台山核电二期工程

台山核电厂二期工程
环境影响报告书
（选址阶段）
（简本）
中国广东核电集团有限公司
二○一○年三月
项目名称：台山核电厂二期工程
环境影响报告书（选址阶段）（简本）
评价单位：苏州热工研究院有限公司
法人代表：束国刚
证书编号：国环评证甲字第1904 号
目录第一章概述
1.1 核电厂概况
1.2 建设目的
1.3 环境影响报告书的编制依据
1.4 评价标准
第二章厂址与环境
2.1 厂址地理位置
2.2 人口分布
2.3 土地利用及资源概况
2.4 气象
2.5 水文
2.6 地质地震
2.7 厂址区域环境现状
第三章电厂
3.1 厂区规划及平面布置
3.2 反应堆和蒸汽-电力转换系统
3.3 电厂用水和散热系统
3.4 输电系统
3.5 专设安全设施
3.6 放射性废物系统和源项
3.7 化学物质排放
3.8 生活废物
3.9 放射性物质运输
第四章电厂施工建设过程对环境的影响
第五章电厂运行的环境影响
5.1 散热系统和其它非放射性因素的环境影响5.2 正常运行的辐射影响
第六章电厂事故的影响
6.1 最大可信事故辐射影响
6.2 放射性物质运输事故
6.3 制定和实施应急计划的可行性
第七章流出物监测和环境监测
7.1 运行前的环境监测
7.2 运行期间的环境监测方案设想
7.3 运行期间流出物监测方案设想
第八章电厂建设和运行的效益分析
第九章公众参与
第十章结论
第一章概述
1.1核电厂概况
台山核电厂厂址规划建设四台EPR（4×1750MWe）压水堆核电机组，并同时考虑预留两台1000MW压水堆机组的场地，采用一次规划、分期建设的模式进行建设，一期工程两台EPR核电机组已获批开工建设，二期工程继续建设两台EPR核电机组。

本项目为台山核电厂二期，是已开工建设的台山核电厂一期工程的后续建设项目。

台山核电厂二期工程单台EPR机组建设周期为52个月，第一台机组预计于2011年9月具备浇注第一罐混凝土的条件，两台机组建设相隔10个月，计划分别于2016年1月和2016年11月投入商业运行。

台山核电厂二期工程业主为中国广东核电集团有限公司，负责核电厂的建设和运营管理。

本报告书为台山核电厂二期工程选址阶段环境影响报告书，将针对台山核电厂三、四号EPR核电机组开展环境影响评价。

1.2建设目的
（1）符合国家积极发展核电的能源政策；
（2）满足广东省经济持续发展对电力的需求；
（3）优化广东省的电源结构和电网结构；
（4）拉动粤西地区的经济增长；
（5）满足广东省环境保护的要求。

1.3环境影响报告书的编制依据
（1）国家相关法规、标准和导则；
（2）相关管理和技术文件。

（3）开展的专题研究成果
1.4 评价标准
1.4.1 放射性影响评价标准
（1）正常运行工况（包括预计运行事件）下的剂量约束值
本报告按台山核电厂的规划容量即四台EPR（4×1750MWe）核电机组进行评价，因此，评价时确定台山核电厂二期工程运行后，四台EPR机组向环境释放的放射性流出物对公众所造成剂量的约束值为0.25mSv/a，核电厂气载流出物年排放量控制值为：—惰性气体：2500TBq；
—碘：75GBq；
—粒子：200GBq。

—液体放射性流出物年排放量控制值为：
—除氚外核素：750GBq；
—氚：150TBq。

（2）事故状态下的剂量控制值
按《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）2.5款规定，在发生最大可信事故条件下，非居住区边界上的任何个人（成人），在事故发生后8h内所接受的有效剂量应不大于0.25Sv，甲状腺当量剂量应不大于2.5Sv。

在事故的整个持续期间内（事故持续时间可取30d），在半径80km范围内公众群体接受的集体有效剂量必须小于2×104人·Sv，集体甲状腺当量剂量必须小于2×104人·Sv。

