王 猛，陳海龍，陳長智，陳耀東，廉 冰

(1.中國輻射防護研究院，太原 030006；2.國核電力規(guī)劃設計研究院有限公司，北京 100124；3.國家電投集團科學技術研究院有限公司，北京 100124)

前 言

低溫供熱堆是在低溫下運行，具有固有安全性、可靠性高、技術成熟、系統(tǒng)簡單、運行穩(wěn)定、占地面積小等優(yōu)點，并且建造成本低、運行維護簡便，廠址能夠選在城市附近。從上世紀80年代開啟首次核能供熱工程試驗以來，過去近四十年中，我國沒有中斷核能供熱的研發(fā)工作。截止目前，國內(nèi)已有且即將展開工程示范的供熱堆主要包括ACP100和CAP200小型供熱堆、“燕龍”池式低溫供熱堆、殼式供熱堆NHR200-Ⅱ、微壓供熱堆HAPPY200。目前，我國將采用成熟的NHR200-Ⅱ低溫供熱堆技術，在華北規(guī)劃建設我國首個小型核能供熱示范項目。

我國2015年1月1日實施的《中華人民共和國環(huán)境保護法》和2018年12月29日實施的《中華人民共和國環(huán)境影響評價法》均明確了建設項目必須根據(jù)其對環(huán)境的影響程度，對其環(huán)境影響評價實施分類管理。對于可能造成重大影響的，應當編制環(huán)境影響報告書，對產(chǎn)生的環(huán)境影響進行全面評價。本文主要是基于上述規(guī)定，結合核設施選址階段的審評要求，依據(jù)低溫供熱堆初步可行性研究階段的工程設計方案進行環(huán)境影響評價與分析。

由于目前我國還沒有針對低溫供熱堆的環(huán)境影響評價驗收準則，本文在低溫供熱堆選址階段的環(huán)境影響評價與分析過程中，主要參考了我國在1996年組織編寫的四項技術文件：《低溫供熱堆廠址選擇安全準則》(HAF-J0059)、《低溫供熱堆運行輻射防護安全準則》(HAF-J0060)、《低溫供熱堆核事故應急準備安全準則》(HAF-J0061)及《低溫供熱堆放射性廢物管理安全準則》(HAF-J0061)，國家核安全局2016年組織編制的《小型壓水堆核動力廠安全審評原則(試行)》(國核安發(fā)[2016]1號)，國防科工局2017年印發(fā)的《陸上小型壓水堆核應急工作指導意見(試行)》。同時參考了《核動力廠環(huán)境輻射防規(guī)定》(GB6249-2011)和《環(huán)境影響評價技術導則 核電廠環(huán)境影響報告書的格式和內(nèi)容》(HJ808-2016)。

1 廠址環(huán)境

擬建低溫供熱堆初步選址在吉林省X市，分為A廠址和B廠址兩個候選廠址，兩候選廠址直線距離相距約4.45km。為了完成工程選址階段環(huán)境影響評價與分析，前期完成了一系列的專題研究，作為環(huán)評報告的編制依據(jù)。就兩個候選廠址主要環(huán)境影響因素對比分析如下：

人口分布：兩廠址半徑0.25km范圍內(nèi)人口數(shù)為0；距離A廠址最近的居民點距廠址直線距離約0.6km，距離B廠址最近的居民點距廠址直線距離約0.4km。從人口分布來看，綜合A廠址和B廠址的SPF值，兩個廠址均能滿足《低溫核供熱堆廠址選擇安全準則》中“計算低溫核供熱堆周圍R≤50km范圍內(nèi)的加權人口數(shù)N(R)及其響應的SPF(R)值，不同R對應的SPF(R)值都以不大于10為宜”的要求(經(jīng)計算，SPF(R)值最大值為1，最小值為0.027)。兩個候選廠址半徑2km范圍內(nèi)無1萬人以上的人口集中居住區(qū)，滿足《小型核動力廠非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)劃分原則與要求(征求意見稿)》的相關要求。

