就王亦楠研究员有关内陆核电安全的质疑谈谈我们的看法 

（赵成昆，周如明，毛亚蔚，翁明辉，2016年3月4日）

近几年来，国务院发展研究中心的王亦楠研究员陆续在媒体上发表一系列质疑内陆核电建设的文章，特别是2015年10月12日在《中国经济周刊》等媒体上发表的题为《力主“内陆核电重启”的专家，王亦楠请你回答十个问题》（以下简称《十问》），观点犀利，影响很大。2016年3月2日，王亦楠研究员又在《中国经济周刊》等媒体上发表了《长江流域建核电站要慎重》的文章，进一步质疑内陆核电的安全性，其中重申了《十问》中的主要观点。

王亦楠研究员一直将在内陆发展核电视为“饮鸩止渴”，提出“我国不应冒内陆核电建设之巨大风险”，在《十问》中更是要将长江流域划分为内陆核电的“禁区”。这些观点严重夸大了内陆核电的环境安全风险，且在各种网络媒体上广泛流传。我们称不上“力主‘内陆核电重启’的专家”，但我们支持我国内陆核电安全发展。这里，我们借用中国核能行业协会网站这个平台，就《十问》中的问题谈谈我们的看法。我们衷心希望在我国内陆核电发展方面能形成科学、理性地讨论问题的氛围。

1．内陆核电安全论证中如何考虑“Nuclear Security”？

《十问》中的第1个问题是：“内陆核电的‘安全论证’，能不考虑‘Nuclear Security’所要求的‘防范、抵御敌人有意造成的事故、损害和伤亡’吗？”王亦楠研究员在这个问题中认为“Nuclear Security”（核安保）的内涵远远大于“Nuclear Safety”（核安全），并批评内陆核电厂将“中子弹、恐怖袭击、网络攻击、人为破坏”等外部风险列入“不予考虑的剩余风险”。对于这个问题，我们的认识是：

（1）“Nuclear Safety”和“Nuclear Security”的内涵。

在核能领域，涉及几个概念，包括“Nuclear Safety（核安全）”、“Nuclear Security（核安保）”和“Nuclear Safeguard（核保障）”。其中，核安全是一种技术安全的概念，即考虑核设施内部的物项失效、自然灾害以及内外部的人为失误，有针对性地采取工程安全和管理措施；核安保主要针对恐怖主义或犯罪团伙对核设施和核材料的可能攻击、破坏和盗窃等采取防范措施；而核保障则是防止核扩散的一整套安排。三个概念处理不同领域的事情，并不存在核安保的内涵远远大于核安全的问题。当然，作为一个具体的核设施，所采取的工程或管理措施可能会兼顾不同方面，例如，作为构筑物的外墙，既可以承担保证结构完整性的核安全功能，也可以兼做核安保的实体屏障。

（2）核安保设计中考虑的设计基准威胁

《十问》中所指的“中子弹（战术核武器）、恐怖袭击、网络攻击、人为破坏”属于核安保领域的问题。实际上，在一个核设施进行核安保设计时，首先要确定“设计基准威胁”。这些设计基准威胁是由有关国家安全部门根据国情分析确定的，核设施根据这些设计基准威胁来设计“实物保护”系统。我国与世界各国一样，一个具体核设施的设计基准威胁和实物保护系统的详细资料都是保密的。

（3）关于中子弹（战术核武器）的分析

考不考虑战术核武器的攻击，不仅仅是核电厂所特有的问题，许多国家的重要政治和经济设施都可能成为攻击目标，例如，三峡大坝建设前许多人也提出了大坝能不能经受核武器攻击的问题。实际上，这个问题的讨论已脱离核安全和核安保领域的范畴，而进入到国家安全的范畴。为了防止核武器的滥用，日内瓦公约关于保护国际性武装冲突受难者的附加议定书第15条中规定：“含有危险力量的工程或装置，如堤坝和核发电厂，如果对之攻击可能引起危险力量的释放，从而在平民中造成严重的损失，即使这类物体是军事目标，也不应成为攻击的对象”。当然，在战争发展到极端时，或者面对一些战争狂人，一纸公约可能并不能起到作用。这要求我们不断加强国防建设，形成强大的威慑力，制止敌人的轻举妄动，否则，不仅仅是核电，许多重要的政治和经济项目的建设都无从谈起。