（2）海水中的放射性核素浓度
根据《海水水质标准》（GB3097-1997）的要求，台山核电厂运行期间受纳水体中的放射性核素浓度控制值为：
—60Co：0.03Bq/L；
—134Cs：0.6Bq/L；
—137Cs：0.7Bq/L。

1.4.2 非放射性影响评价标准
（1）海水水质
根据2008年广东省人民政府“关于调整台山核电项目近岸海域环境功能区划复函”（粤办函[2008]187号），厂址曹冲至腰古岸段附近7km×12km的范围设置为“工业排污混合区”（1103B），执行海水三类水质标准。

其对于水温的控制值为：人为造成的海水温升不超过当时当地4℃。

（2）生活污水
台山核电厂的生活污水将按照《广东省水污染物排放限值》（DB4426-2001）中的
一级标准处理达标后排放。

（3）厂界噪声
台山核电厂厂界噪声执行《工业企业厂界环境噪声排放标准》（GB12348-2008）中的3类声环境功能区（工业生产区）限值，即昼间65dB（A），夜间55dB（A）。

（4）电磁辐射
台山核电厂电磁辐射的环境影响执行《500kV超高压送变电工程电磁辐射环境影响评价技术规范》（HJ/T24-1998）推荐的标准：
—工频电场限值：4kV/m；
—工频磁场限值：采用国际辐射防护协会关于对公众全天辐射时的工频限值
0.1mT作为工频磁场的推荐限值。

第二章厂址与环境
2.1 厂址地理位置
台山核电厂位于珠江八大尾闾之一的崖门和虎跳门出口黄茅海西侧出海口，厂址NNW方位距台山市区直线距离约43km，ENE方位距珠海市区约71km，N方位距江门市区约75km，ENE方位距澳门特别行政区直线距离约67km。

台山核电厂与阳江核电厂（WSW方位）的直线距离约80km。

具体地理位置见下图。

台山核电厂二期工程环境影响报告书（选址阶段）（简本）
N
比例尺
1: 850000
台山核电厂
台山核电厂地理位置示意图
4
2.2 人口分布
截止至2008年底核电厂址半径80km范围内总人口数为5615041人，平均人口密度279人/km2，按陆域面积计算，平均人口密度606人/km2，高于广东省同期（2008年）平均人口密度531人/km2，也高于江门市同期平均人口密度434人/km2。

台山核电厂厂址半径80km范围内，超过5万人的城镇有38个，其中，距厂址最近的人口中心为厂址N方位17km处的都斛镇，有人口50158人。

台山核电厂厂址半径5km范围内2008年共有2个自然村，共689人。

其中离厂址最近的居民点为SW方位距离4.6km的钦头村，有居民596人；其次是厂址NE方位4.7km处的黄茅田村，有居民93人。

厂址征地范围内原有的腰古村和黄竹坑村居民已分别搬迁至厂址N方位约8km的赤溪镇北门村和渡头村。

厂址半径5~15km范围内人口最多的居民点是厂址NW方位11.1km处的田头村（赤溪镇政府所在地），有人口5186人，距离厂址最近的行政村为NNE方位约7.2km 处的曹冲村，有人口2623人。

根据《核电厂厂址选择及评价的人口分布问题》（HAD101/03）中推荐的人口密度分类法评价，台山核电厂址为Ⅰ类厂址。

厂址半径15km范围内主要是农业区和浅海养殖区，工商业不发达，流动人口较少，主要分布在赤溪镇铜鼓村和田头村。

在厂址SW方位7.2km以及WSW方位10.8km处分别有黑沙湾和海角城两处海滨旅游度假区，每年约有近10万人次的游客，且主要集中在夏季。

国华台山发电厂现有职工约1600人（包含后勤、保卫人员），电厂所在铜鼓村外来从业人员约有4000人，大部分是国华台山发电厂的职工及其家属，还有一些相关的电厂后勤服务人员。

