我国核电厂选址标准研究走向的思考

第33卷第2期(总第194期)辐射防护通讯2013年4月 专题报告

我国核电厂选址标准研究走向的思考

陈晓秋侯杰李冰(环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082)

摘要简要回顾了核动力厂选址适宜性准则的建立与发展,介绍了核动力厂厂址评价的新进展,探讨了核动力厂选址标准研究的走向。在制定我国核动力厂选址标准中,应优先建立厂址适宜性准则,包括厂址安全、环境保护和应急准备的各种要素,以指导厂址评价。

关键词:厂址适宜性;厂址安全;环境保护;应急准备

中图分类号:TM623.1文献标识码:A文章编号:1004 6356(2013)02 0001 07

在核动力厂的选址、设计建造和运行的过程中,均需要确定厂址与设施相互之间的适宜性。

1厂址适宜性准则的建立与发展

早期的反应堆由于功率较低(<50MW),涉及的燃料量相对较少,因而堆内放射性物质的积存量较少。但早期的反应堆的安全性能存在着较大的不确定性,因此,早期开发活动期间贯彻的安全策略是,将反应堆设置在一个政府辖制的专用地区,与公众保持了较好的隔离。即使在事故放射性释放情况下,放射性物质随着大气稀释和弥散,到达场址边界也不会构成重大的威胁。二十世纪四十年代到五十年代初,对公众的防护主要采用非居住区(Exclusion area)的概念。

1954年,美国总统签署了原子能法,以促进核能的和平利用。由于核电厂需要设置在靠近人口中心的电力负荷中心,因而认识到1950年美国原子能委员会(AEC)WASH 3报告[1]所提出的简单的厂址准则是不切合实际的,仅仅依靠非居住区的概念已经不够。此时,考虑到了放射性屏障(安全壳)的作用,同时所考虑的事故由!最坏的可想象事故(Worst conceivable accident)∀改变为!最大可信事故(Maximum credible accident)∀。

二十世纪六七十年代,认识到仅仅依靠安全壳并不能保证限制放射性的释放,同时禁区半径仍然太大,此时考虑必须采用停堆、排出堆芯余热和保证放射性包容等综合措施,纵深防御的概念逐步建立起来。!单一故障准则∀确立之后,!可信事故∀演变为考虑了发生频率的!设计基准事故∀,核动力厂的安全评价演变为基于起作用的工程安全系统缓解的事故源项的评价。

尽管以纵深防御的概念,反应性控制、余热排出和放射性包容三项基本安全功能,设计基准工况,保守假设和分析方法等为基础的确定论安全要求被建立起来,但二十世纪七八十年代的核电厂运行实践表明它仍然需要概率安全分析技术作为补充。

1962年,美国核管会(NRC)颁布了!反应堆选址准则(10CFR Part100)∀[2];1970年美国总统签署了!国家环境政策法(NEPA)∀,评价环境影响成为厂址适宜性准则的主要内容,要求考虑每个拟议重要行动的环境影响和替代方案,包括替代厂址;1979年,NRC在!10CFR Part100∀中增加了!地质和地震选址准则(10CFR100.23)∀;1996年,NRC修订10C FR Part100,增加了!1997年1月10日后固定式动力堆选址申请的评价要素(Subpart B#Evaluation Factors for Stationary Power Reactor Site Applications on or After January10, 1997)∀,放射性后果的验收准则由全身和甲状腺剂量变更为总有效剂量(TEDE)[2]。

收稿日期:2013 01 16

作者简介:陈晓秋(1956 ),男,1982年毕业于南京大学大气物理专业,理学学士;2003年毕业于中国原子能科学研究院辐射防护与环境保护专业,工学博士;研究员。

考察核动力厂一般厂址适宜性准则的建立过程表明[1~7],厂址适宜性准则的建立和完善,与核安全技术的进步及环境保护的需求密不可分,是解决实践中遇到的问题而不断发展完善的过程。