2．我国核安全法规的水平

《十问》中的第2个问题是：“为何2004年修订的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）至今也不升级？内陆核电安全评价为何依据早已过时的核安全法规和导则？”我们认为，这种提法是不符合实际的，也反映出她对我国的核安全法规与安全评审缺乏了解。

（1）关于2004年版《核动力厂设计安全规定》（HAF102）的说明

上一世纪90年代是国际上核安全认识和观点发生重大变化的年代，核安全研究，特别是核电厂严重事故研究的大量开展，使新一代核电厂得以开发。对新一代核电厂如何开发，国际上提出了很多新的安全观点和设计概念。IAEA（国际原子能机构）汇集这些国际上的新观点和概念，于2000年升版了安全标准“Safety of Nuclear Power Plants：Design”。在这版标准中，提出了完整的针对核电厂严重事故的设计要求。2004年，国家核安全局参考IAEA的这版标准，升版了核安全法规，即现行有效的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）。

需要说明的是，与王亦楠研究员的想象不同，法规和标准的升版并不一定意味着所有要求的提高。经常的情况是，由于实践证明某些要求不适当，或者经验积累和技术进步导致对某些问题认识得更清楚，会修改或降低某些要求。

2012年，IAEA升版了安全标准“Safety of Nuclear Power Plants: Design”，国家核安全局立即组织了对该版标准的消化和研究。该版标准在技术上与2000年版比较，并没有实质变化，而是将2000年版中一些后续实践表明并不完全合理的要求做了修正。例如，2000年版标准要求“第二层安全壳可部分或全部包容承压的第一层安全壳，以收集和有控制地释放或贮存第一层安全壳在设计基准事故中可能的泄漏物”，但后期WWER和EPR的实践发现这个要求在工程上无法实现。再例如，2000年版标准要求“在提交国家核安全监管部门以前，营运单位必须保证由未参与相关设计的个人或团体对安全评价进行独立验证”。由于在许多国家涉及知识产权或商业秘密，这个要求也很难实现。IAEA的2012年版标准对这些实践证明不适当的要求都作了修正。

2015年，IAEA提出最新版的安全标准“Safety of Nuclear Power Plants: Design”的修改稿。与2012年版标准相比，这版标准的主要变化是考虑到福岛核电厂事故的经验教训，要求核电厂设置移动电源和移动泵等设施。目前，国家核安全局正在组织对该版标准的消化吸收，准备尽快升版《核动力厂设计安全规定》（HAF102）。

但即使《核动力厂设计安全规定》（HAF102）尚未升版，我国核电厂也已吸取福岛核事故的经验教训，进行了大量的安全改进。国家核安全局于2012年6月发布了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，其中，重要的要求之一就是移动电源和移动泵的设置，目前我国核电厂均已完成这些改进。

（3）关于抗大飞机恶意撞击的问题

核电厂历来是将飞机撞击的评价考虑在内的。我国在选择核电厂址和核电厂设计时，均考虑了对飞机撞击的设防。当然，过去核电厂对飞机撞击的考虑主要基于飞机的随机故障。美国“911”事件后产生了一个新问题，即大型商用飞机对核电厂的恶意撞击问题。

大型商用飞机对核电厂的恶意撞击问题是一个非常复杂的问题，它和一个国家面临的恐怖主义威胁程度、国家对恐怖主义威胁的防范能力、政府和企业在防范恐怖主义威胁方面各自应担当的责任等有关系。经过8年左右的争论，美国NRC（核管理委员会）于2009年发布了联邦法规10CFR50.150，要求核电厂考虑大型商用飞机的恶意撞击问题。目前还没有了解到其他国家已颁布了强制性的法规要求。