工業(yè)和交通：A廠址半徑15km范圍內(nèi)有規(guī)模以上工礦企業(yè)45家，共計職工31 180人，產(chǎn)值205.03億元，分布在廠址NNE～SSW方位，距廠址中心4km～12.5km范圍內(nèi)；B廠址半徑15km范圍內(nèi)有規(guī)模以上工礦企業(yè)45家，共計職工28 264人，產(chǎn)值201.3億元，分布在廠址N～WSW方位，距廠址中心3.4～13.7km范圍內(nèi)。兩廠址半徑15km范圍內(nèi)有高速公路2條(S0111、G11)、國道1條(G201)、省道2條(S205、S207)，鄉(xiāng)村道路網(wǎng)已普及到各個自然村，省、縣、鄉(xiāng)道可將各鄉(xiāng)鎮(zhèn)、村連接至交通干道，通達周邊城市。

環(huán)境敏感區(qū)：兩候選廠址半徑15km范圍內(nèi)均無國家級風景名勝區(qū)、文物保護單位和自然保護區(qū)。

潛在的外部人為事件：潛在的外部人為事件包括民爆品儲運、汽柴油儲運、液化氣儲運、危險化學品儲運、天然氣管線分布、機場及航線、軍事設施等。從外部人為事件角度而言，周圍現(xiàn)有危險源不存在影響A廠址和B廠址核能小型堆安全的因素。

大氣彌散條件：從候選廠址周邊3個氣象臺站(A氣象站、B氣象站和C氣象站)全年風向頻率玫瑰圖(2008～2017年)可見，A和C氣象站的最多風向集中在SW，B氣象站的風向集中在W和WSW，分析其原因主要是由于局部地形導致。A氣象站、B氣象站和C氣象站的靜風頻率分別為20%、13%、18%?？傮w上看，各站風向分布情況較為一致。通過對氣象要素進行相關性、一致性和代表性分析，最終選擇距離廠址最近的A氣象站作為代表性氣象站。

放射性廢水彌散條件：考慮到核能小型堆放射性廢水實施零排放，可不考慮放射性廢水彌散條件[1]。

2 工程概況

擬建低溫供熱堆廠址的規(guī)劃容量配置為4臺核能供熱機組，分期建設。一期規(guī)劃建設熱功率為2×200MWt的HAPPY200型微壓供熱堆，可滿足1 000萬m2以上的居民供熱需求。

本工程專設安全設施由非能動充排冷卻系統(tǒng)(PFB)、非能動余熱排出系統(tǒng)(PHR)、非能動池水空冷系統(tǒng)(PAC)以及氫氣消除系統(tǒng)(HCS)等組成。主要核輔助系統(tǒng)包括：化學和容積控制系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)、核取樣系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)、核島廠房通風、空調(diào)系統(tǒng)等。核反應堆主要技術參數(shù)和堆芯基本物理參數(shù)詳見表1。

表1 核反應堆主要技術參數(shù)和堆芯基本物理參數(shù)Tab.1 Main technical parameters and core basic physical parameters of nuclear reactor

放射性廢氣管理系統(tǒng)收集放射性氣體和含氫氣體，并對放射性氣體進行處理后，向環(huán)境受控排放(通過60m煙囪排放)。低放廢液主要采用過濾+蒸發(fā)+離子交換方法處理， 經(jīng)過處理后的廢液年產(chǎn)生量估算為300m3/年，通過建造長寬為10m×10m，深度1.5m的蒸干池，使廢液定時定量流入蒸干池后自然蒸發(fā)，實現(xiàn)廢液零排放。保守考慮核素在蒸發(fā)池中全部以氣態(tài)形式排放。放射性固體廢物中低放廢液蒸發(fā)處理產(chǎn)生的濃縮液、帶放射性的廢樹脂經(jīng)過水泥固化轉變?yōu)楣腆w廢物；其它廢物分為可壓縮及不可壓縮廢物兩類并分別收集，可壓縮廢物主要為運行和檢修過程中控制區(qū)內(nèi)被放射性污染的廢棄非金屬材料及部件，使用后廢棄的各種去污和勞保用品等。不可壓縮廢物主要指廢棄的小型金屬設備及零部件等。廢樹脂采用的是桶內(nèi)干燥+二次包裝水泥固定法；可壓縮廢物是采用壓縮打包的方法；不可壓縮廢物是直接放入到200L金屬桶內(nèi)。廢物桶最終采用超級壓縮的方法進一步壓縮[1]。