目前核电厂现场施工人员约4000人，大部分居住于核电厂内的员工生活区和钦头村附近建设的承包商营地内。

田头村的外来从业人员约600人，主要从事服务业、商业和农业生产。

2.3 土地利用和资源概况
台山核电厂厂址半径5km范围内，均为山地丘陵和海滨滩涂，没有其它工业企业分布。

厂址半径15km范围内，至2008年底，除国华台山发电厂外，无其它大型的工矿企业，没有生产易燃易爆、有毒有害危险品的企业。

厂址半径15km范围内，各企业生产原材料和产品的性质比较稳定，不存在贮
存、加工、运输或处理有毒、有腐蚀性、有放射性物质的设施，也不存在化学品爆炸、燃烧和有毒气体释放的危险。

这些工业企业的生产活动不会构成影响核电厂安全的潜在外部人为事件危险源。

同时，公路、海运的危险品运输均不会对核电厂厂址安全带来潜在影响。

厂址所在的江门市公路交通较发达，台山核电厂临时进厂道路已经修通，该道路连接厂址与铜鼓，经S273省道向北可以与西部沿海高速和新台高速公路相连，通往省内外。

该道路将在核电厂运行后作应急道路之用。

核电厂正在规划建设向北经曹冲至赤溪圩附近与县道X547相连的进厂道路。

台山港离厂址最近的港区为渔塘港区，位于厂址WSW方位约10.2km处，该港区有一个1万吨级国家级渔塘码头正在建设中。

厂址半径15km范围内无飞机场，4km范围内无空中航线通过。

台山核电厂厂址附近没有大型文化设施，厂址半径15km范围内无名胜古迹，也没有陆地自然保护区。

根据广东台山核电工程邻近海域渔业资源和水生生态春季和秋季调查结果，各类型游泳生物的平均渔获率由高到低依次为鱼类、蟹类、虾类、虾蛄类和头足类；各类型游泳生物的平均尾数渔获率在春季由高到低依次为鱼类、虾类、蟹类、虾蛄类和头足类，在秋季由高到低依次为虾类、鱼类、蟹类、虾蛄类和头足类。

厂址附近海域没有鱼、虾、蟹、贝类的洄游路线和产卵场。

厂址附近有江门中华白海豚省级自然保护区，位于大襟岛周边海域。

根据《关于调整江门中华白海豚省级自然保护区范围的函》（粤海渔函[2009]116号），广东省海洋与渔业局已原则同意对江门中华白海豚省级自然保护区的范围作调整，调整后的保护区边缘距厂址约6km。

厂址附近海域没有红树林和珊瑚礁的生长。

厂址附近海域中的珍稀海洋生物主要有中华白海豚、中华鲟、黄唇鱼、江豚和鲥鱼等。

2.4气象
台山核电厂厂址区域气候深受季风影响，冬半年受极地冷高压脊控制，盛行东北季风，天气较为干冷；夏半年则为季风低压、热带气旋所影响，盛行西南和东南季风，高温多雨。

主要灾害性天气有龙卷风、热带气旋、大雾、暴雨等。

根据厂址气象观测系统2007年9月~2009年8月两整年气象观测数据统计数据：
厂址地区全年平均气压为1006.0hPa；厂址地面气象站观测得到的年平均气温为23.2℃；厂址地区全年平均相对湿度为74%；厂址地区年平均总降水量为2742.5mm；厂址地区全年平均总辐射为312.7W/m2。

厂址气象塔各层风向频率分布较为相近，全年各高度主导风向以东北风为主。

厂址气象塔10m高度年平均风速为3.5m/s，主导风向为ENE，所占风向频率为22.2%，次主导风向为NE，所占频率为17.4%；气象塔30m高度年平均风速为4.1m/s，主导风向为NE，所占风频为17.3%，次主导风向为NNE，所占风向频率均为16.2%；气象塔80m高度年平均风速分别为4.3m/s，主导风向为NNE，所占风频为13.3%，次主导风向为NE，所占风向频率为10.7%；气象塔100m高度年平均风速分别为4.4m/s，主导风向为NNE，所占风频为19.7%，次主导风向为NE，所占风向频率为17.4%。

10m高度处全年静风频率为3.4%，为各层静风频率最高，30m高度静风频率为2.6%，80m高度静风频率减少至2.3%，100m高度静风频率为各高度最小，为2.1%。

