紀反應堆安全的建議,包括：全面、平衡地貫徹縱深防御安全原則；重新評估每個運行反應堆SSCs（系統(tǒng)、構筑物、部

24、件）的設計基準洪水和地震設防；評估核電廠在預防或緩解地震誘發(fā)火災和水淹方面是否可進一步提升能力；加強在設計基準和超設計基準外部事件工況下應對SBO（全廠斷電）的能力；365. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（1）福島核事故教訓總結西歐核監(jiān)管協(xié)會（WENRA）提出關于新建核電廠要求：堅持5個層次的縱深防御；保證不同層次的縱深防御具有相互獨立性；必須實際消除所有可能導致早期或大量放射性物質釋放的事件序列，或者事故序列以高置信度地被認為是極不可能發(fā)生的。375. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（1）福島核事故教訓歸納起來，國際核社會對福島核事故教訓的總結集中在如何全面、平衡地

25、貫徹縱深防御安全原則，包括：既要重視核電廠內部事件的設防，也要重視外部事件的設防。國際核社會在吸取日本福島核事故教訓方面，具體提到了應急電源、安全殼廠房氫控制、反應堆和乏燃料池衰變熱去除等，但均未提及內陸核電廠要考慮嚴重事故對水資源安全的影響。385. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（2）我國內陸核電廠的安全性國家核安全局于2012年6月發(fā)布了福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求，涉及：核電廠防洪能力改進；應急補水及相關設備；移動電源及其設置；乏燃料池監(jiān)測；氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)改進；應急控制中心可居留性及其功能提升；輻射環(huán)境監(jiān)測及應急改進；外部災害應對等。這些改進行動要求與國際核社

26、會對福島核事故教訓的總結是一致的。395. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（2）我國內陸核電廠的安全性2012年10月，我國的核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020 年遠景目標（簡稱核安全規(guī)劃）正式發(fā)布。其中，對于核安全目標提出：“新建核電機組具備較完善的嚴重事故預防和緩解措施，每堆年發(fā)生嚴重堆芯損壞事件的概率低于十萬分之一，每堆年發(fā)生大量放射性物質釋放事件的概率低于百萬分之一?！边@兩個概率安全目標的正式提出，也體現了利用風險觀點來更好地貫徹縱深防御原則。405. 福島核事故教訓總結與我國內陸核電廠的安全性（2）我國內陸核電廠的安全性核安全規(guī)劃中明確提出：“十三五”及以后新

27、建核電機組力爭實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性。我國內陸核電廠采用三代壓水堆核電技術，無論技術引進的AP1000堆型，還是自主研發(fā)的三代核電技術，都能很好地滿足核安全規(guī)劃提出的概率安全目標，并且將實現“從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性”41 6. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（1）概述盡管前面已經分析指出，類似福島核事故那樣的災難性事件在我國內陸核電廠是極不可能發(fā)生的，盡管通過全面、平衡地貫徹縱深防御原則，可以確保內陸核電廠安全性持續(xù)提高，但為了消除公眾對于內陸核電廠的疑慮，增強社會信心，需要針對我國內陸核電廠的這種極小概率事件，制定嚴重事故工況下確保水資源安

28、全的應急預案。426. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（2）應急預案的制定原則堅持貫徹嚴重事故預防和緩解并重的原則，針對發(fā)生概率極低的剩余風險做好確保水資源安全的應急預案。充分借鑒日本福島核事故善后工作的有關經驗反饋。尤其是在放射性污水貯存、封堵、處理以及放射性污染源與水體實體隔離方面的有效措施。結合選擇的堆型以及廠址條件，制定具體內陸核電廠的應急預案。作為縱深防御的最后一次層次，應急預案中可采取各種靈活的、可行的而不一定是昂貴的措施，但需要將應急預案納入電廠的應急響應計劃。43 6. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景福島核事故過程中，由于超設