3 放射性流出物產(chǎn)生和排放

3.1 正常運行工況下放射性流出物的產(chǎn)生和排放

低溫供熱堆正常運行工況下，氣載放射性流出物主要包括惰性氣體、碘、粒子、碳14和氚。根據(jù)工程初步可行性研究報告給出的放射性氣載流出物的排放源項，單堆放射性惰性氣體排放量為6.2×1013Bq/a，碘排放量為4.63×107Bq/a，粒子排放量為5.95×106Bq/a，碳14排放量為1.0×1010Bq/a，氚排放量為1.62×1012Bq/a。放射性氣載流出物經(jīng)排風凈化后，均通過60m煙囪(評價中心)排入外環(huán)境。

國家標準《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》(GB6249-2011)[2]要求核動力廠必須按每堆實施放射性流出物的年排放總量控制，對于熱功率大于或小于3000MW的反應堆，應根據(jù)其功率適當調(diào)整排放總量。對于同一堆型的多堆廠址，全廠所有機組的年總排放量應控制在單堆排放控制值的4倍以內(nèi)。表2給出了該核能供熱示范項目單堆機組的各類放射性流出物年排放量與本工程管理限值相應總量控制的比較，從表2可以看出，該核能供熱示范項目正常運行狀態(tài)下，單臺機組的各類放射性流出物的年設計排放量均能滿足管理限值規(guī)定的總量控制要求。

表2 各類放射性流出物年排放量與本工程管理限值的比較Tab.2 Comparison between the annual discharge of various radioactive effluents and the management limit of the project (Bq/a)

本工程放射性廢水實行零排放，放射性廢液經(jīng)過過濾、蒸發(fā)、離子交換三級處理，最終排水出口濃度不高于100Bq/L，處理后的廢水排入本項目設置的天然蒸發(fā)池中進行自然蒸發(fā)。因此，假定天然蒸發(fā)池中的放射性核素以氣態(tài)形式排放，進而對廠址周圍環(huán)境產(chǎn)生輻射影響。微壓供熱堆液態(tài)流出物排放量總計1.42E+12Bq/a(以氚的排放為主，其它可以忽略不計)[1]。

3.2 選址假想事故與源項估算假設

選址假想事故是用于廠址適宜性評價的假想事故，這種事故發(fā)生的概率極小，是在壽期內(nèi)極不可能發(fā)生的假想事故。本工程為選址階段，初步考慮全堆熔事故作為選址假想事故，事故源項計算基本假設如下：

(1)反應堆核功率為200MW；

(2)核燃料燃耗深度為：燃耗18個月?lián)Q料40346MWd/tU；

(3)假定全堆37盒組件全部熔化；

(4)從熔化的燃料中釋放到水池的釋放份額按照RG 1.183《評價設計基準事故的替代源項》[3]中的釋放份額；

(5)從燃料組件釋放出來的放射性物質(zhì)先進入水池，考慮水對裂變產(chǎn)物的滯留，其釋放比例為：碘為5.0×10-4；銫1.0×10-5；惰性氣體1.0；其它固體裂變產(chǎn)物及氣溶膠1.0×10-4。(冷卻劑對裂變產(chǎn)物的滯留份額)；

(6)釋放的裂變產(chǎn)物直接進入反應堆廠房氣空間，并且在反應堆廠房氣空間內(nèi)均勻混合分布；

(7)反應堆廠房氣空間內(nèi)碘的組分為：有機碘0.5%，碘化銫99.5%；

(8)在設計壓力下，反應堆廠房每天的總泄漏量為反應堆廠房內(nèi)包容的自由氣體和蒸汽總量向環(huán)境中的釋放量等。反應堆廠房氣體容積3 000m3，每天允許泄漏率為0.3%[1]。

4 評價準則與預測方法

參考《低溫供熱堆運行輻射防護安全準則(HAF-J0060)》[4]，本次評價范圍為以一期反應堆60m高煙囪位置點為中心，半徑為50km的區(qū)域。

本工程正常運行工況和事故條件下的劑量評價標準如下：

(1)正常運行工況對公眾的劑量限值

《低溫供熱堆運行輻射防護安全準則》(HAF.J0060)2.3.3.1條的要求，每座核供熱堆放射性排出流(氣態(tài)和液態(tài))對公眾成員個人造成的年有效劑量管理限值為0.1mSv。50km范圍內(nèi)的集體年有效劑量管理限值為50人·Sv。