厂址地区各稳定度所占比例分别为：A类4.0%，B类20.1%，C类25.7%，D类44.5%，E类0.7%，F类5.0%。

总之，厂址地区大气扩散条件好。

2.5水文
厂址位于黄茅海西侧近出海口处，厂址海区是大片水深小于2m的潮坪，属于黄茅海西滩的一部分，是潮水挟带细颗粒泥沙的主要落淤场所。

厂址主要受台风形成的风暴潮威胁，厂址附近海区有逐年向外淤积的趋势。

厂址海区潮汐属于不正规半日潮型，潮流呈明显往复流特性，多年平均高潮位为0.62m，多年平均低潮位为-0.67m，多年平均潮差为1.29m。

厂址频率P=97%的设计低潮位为-1.99m。

总之，水弥散条件较好。

厂址区水文地质条件受岩性、岩石结构构造、风化程度、地质构造、地貌、气象等因素控制。

区内海积平原、丘陵前平地、丘间谷地等为松散岩类孔隙水分布区，含水层由砂、砂砾、粘土质或淤泥质砂等组成，厚度几米至十几米。

其间赋存孔隙承压水，水质以淡水为主，水量贫乏。

2.6地质地震
厂址区域范围在大地构造上属华南加里东地槽褶皱带。

区域范围总体上没有强烈
构造活动与地震活动的动力学背景。

厂址半径25km范围内没有晚更新世以来的活动断裂。

厂址半径25km范围内有5.5级发震构造三条：北东向翠亨－田头断裂西南段、三灶断裂和北西向那金断裂（距厂址分别为9km、17km和20km）。

近区域范围内地震活动水平较低，有史以来没有记录到M S≥4
3级破坏性地震；厂址附近5km范围内不存
4
在能动断层。

厂址半径5km范围内1970年以来没有记录到M L≥1.0级地震。

厂址地震烈度为VII度，根据确定论方法和概率法计算结果，最终确定厂址SL-2级设计基准地面运动基岩水平峰值加速度值为0.18g。

2.7厂址区域环境现状
台山核电厂厂址所在区域天然放射性水平与广东全省平均值处于同一水平，属于正常本底地区。

根据现场监测结果，厂址区域和周围敏感点噪声现状均处于较低的本底水平，厂址区域不存在强的噪声源，也不存在强的电磁辐射源和无线电干扰源，电磁辐射和无线电干扰处于较低的本底水平。

第三章电厂
3.1厂区规划及平面布置
台山核电厂规划总用地面积720.68hm2，其中陆域征地面积587.75hm2，回填海域面积132.93hm2。

厂坪标高为8.5m。

根据工艺流程的要求，核电厂二期工程按功能可分为主厂房区、BOP区、取排水设施区，各区之间均由厂内道路、围栏进行分隔和联系，即做到分区明确，联系管理又方便。

台山核电厂二期工程两台机组正常运行产生的放射性废气主要通过各自的烟囱排放，烟囱位置在核辅助厂房屋顶上，高98m，内径为3m。

反应堆以正常功率运行时，通过烟囱的空气流量为369000m3/h，相应的空气出口速度为14.6m/s；当一个反应堆停运时，安全壳换气通风系统（EBA）启动，使空气流量增加为422000m3/h，相应的空气出口速度分别为16.7m/s。

台山核电厂二期工程产生的放射性废液采用槽式排放，贮存在贮存罐中的放射性废物经处理、监测达到排放规定后，与电厂的循环冷却水混合后最终排入大海。

3.2反应堆和蒸汽-电力转换系统
台山核电厂二期工程建设两台EPR核电机组，单台机组的核蒸汽供应系统（NSSS）的额定热功率为4616MWt，反应堆额定热功率为4590MWt，发电机额定电功率为1750MWe。