29、計基準地震和海嘯導致長時間全廠停電，進而造成堆芯損毀和安全殼廠房失效，1-3號機組未能實現堆芯閉式循環(huán)冷卻，直至2011年6月底，放射性污水處理設施投入運行，經過處理的廢水用于1-3號機組的堆芯冷卻，才逐漸實現了閉式循環(huán)冷卻。根據東京電力公司報道的資料推算，在放射性污水處理設施投入前的高放射性污水量大約在14萬m3左右。福島核事故中產生了較多數量的放射性污水，這凸顯了嚴重事故工況下在安全殼內實現堆芯閉式循環(huán)冷卻的重要性。44 6. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景我國內陸核電項目可供選擇的AP1000以及自主三代壓水堆技術方案，已經采取了各種嚴重事故預

30、防和緩解措施，包括穩(wěn)壓器快速卸壓、非能動氫氣復合器、熔融堆芯捕集、雙層安全殼以及各種非能動的或能動與非能動相結合的應急冷卻手段等，可以確保嚴重事故工況下安全殼的完整性。尤其需要指出的是，這些堆型均實現換料水箱內置安全殼布置，可以保證嚴重事故工況下安全殼內能實現堆芯閉式循環(huán)冷卻。這種事故場景是置信度很高的極小概率事件。456. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景在實現閉式循環(huán)冷卻的嚴重事故場景中可能產生的放射性污水量。對于AP1000機組，約為3300m3。46序號來源水量（m3）備注1反應堆冷卻劑主回路（RCS）243.62堆芯補水箱（CMT）70.82

31、臺，共141.6m33安注箱（ACC）48.12臺，共96.2m34安全殼內換料水箱（IRWST）2132.35硼酸貯存箱277執(zhí)行縱深防御功能水源6乏燃料系統(tǒng)（SFS）裝料池417執(zhí)行縱深防御功能水源合計3307.7m36. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景進一步考慮非閉式循環(huán)冷卻的事故場景（剩余的極小風險）盡管這種事故場景是極不可能發(fā)生的，但還是假定安全殼貫穿件和小管道發(fā)生泄漏。這種事故場景下，可通過廠內設置的移動泵補水（流量20m3/h）。保守假設補水3天（72小時），補水總量達到約1440 m3。由于實施了福島核事故后改進行動的要求，尤其是有關

32、應急電源的要求，事故發(fā)生后3天（72小時）內，運行人員有條件采取措施恢復閉式循環(huán)冷卻。476. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景對于AP1000機組，即使考慮了可能出現非閉式循環(huán)冷卻的事故場景，總放射性污水量約為5000m3（4740m3）。對于自主設計三代核電機組，也進行了嚴重事故工況下放射性污水量的估計，總的放射性污水量在7000m3的水平。486. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景與日本福島第一核電廠事故場景的比較福島第一核電廠采用Mark I型和Mark II型抑壓式安全殼，自由體積分別僅為4280m3

33、和4420m3。較小的安全殼容積導致其在嚴重事故工況下的安全殼滯留能力不足。而我國內陸核電廠采用的壓水堆機型具有“大干式”安全殼（AP1000安全殼的自由體積為58000m3）,巨大的體積使得其在嚴重事故工況下具有較好的滯留能力和防氫爆能力。496. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（2）制定應急預案考慮的嚴重事故場景與日本福島第一核電廠事故場景的比較福島第一核電廠沸水堆抑壓式安全殼的抑壓水池位于安全殼的底部，其上連接有諸如抑壓水池冷卻、安注再循環(huán)等眾多的輔助管道。多年的核電廠抗震研究表明，這些直徑較小的管道是核電廠抗震的薄弱環(huán)節(jié)，而這些管道的損壞則正好導致前述的安全殼完整性損壞以及放射

34、性物質和廢水的外逸。506. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（3）制定應急預案考慮的嚴重事故場景與日本福島第一核電廠事故場景的比較壓水堆核電廠“大干式”安全殼底部是厚實的鋼筋混凝土構筑，所有貫穿安全殼的管道都從上部穿出，其下有巨大的內部容積。這使得大量放射性廢水外逸的可能性大大降低。516. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（2）制定應急預案考慮的嚴重事故場景與日本福島第一核電廠事故場景的比較福島核事故長時間未能實現堆芯閉式循環(huán)冷卻的原因之一，是長時間全廠斷電，包括超設計基準地震損毀了全部外部電源，超設計基準海嘯損毀了1-4號機組的應急柴油發(fā)電機組，即使后續(xù)運來了移動電源，也因為