《小型壓水堆核動力廠安全審評原則(試行)》[5]的規(guī)定，預計運行事件用于小型壓水堆核動力廠正常運行工況下的環(huán)境評價，向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾個人(成人)造成的有效劑量約束值是0.25mSv/電廠·年。

參考上述要求，本階段一期規(guī)劃建設熱功率為2×200MWt的HAPPY200型微壓供熱堆，考慮到為后續(xù)工程留有足夠的裕量，采用0.1mSv/a的十分之三作為本期工程的公眾劑量約束值，即本期工程正常運行情況下，放射性流出物對公眾劑量約束值不超過0.03mSv/a的要求。

(2)事故工況下的劑量控制值

《低溫供熱堆運行輻射防護安全準則》(HAF.J0060)2.3.3.3條的要求，核供熱堆各種事故工況下放射性流出物對公眾成員個人造成的有效劑量控制值為5mSv。

《小型壓水堆核動力廠安全審評原則(試行)》的規(guī)定，對于小型壓水堆核動力廠在每發(fā)生一次稀有事故時，場址邊界上公眾個人(成人)在整個事故持續(xù)時間內(nèi)(一般可取30 天)可能受到的有效劑量應控制在5mSv 以下，甲狀腺當量劑量應控制在50mSv以下；在每發(fā)生一次極限事故時，場址邊界上公眾個人(成人)在整個事故持續(xù)時間內(nèi)可能受到的有效劑量應控制在10mSv 以下，甲狀腺當量劑量應控制在100mSv以下。

參考上述要求，本階段為廠址初可研階段，確定本項目事故工況下放射性流出物對公眾成員個人造成的有效劑量在整個事故持續(xù)時間內(nèi)場址邊界控制值為10mSv，甲狀腺當量劑量控制值為100mSv。

4.1 氣態(tài)途徑

低溫供熱堆工藝過程中對環(huán)境的影響主要來自放射性氣態(tài)途徑。在工程正常運行工況下，放射性氣載流出物排放源項主要包括工藝廢氣、放射性廠房通風、蒸發(fā)池含氚廢水載帶排放廢氣等。放射性氣載流出物釋放到環(huán)境后，對周圍公眾的照射途徑為煙云浸沒外照射、地面沉積外照射、吸入空氣內(nèi)照射和食入農(nóng)牧產(chǎn)品內(nèi)照射。本階段為選址階段，工程在正常運行狀態(tài)時，放射性氣載流出物在大氣中遷移和擴散及對公眾的輻射劑量估算采用的是IAEA安全系列19號報告中給出的篩選模式(稀釋模式)[6]。表3給出了評價廠址周圍的環(huán)境參數(shù)和其它參數(shù)。

表3 評價廠址周圍的環(huán)境參數(shù)和其它參數(shù)Tab.3 Evaluate the environmental parameters and other parameters around the plant site

續(xù)表3

在本工程選址階段環(huán)評中，保守考慮全堆熔事故作為選址假想事故，來進行低溫供熱堆事故的環(huán)境影響評價基準。鑒于本工程為預可研階段，難以獲得整年的逐時氣象數(shù)據(jù)，一般采用確定論的模式，報告書中采用USNRC RG1.4[7]中給出的最大可信事故(30d)發(fā)生后的0～8h、8～24h、1～4d、4～30d時間段的大氣擴散因子計算方法，估算假想事故各時段的大氣擴散因子。事故工況的劑量計算主要考慮了放射性煙云浸沒外照射和吸入放射性物質(zhì)內(nèi)照射兩個照射途徑。

4.2 液態(tài)途徑

本工程放射性廢水實行零排放，放射性廢液經(jīng)過過濾、蒸發(fā)、離子交換三級處理，最終排水出口濃度不高于100Bq/L，處理后的廢水排入本工程設置的天然蒸發(fā)池中進行自然蒸發(fā)，不排入外環(huán)境。運營期的非放廢水主要為生活污水、工藝設備生產(chǎn)廢水、除鹽水濃水、冷卻塔排污廢水、生活垃圾和冷卻塔噪聲等。生活污水、工藝設備生產(chǎn)廢水和冷卻塔排污廢水通過廠內(nèi)污水處理設備處理后回用，不排入外環(huán)境；除鹽水濃水經(jīng)廠內(nèi)除鹽水處理設備處理后排入廠區(qū)雨水系統(tǒng)；冷卻塔噪聲通過采取優(yōu)化設計、消聲等措施后，對周圍環(huán)境的影響是較小的[8]。

