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与其他的外部自然事件一样,我国核电厂厂址设计基准地震的确定,采用了国际上最严格的标准。到目前为止,我国各拟建内陆核电项目的建设单位均十分注意将核电厂址选择在地震活动性水平较低的地区,设计基准地面地震动参数(SL-2)值低于0.2g,而我们设计采用的为0.3g,有很大裕量。
我国内陆核电厂的防洪设计采用国际上最严格标准,设计基准洪水位确定时考虑各种洪水事件组合,选取其中最大的洪水位来确定厂址的设计基准洪水位。各拟建内陆核电厂址按照洪水事件组合确定设计基准洪水位后,在确定厂坪标高时均采用了“干厂址”的理念,并留有很大的安全裕度,可以确保免受洪水危害。
(3)我国内陆核电厂与放射性污水有关的事故场景分析
我国内陆核电厂采用第三代核电技术,目前可供选择的堆型有AP1000和“华龙一号”。大量的安全论证结果表明,由于这些堆型采取了较为完善的严重事故预防和缓解措施,已经可以实现从设计上消除大量放射性物质释放的可能性。退一万步说,即使发生严重事故工况,安全壳内也可实现堆芯的闭式循环冷却,不会造成大量放射性污水泄漏到环境,环境安全是有保障的。
在实现堆芯闭式循环冷却的场景下,以AP1000机组为例,堆内可能产生的放射性污水量在3800m³的水平。进一步考虑发生极不可能的安全壳少量泄漏情况,应急补水量可能达到20m³/h的水平。由于AP1000机组具有各种缓解措施,可以在几天内恢复安全壳闭式循环冷却。如考虑3天的应急补水,则最终需要处理的总水量为5300 m³;如考虑7天的应急补水,则最终需要处理的总水量为7200m³。这些水量可以贮存在反应堆和核辅助厂房的自由空间内。
我国内陆核电厂,即使考虑了短时间内非闭式循环冷却的极端事故场景,所产生的放射性污水量将在几千m3 的水平,远低于福岛核事故产生的放射性污水量。产生这种差别的原因在于我国内陆核电厂采用的压水堆核电厂设计与日本福岛第一核电厂所采用的沸水堆核电厂显著不同。
例如,福岛第一核电厂采用Mark I型和Mark II型抑压式安全壳,自由体积分别仅为4280m3 和4420m3 。在这种安全壳设计中,考虑采用抑压池泄压,但福岛核事故中因长时间失电,通向抑压池的阀门失效,较小的安全壳容积导致其在严重事故工况下失效。我国内陆核电厂采用的压水堆机型具有“大干式”安全壳(AP1000和“华龙一号”安全壳的自由体积分别为58000m3 和89000m3 ),巨大的体积使得其在严重事故工况下具有很好的滞留能力和防氢爆能力。
(4)严重事故工况下环境风险可控
国际核能界在总结福岛核事故教训中均未提出内陆核电厂有危及水资源安全的风险,这表明内陆核电厂对水资源安全的风险属于比各种可信严重事故风险更低的剩余风险。对于核电厂的剩余风险,国际核能界不再在法规、标准中要求设防。
考虑到我国社会公众的关切,内陆核电厂将制定严重事故工况下确保水资源安全的应急预案,确保实现环境风险可控。
应急预案中考虑一系列措施,包括:
利用安全厂房贮存放射性污水,并配备多台大容量的排放贮罐,作为废液贮存能力的补充或后备;核电厂配备有阻水剂,以在紧急情况下用于泄漏放射性污水的封堵;核电厂地基及基础采用防泄漏设计,进出安全壳的管道均设置双重阀门隔离,并备有放射性污染物抑制剂、沸石过滤装置等,以实现放射性污水与地表水体间的实体隔离;厂区预留空间,以备在紧急情况下安装移动式应急废液处理装置。通过这些措施,即使在极端情况下,亦能确保放射性污水得到贮存、封堵、隔离和处理。
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目前,我国所有商运核电站都建设在沿海地区,内陆核电站则在质疑声中一再遇冷。近日,青海省人民政府发布《青海省建设国家清洁能源示范省工作方案(2018—2020年)》(以下简称《方案》),提出稳步推进核能供热及核电项目前期工作。青海省此举或将使我国首个内陆核电站在该省落地。《方案》指出,充分
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