使用“全M5”17×17的AFA-3GLE燃料组件，铀总装量约127.13t，采用18个月燃料循环方案。

电厂设计寿期为60年。

反应堆冷却剂系统由反应堆和并联到反应堆的四条传热环路组成，用于冷却堆芯和将堆芯的热能传递给二回路系统，并构成防止放射性产物释放的第二道屏障。

每条环路包括一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵以及相应的连接管道和阀门。

其中一条环路上连接一台稳压器和与其相连的泄压阀。

整个系统都布置在安全壳厂房内。

蒸汽－电力转换系统即二回路热力系统，其功能是把核蒸汽供应系统提供的蒸汽在汽轮发电机组中转换成电能。

蒸汽-电力转换系统由主蒸汽系统、辅助蒸汽系统、汽轮机蒸汽旁路系统、凝结水系统、主给水系统、应急给水系统、蒸汽发生器排污系统、低压加热系统、高压加热系统、疏水系统、真空系统、常规岛设备冷却水系统等组成。

3.3电厂用水和散热系统
核电厂取排水系统的功能是为电厂提供循环冷却水和安全用水，并将温排水与符合排放标准的低放射性废水混合后稀释排出。

台山核电厂取排水工程采用“南取北排”方案。

二期工程两台机组补给水系统流量为200m3/s。

台山核电厂计划在厂址的NE方向约6km的曹冲河流域修建新松水库作为核电厂施工水源和运行期间淡水水源。

3.4 输电系统
台山核电厂主要向佛山、广州、江门、中山、珠海等地区供电，电力将送入广东主网，根据系统规划，参考核电项目运行的安全可靠性要求，台山核电厂二期工程考虑500kV出线3回考虑。

3.5 专设安全设施
核电厂专设安全设施在各种假想事故情况下，可确保反应堆紧急安全停堆并长期导出堆芯余热，保持裂变产物与环境之间安全屏障的完整性，从而将公众的放射性照射水平控制在规定的限值以下，保障公众安全。

EPR核电机组作为第三代核电技术，其基本安全目标是进一步提高纵深防御安全设计的预防水平和降低严重事故的发生概率，并在充分吸取在役核电厂设计和运行经验的基础上，注重对严重事故的预防和缓解措施的设计，将在实际上消除放射性物质大量释放的风险，把厂外的应急措施限制在十分有限的范围内。

因此，在EPR核电机组的专设安全设施设计中，不仅考虑满足设计基准事故的要求，还考虑了对严重事故的预防和缓解的措施。

EPR核电机组的专设安全设施主要包括应急堆芯冷却系统、安全壳系统、裂变产物的去除和控制系统、应急给水系统及应急调硼系统等。

―应急堆芯冷却系统：括安全注入和余热导出系统和安全壳内换料水箱两部分，主要功能是在发生设计基准事故或超设计基准事故工况下提供应急堆芯
冷却，保证燃料包壳温度不超过设计限值，以限制燃料元件包壳损伤和由此
产生的裂变产物外逸。

―安全壳系统：安全壳是防止核电厂放射性裂变产物释放的最后一道实体屏蔽，在正常运行时以及在发生放射性物质释放到安全壳内的事故情况下保证
具有设计的密封功能，为工作人员和公众提供辐射防护，并可保护核岛免受
外部人为事件的影响。

EPR核电机组的安全壳系统除了安全壳之外，还包括
环廊通风系统、安全壳隔离系统、可燃气体控制系统、反应堆基础底板保护
系统和安全壳排热系统等。

EPR机组的安全壳是建在混凝土底板上的双层结构。

内层安全壳内表面和安全壳底板上装有厚度为6mm的钢制衬里，衬里与外层混凝土之间用锚
件连接，预应力圆柱形墙壁厚约 1.3m，预应力穹顶厚度为0.9m。

外层安全
壳是由加固的圆柱墙体和穹顶组成，直径约53m，厚度随高度变化而不同，
位于安全厂房高度（+26.70m）以下的部分厚度约 1.3m，其上部分及穹顶厚
度约1.8m。

设计为可抵御飞机撞击，安全停堆地震，爆炸冲击波和极端天气
载荷。

两层安全壳壳体之间又 1.8m宽的环廊，环廊中保持负压以便事故发
生时收集内层安全壳的泄漏物，并在排入环境之前对其进行过滤。

―裂变产物的去除和控制系统：EPR系统设计中，带有过滤器的专设安全性通风系统包括：主控室空调系统、安全壳换气通风系统、环廊通风系统和安全
厂房控制区通风系统，这些通风系统的作用是在电厂正常运行或事故工况下
移出反应堆厂房或其他受污染厂房中的放射性裂变产物。