35、沒有配套的接口裝置而未能及時投入。我國內陸核電廠在應急電源、應急補水等方面采取了多重的和多樣的措施，包括將應急移動電源放置在設計基準洪水位5m以上的高度。這些措施可以保證極端情況下，盡快（例如，3天）恢復堆芯閉式循環(huán)冷卻。526. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的貯存：在應急預案中，嚴重事故中產生的放射性污水有多種貯存手段?？拐痤惏踩嚓P廠房的滯留、貯存能力：以AP1000機組為例：0m標高以下鋼安全殼空間3300m3，輔助廠房，3000m3，合計：6300m3。AP1000安全殼廠房實現0m標高以上5m高度內的水密封，因此，廠房0m標高以上的廠房

36、有效容積也可用來貯存放射性污水。536. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的貯存：除了安全相關廠房可外，還有許多其他的設施可作為貯存設施，例如：可在廠區(qū)內設置具有抗震能力的廢液滯留池，可在廠區(qū)按需要臨時增設貯罐，可利用廠區(qū)設置的水池作為貯存設施。如圖所示，福島第一核電廠現場目前貯罐總容量達到28.7萬m3主要貯存反滲透處理后的濃鹽水。546. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的封堵日本福島核事故的經驗反饋表明，水玻璃（硅酸鈉溶液）是有效的阻水劑。（2號機組取水口附近電纜豎井，曾發(fā)生高放射性污水通過地震產生的

37、裂縫泄漏入海的事件）556. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的封堵盡管在我國內陸核電廠，極不可能發(fā)生類似福島第一核電廠因超設計基準地震造成核安全相關廠房破損而導致放射性污水外泄的事故。然而，在內陸核電廠準備一定數量的阻水劑是可行的，可以加強縱深防御的最后一個層次。內陸核電廠在今后采用水玻璃作為應急阻水劑時，需要針對廠址的土壤條件（酸性土壤或堿性土壤）選擇合適的水玻璃阻水劑或其他快速凝固的堵漏材料。566. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的處理福島第一核電廠有兩套高放射性污水處理裝置，截止2013年3月5

38、日，累積處理量已達58.6萬m3， 其中重復用于1-3號機組冷卻的累計注水量為30.0萬m3。嚴重事故中產生的高放射性污水中大部分是半衰期較短的放射性核素，因此，最好在經過一定時間（例如，兩個月）的衰變后再進行處理，屆時主要留存的放射性核素將主要是134Cs和137Cs。576. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的處理借鑒福島核事故高放射性污水處理的經驗反饋，可選擇的工藝包括：除油，無機離子吸附（除Cs），絮凝沉淀，反滲透（RO），干燥濃縮等。目前，清華大學核能與新能源技術研究院正在開展國家能源局安排的核事故放射性廢水應急處理技術及工藝研究，計劃3年

39、內完成樣機試制。未來，內陸核電廠應急預案中的放射性污水處理裝置可以在該項研究基礎上考慮配置方案，例如，全國配置一套核電廠事故放射性污水處理裝置。586. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4）應急預案中可采取的措施放射性污水的處理根據福島核事故善后處理的經驗反饋，內陸核電廠現場可以配備一定數量的沸石，以在緊急情況下制成簡易的沸石砂袋或沸石過濾裝置。下圖給出東京電力公司在2號機組取水渠的旋轉濾網附近安裝了海水循環(huán)處理裝置。596. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4） 應急預案中可采取的措施放射性污染源與地表水體的實體隔離福島核事故善后處理中，日本東京電力公司采取了各種實體隔離污染源的措施。例如：事故后，日本東京電力公司在地面、斜坡、道路和廠房上噴灑抑制劑（水溶性合成樹脂，濃縮液體稀釋到15%濃度的溶液）的面積達到560000m2。606. 嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案（4） 應急預案中可采取的措施放射性污染源與地表水體的實體隔離日本東京電力公司采取的實體隔離污染源的措施。例如：隔離污染廠房：左下圖給出1號機組廠房受損情況，右下