2厂址适宜性评价的要求和评价要素

2.1厂址适宜性评价的要求

厂址评价的目的是确保充分保护现场工作人员、公众和环境免受由核设施所致电离辐射效应的危害[8]。人们认识到,在技术和科学知识、核安全和充分保护方面已在不断取得进步,安全要求将随着这些进步而改变。

当前,在评价核设施厂址的适宜性时,厂址安全、环境保护和应急准备成为评价核电站厂址适宜性主要关注的三个方面: 特定厂址所在地区发生的外部事件的效应(这些事件可能是自然起因或人为诱发);∃可能影响已释放的放射性物质向人和环境迁移的厂址及其环境的特征;%与可能影响实施应急措施可行性和评价对个人和人口群体所致风险的必要性有关的厂外区的人口密度和人口分布以及其他特征。

如果从所述这三个方面进行的厂址评价表明该厂址是不可接受的,并且其缺陷不能通过设计特点、厂址保护措施或行政管理程序予以弥补,则必须认为该厂址是不适宜的[8]。这是国际上对核设施选址基本要求的共识。

2.2NRC评价厂址适宜性一般准则的修订

NRC管理导则&核动力厂厂址适宜性一般准则∋(RG4.7)描述了NRC工作人员认为核动力厂实施厂址适宜性要求的可接受方法。该导则从1974年发布以来,于1975年和1998年进行了两次修订。近年来,由于标准审查大纲发生了重大变更,如1998年发布修订的&核动力厂安全分析报告审查的标准审查大纲∋(NUREG 0800)以及2000年首次发布&核动力厂环境审查标准审查大纲∋(NURE G 1555)以来,在核动力厂选址评价方面发生了相当大的变化。此外,国际原子能机构(I AEA)已经建立了保护人和环境的一系列安全标准。这些安全标准引入了国际良好实践,&核设施厂址评价安全要求∋(NS R 3)提出了评价核设施厂址安全和环境适宜性所收集信息的建议。

为满足联邦法规10C FR Part52和标准审查大纲变更后的新要求,以及采纳国际良好实践, NRC拟议对RG4.7进行第3次修订,并在2011年10月发布了征求意见稿。该征求意见稿涵盖了厂址安全评价方面的8个评价要素和环境保护方面的17个评价要素,这些要素包括了应急准备方面的考虑[9]。

在有关厂址适宜性或合意性的筛选中,由于这个导则尚不能对各种有关因素和设计提供详尽的指导,NRC明确强调,该导则是为申请者在选择可能的核动力厂址的初期阶段提供指导。在被作为候选厂址(即被作为拟议的或优先的厂址之前的一组厂址)前,每个可能满足一般准则的厂址都应得到更详细的审查。在评价候选厂址中,这些安全和环境准则也是有价值的。这个导则中描述的方法将用于建造许可、早期厂址许可、联合许可证和有限工作授权申请的评价。

2.3NRC评价厂址适宜性的审管经验和立场[9] 2.

3.1在厂址安全方面的审管见解

(1)地质和地震

具有潜在的永久地面变形的地区,如断裂、褶皱、下陷、崩塌、地质或非地质的结构变形、厂址中已有人为活动等,NRC工作人员认为将其作为备选厂址应谨慎。

选择的厂址应当具备足够的地质数据,或通过厂址调查可以迅速地识别潜在的地质和地震危害。备选厂址的地质和地震(以及气象、水文)特征,应当考虑该地区以及附近区域历史上最严重的自然灾害,并在精度、数量和历史数据的累计周期上留有足够的余量。大规模地质和地震调查的要求可导致许可审查的延期,当对地质、地震和基础资料质疑时,应当提供安全相关结构的保守设计。具有坚硬基岩的厂址通常具有适宜的基础条件。

如果不具有基岩,在较低沉降和液化可能性的地区选择厂址是明智的。为确定下伏层材料的静态和动态工程特性,有必要进行调查。

(2)大气弥散

应该提供足够的假定事故放射性物质释放的弥散能力,以减少对位于非居住区和低人口区边界的公众个人的辐射照射。

专设安全设施可以补偿不利的、安全相关设计基准的大气弥散特征。相应的,对于放射性流

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