EPR中没有针对设
计基准事故的安全壳喷淋系统，安全壳排热系统）一般用于严重事故或超设
计基准事故中。

EPR中用于执行裂变产物控制功能的系统包括：环廊通风系
统、安全壳泄漏试验和监测系统、安全壳换气排污通风系统。

―应急给水系统：应急给水系统的主要功能是，在设计基准事故和超设计基准事故后对通过蒸汽发生器的主回路冷却剂进行冷却，并能对受事故影响的蒸
汽发生器进行隔离。

―应急调硼系统：应急调硼系统的主要功能是在事故工况下，对反应堆冷却剂系统进行调硼以补偿由堆芯冷却引入的反应性，保证反应堆达到可控的安全
状态，同时也可用于在非常小的失水事故中注入含硼水以满足安注系统和余
热导出系统所需要硼浓度的要求，和在发生由控制棒机械故障引起的未能停
堆预计瞬态时对反应堆冷却剂系统进行调硼。

―大气排放系统：大气排放系统不直接参与反应性控制，但可以通过隔离伪开启的大气排放系统限制反应堆冷却剂系统的冷却来达到反应性控制。

在系统
正常运行或发生事故时，如果冷凝器不可用，大气排放系统可以向大气排放
蒸汽来排出余热，降低系统压力，防止蒸汽发生器超压。

大气排放系统还可
以在发生蒸汽发生器管道破裂时参与对受影响蒸汽发生器的隔离，并在严重
事故时参与对安全壳的隔离。

此外，EPR核电机组属于第三代核电技术，它相对传统核电机组的改进之一即是在专设安全设施设计中，不仅考虑满足设计基准事故的要求，还考虑了对可能造成早期大量放射性释放的严重事故的缓解措施。

EPR机组的设计中考虑的严重事故现象包括：高压熔融物喷射和安全壳直接加热、氢气燃烧和爆炸、安全壳旁路及隔离系统失效、反应性的快速注入、安全壳筏基的熔穿等。

为了保证EPR严重堆芯损坏时早期放射性大量释放的可能性尽可能地小，EPR机组的设计基于上述严重事故的假定，制定缓解措施：氢气控制、防止安全壳高压击穿和直接加热、缓解堆芯熔融物冷却剂相互作用、堆芯熔融物的安置和冷却、防止安全壳超压、消除安全壳旁路事件。

3.6 放射性废物系统及源项
台山核电厂二期工程采用法国EPR核电机组，其放射性废物系统主要包括放射性废液系统、放射性废气系统和放射性固体废物系统。

放射性源项主要包括EPR核电机组的堆芯积存量、一回路和二回路冷却剂中的放射性核素的比活度，放射性废液、废气和固体放射性废物处理系统的处理效能，以及气载、液态放射性物质的排放量和固体放射性废物的产生量。

放射性废物的排放量主要取决于：
—一回路冷却剂的放射性活度；
—三废处理系统的设计处理能力及运行效能。

3.6.1放射性废液系统
放射性废液系统是指控制、收集、输送、暂存、处理或排放液态放射性流出物的系统，其设计目的是为了收集和处理电厂运行期间产生的放射性废液，并将其放射性活度和化学浓度降低到可排放或可重复利用的水平，其中排放废液中的放射性水平必须符合国家标准的相关要求。

EPR核电机组的放射性废液系统主要包括：冷却剂净化、处理、除气与贮存系统、核岛废液处理系统、放射性浓缩物处理系统、辅助监测罐系统、常规岛废液系统。

除此之外，放射性废液系统还包括那些对已污染或可能受污染的液体进行收集和处理的系统，主要包括：化学和容积控制系统、燃料水池冷却与净化系统（PTR）、蒸汽发生器排污系统。

3.6.2放射性废气系统
放射性废气系统用于收集、贮存并处理核电厂所有工况下产生的放射性废气，并将处理后的废气经监测后排入大气。

EPR放射性废气系统包括一回路系统、废气处理系统以及用于处理其他排放气体的通风系统（供热、通风、空调和冷却系统废气处理部分）。