核史丨核电厂选址的故事-第2页-北极星核电网

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当时的设计者可能意识到，他们设计的安全壳，作为确保核安全的最后一道实体屏障，后来成为核电厂的标配，其卓越的阻隔放射性物质能力在三里岛事故中得到有力的验证。相反，由于缺乏坚固的安全壳，切尔诺贝利事故则酿成了严重的公众健康和环境后果。当然，这都是后话了。

也就是说，在核电的起步阶段，安全设计和审查专家主要通过距离隔离并辅之于工程安全措施，来达到确保公众安全的目的。后来，工程安全措施，也就是大家所说的专设安全设施，渐渐占据了上风，也就允许反应堆尽可能靠近人口中心区了。

尽管如此，但是原委会一直没有给出具体的标准，来明确反应堆厂址距离与安全壳之间的换算关系。在审查每个核电厂的建造申请时，审查人员都是具体问题具体分析，个人经验和工程判断在其中承担着必不可少的角色。

在各方的呼吁下，原委会在1959年初决定由安全监管司副司长贝克牵头成立一个工作组，着手编制核电厂选址法规。他们设想，至少应在充分考虑厂址周围人口密度、气象、水文、地质、地震等因素的基础上，结合特定堆型所设计的工程安全补偿措施，确定一个隔离区的范围。这个分析评价过程的前提，便是确定一个最大的假想事故及事故后果可以接受的验收准则。

6月，在罗马举行的第六届电子与原子能国际大会与博览会上，参会的贝克第一次公开阐述他的安全思想，“一方面，如果仍像以前那样，假定一个最坏的可能事故，那么除了远离人口中心区数百英里之外，将找不到可以提供充分的公众保护的厂址。另一方面，如果在设计上考虑了能抵御所有可能发生事故的工程安全措施，而且在这些措施不会失效的前提下，那么可以说每一个厂址——即使在人群聚集区——都是满足要求的。很显然，单纯地考虑这两种情况，都是不现实的。作为监管者，需要在这两种极端情况之间做一个折中的处理，也就是假定一个最大可信事故(Maximum Credible Accident)”。

1960年夏天，原委会和安全委员会一致同意用“最大可信事故”替代“最坏可能事故”，作为分析、评价反应堆厂址适宜性的先决条件。因为当时积累的运行经验和未来规划的绝大多数核电厂都是轻水堆，他们决定把轻水堆作为考虑的参照堆型。

由此，确定的反应堆最大可信事故是：一回路冷却剂系统上的主管道出现大破口，甚至完全破口（也就是业内所说的主管道双端剪切断裂），冷却剂完全丧失，引起堆芯冷却剂闪蒸、燃料熔化，继而导致部分裂变产物释放到安全壳大气中。虽然审查人员认为这种最大可信事故在现实中不太可能发生，但出于保守的考虑，仍变成了判断反应堆设计和厂址适宜性的重要因素。

到年底的时候，经过反应堆安全咨询委员会(ACRS)的审查以及工作组的来回修改，贝克牵头编制的法规草案终于得到原委会高层的批准，向各界公开征求意见了。

结果，外界的反应，比他们预想的要严峻得多。

3反应堆选址准则

在120天的公示期里，原委会一共收到34条正式的修改意见或建议，绝大多数来自于打算进入核电行业的电力公司和反应堆供货商。而且，这些意见大部分是负面的，主要集中在两个方面：一是从目前核电刚刚起步的形势看，以颁发法规的形式规范核电厂的选址，条件还不成熟，应换成发布灵活性更大的导则，来定义厂址可接受性的条件更合适；草案过分强调了反应堆隔离的距离因素，而对事故情况下缓解后果的专设安全设施关注不够。

随后，美国核工业界自发成立了一个工作组，研究具体的修改方案。最后修改定版的法规中，吸纳了核工业界的不少意见，比如法规适用范围仅限于核电厂，对专设安全设施的事故缓解功能给予了更多的考虑，并拿掉了草案中的计算距离因子的实例，以技术文件的形式发布供行业参考。

1962年6月，原委会颁布了联邦法规10 CFR 100《反应堆选址准则》。这个法规定义并明确了核电厂选址中应考虑的三个重要概念，即隔离区、低人口区和人口中心距离，并规定以事故情况下公众受照剂量限值作为确定上述边界的具体依据：

（1）在假定的放射性物质释放（虽然“最大可信事故”一词在法规中没有正式出现，但其内涵是一致的）情况下，位于隔离区边界上的个人，在事故发生2小时内所遭受的全身剂量不超过250mSv、甲状腺剂量不超过3Sv。

（2）位于低人口区外边界上的个人，在整个事故期间(通常以30天计算)，所遭受的全身剂量不超过250mSv、甲状腺剂量不超过3Sv。

（3）厂址附近的人口中心距离，至少应是低人口区外边界的1.33倍。若涉及到大城市，这个距离须更大些。

在原委会于同年发布的技术文件《动力和试验堆厂址距离因素的计算》（TID-14844报告）中，详细描述了反应堆与上述三个边界的关系及计算依据。

隔离区、低人口区和人口中心的关系示意图

投稿与新闻线索：陈女士微信/手机：13693626116 邮箱：chenchen#bjxmail.com（请将#改成@）

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