隨著我國“一帶一路”和“一部一帶”戰略的實施,國家經濟發展迅速,內陸地區能源緊缺形勢日益嚴峻,調整能源結構、增加核電比重無疑是當前解決能源問題較為妥善的措施。
我國前期開發的核電項目均為濱海核電站,沿海各省份大都開發了核電項目,建設內陸核電站成為我國核電發展的趨勢。
在對建設內陸核電廠的質疑聲中,較多的關注點集中在內陸核電廠建設和運行是否能確保水資源安全的問題上。筆者擬從這一角度進行分析。
非能動理念護航
經過半個世紀的發展,世界核電已經走過了三代,第一代指20世紀50年代末至60年代初世界上建造的第一批原型堆;第二代指60年代至70年代世界上大批建造的核電站;第三代指80年代開始發展,90年代投入市場的先進輕水堆核電站,如美國的先進壓水堆(AP1000)和歐洲壓水堆(EPR),核電經歷了60、70年代的高速發展期。
截至2015年8月12日,全世界共有438臺核電機組在運行,裝機容量379055MW,在建67臺核電機組,可以看出,核能發電技術是成熟的,已得到廣泛應用。
我國的核電起步較晚,核電項目正式啟動時,核電界已經歷了兩次重大的事故,為滿足更高的安全性要求,在原有的堆型技術基礎上進行了改造和附加安全投入,所以,我國一開始采用的技術就達到了“二代加”的水平。福島事故以后,全球又一次進行了全面的安全檢查和分析,提出了福島后改進行動。
我國能源“十二五”規劃要求按照全球最高安全要求新建核電項目,新建核電機組必須符合三代安全標準,我國《核安全規劃》明確指出,力爭“十三五”及以后新建核電機組從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性。
我國內陸核電現采用的是三代先進非能動壓水堆AP1000核電技術,AP1000核電技術在成熟的傳統壓水堆核電技術的基礎上采用非能動安全系統。非能動理念的引入使核電廠安全系統的設計發生了根本性的變化:在設計中采用非能動的嚴重事故預防和緩解措施,簡化安全系統配置,減少安全支持系統,可實現事故后72小時操作員不干預,降低人為因素造成的錯誤,顯著提高核電廠預防和緩解嚴重事故的安全性能。
內陸核電取水安全可控
與濱海核電廠采用海水直流冷卻方式不同,我國擬建內陸核電均考慮采用二次循環冷卻方式(閉式冷卻塔)。內陸核電廠取水主要用于補充冷卻塔蒸發和排污所消耗的水。內陸核電廠的取水量通常在1~1.5 m3/s,遠小于濱海核電廠的取水量50~60 m3/s
根據國外經驗,保持核電廠取水量低于河流徑流量的10%是可以接受的。當前,我國內陸核電廠均能滿足此項要求。例如桃花江核電取水水源資江的年平均水流量為792m3/s,4臺核電機組的取水流量約為資江年平均流量的0.8%。資江30年一遇日枯水流量為131m3/s,核電廠的取水流量遠小于枯水期流量。
近年來,隨著氣候變化,旱災有逐漸嚴重的趨勢,但從本質上看,“干旱”或“熱浪”均屬于漸進的過程,并非突發事件,核電廠有足夠的決策和應對時間,采取停堆、降功率等方法進行應對,將用水量降到最低(僅利用核電站存儲的水就足夠保證導出堆芯余熱),以確保核電廠的安全。
廢液處理系統要求更高
核電站在正常運行和維修過程中不可避免會產生一定量的放射性廢液。不同于濱海核電站的受納水體及環境容量,相比濱海核電廠,內陸核電廠的流出物排放標準更為嚴格。
我國內陸核電企業和相關研究單位紛紛開展了內陸核電廠廢液處理系統改進工作,以湖南桃花江核電有限公司為例,其根據工程需要,引進了國外廢液處理技術,摒棄傳統的過濾、離子交換、蒸發工藝,采用化學絮凝、沸石/活性炭吸附和離子交換工藝,這一工藝大大降低二次廢物的產生,并使得廢液處理達到100Bq/L以下的水平。
為實現廢液處理技術的自主化,同時進一步降低廢液處理后放射性水平和硼濃度,達到近“零”排放,通過消化吸收引進的技術,結合我國科研院校已有的技術,開發新型的AP1000核電廠廢液處理技術,采用“化學絮凝+離子交換+反滲透”工藝技術,廢液經處理后,在處理系統出口的放射性水平可達到10Bq/L以下,相比國家標準要低一個數量級。
工程措施確保水資源安全
為了切實保障在極端事故工況下內陸核電廠放射性污染是能防止的、事故后果是可控的,中國核能行業協會組織開展了內陸核電廠嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案,預案體現了預防和緩解并重的安全理念,并充分考慮了事故發生后可能的場景,借鑒國際經驗提出了合理可行的處理手段。
研究成果表明,內陸核電廠在嚴重事故工況下產生的放射性污水,可以按照“存貯”、“封堵”、“處理”和“隔離”的4項措施進行防范和應對,并提出了一系列可行的工程措施方案,確保嚴重事故下核電廠周邊水資源的安全。

作者單位:湖南桃花江核電有限公司