5 預測結果分析

通過計算分析，本低溫供熱堆工程工藝生產(chǎn)過程中對環(huán)境的影響主要來自氣載途徑的放射性流出物。結合候選廠址周圍的環(huán)境參數(shù)，并利用專業(yè)的輻射環(huán)境影響評估軟件，分析預測的結果表明。

5.1 正常運行工況下，在半徑1km的環(huán)形區(qū)域內(nèi)煙囪排放和蒸發(fā)池排放疊加的最大個人有效劑量為7.84×10-6Sv/a，小于本工程對公眾的劑量約束值0.03mSv/a，占本工程公眾劑量約束值的26.1%。關鍵照射途徑為吸入內(nèi)照射，其最大個人劑量值為5.37×10-6Sv/a，占總劑量的68.46%；其次為食入內(nèi)照射，其個人劑量值為1.19×10-6Sv/a，占總劑量的15.17%；空氣浸沒外照射劑量占14.75%；地面沉積外照射占總劑量的1.73%。公眾(成人)劑量主要是H-3(關鍵核素)貢獻的，為5.53×10-6Sv/a，占總劑量的70.55%；其次為C-14，占總劑量的8.69%；然后為Xe-133，占劑量的6.57%。其它一些核素(Kr-88、Xe-138、I-131)占總劑量的3%～4%左右；另外一些核素占總劑量份額在3%以下，基本可以忽略。本工程50km范圍環(huán)形區(qū)域內(nèi)的公眾年集體劑量A廠址為0.05人·Sv，B廠址為0.08人·Sv。集體劑量均遠小于HAF.J0060集體年有效劑量管理限值(50人·Sv)的規(guī)定。

5.2 假想事故發(fā)生時，兩廠址事故工況下所致公眾個人(成人)在整個事故持續(xù)時間內(nèi)廠址邊界處(150m)最大有效劑量為5.66mSv，甲狀腺當量劑量為7.43mSv；非居住區(qū)邊界處(250m)最大有效劑量為2.93mSv，距廠址最近居民點的公眾在整個事故持續(xù)時間內(nèi)的有效劑量為1.14mSv(A廠址，600m處)，1.89mSv(B廠址，400m處)；非居住區(qū)邊界處(250m)2h個人有效劑量為2.33mSv，甲狀腺當量劑量為0.6mSv。以上在整個事故持續(xù)時間內(nèi)廠址邊界處公眾個人有效劑量均小于《小型壓水堆核動力廠安全審評原則(試行)》要求(10mSv)，甲狀腺當量劑量小于控制值100mSv。

6 結論與建議

本文根據(jù)低溫供熱堆選址階段環(huán)評的特殊要求，通過對候選廠址周邊環(huán)境現(xiàn)狀的調(diào)查分析，并結合工程具體設計方案，對低溫供熱堆在正常運行工況和事故條件下可能造成的環(huán)境影響進行了分析、預測與評價，計算結果表明，本工程兩候選廠址對周圍環(huán)境和公眾的影響均滿足參考的相關標準要求。

從低溫供熱堆的工藝特點來看，其是有別于核電廠的小型反應堆，目前我國采用核電廠通用的標準、模式和程序進行低溫供熱堆的輻射環(huán)境影響評價[9]，面臨輻射防護評價標準、評價模式、廠址環(huán)境參數(shù)獲取技術等不能滿足評價需要、流出物排放限值等環(huán)境管理限值導出合理性不強等問題，需要根據(jù)低溫供熱堆環(huán)境排放及廠址環(huán)境特征，通過必要的試驗和數(shù)值模擬比對等手段，建立適用于我國低溫供熱堆環(huán)境影響評價的標準體系及評價方法，填補我國在低溫供熱堆工程中環(huán)境影響評價研究方面的空白。