但不管有没有强制性的法规要求，许多国家的核电供货商在新一代核电厂的开发中已将大型商用飞机撞击的防护纳入设计考虑。美国西屋公司原来在AP1000核电厂的设计中没有考虑大型商用飞机的撞击，而且设计也在2005年得到了NRC的认证，即AP1000核电厂的第15版DCD（设计控制文件）得到批准。但随后西屋公司将核电厂防大型商用飞机的撞击纳入了设计中，一个重要的改进就是将屏蔽构筑物（shield building，围绕在钢制安全壳外的结构）由钢筋混凝土修改为钢板混凝土（即将水泥包裹在钢板内部，而不是在水泥中埋置钢筋，以防止飞机撞击使钢筋混凝土背部的水泥迸裂），并为此完成了第16版DCD。

遗憾的是，作为一种新型建筑结构型式，当时钢板混凝土的工程实践还很少，在美国也没有形成工业规范，所以，NRC在对第16版DCD的审评过程中，对这种结构提出了质疑，并宣布不接受该结构。有鉴于此，中方决定在三门和海阳核电项目中，先采用成熟的钢筋混凝土结构的屏蔽构筑物，并紧密跟踪美方的后续工作。在后续AP1000项目（包括湘鄂赣三个内陆核电项目）以及随后我国自主开发的华龙1号、CAP1400核电厂中，均已能实现抗大型商用飞机恶意撞击的设计。

3．关于AP1000设计的安全标准

《十问》中的第3个问题是：“‘均按AP1000设计’的我国内陆核电站连美国的安全标准都达不到，何以是‘全球最高安全标准’呢？”

对于王亦楠质疑的AP1000安全标准，可以给出以下分析：

（1）AP1000有完善的严重事故预防和缓解措施

AP1000采用先进的第三代压水堆技术，有完善的严重事故预防和缓解措施，可以确保实现控制反应性、排除堆芯热量和包容放射性物质的安全功能。这些措施包括：通过堆芯和蒸汽发生器设计，增大安全裕度；增大稳压器设计容积，提高安全裕度，顶部设有自动泄压系统，可以防止高压熔堆；采用LBB（先漏后破）技术防止管道大破口失水；采用全数字化仪控系统，减少人为事故；设置非能动的安全系统，确保堆芯应急冷却和安全壳热量导出；安全壳内设置氢气监测系统和非能动的氢气复合器和氢点火器，防止发生氢气爆燃或爆炸；针对严重事故的堆芯熔融物，进行压力壳非能动冷却的设计，从而实现严重事故工况下堆芯熔融物的堆内滞留，防止发生安全壳底板融穿等等，当然还包括前面提到的防止大型商用飞机的恶意撞击。

上述AP1000严重事故预防和缓解措施的设计均符合美国相应CFR（联邦法规）的要求，并已通过美国NRC的审查。

（2）AP1000 DCD的升版与实施情况

DCD是设计控制文件的简称，是美国核电供应商按照NRC要求编制、提交的申请核电厂设计许可证的文件。按照美国联邦法规10CFR52和NRC文件规定，DCD得到设计许可（DC）后也可以修改升版，修改的内容包括：核电设计的优化和标准化，以及按照政府新法规的强制性要求所进行的修改。

NRC经过历时5年的独立审查、安全分析和试验验证后，于2005年12月对于西屋公司的AP1000 DCD第15版颁发了设计许可证。这也是三门、海阳核电依托项目合同签订时的有效版本。

美国西屋公司在取得设计许可证后，继续对AP1000的设计进行优化和标准化。其中，钢制安全壳外面屏蔽构筑物的设计修改，是DCD升版中一项最为重要的改进，旨在能抗大型商用飞机撞击。在这些修改过程中，产生了过渡版本DCD16版、DCD17版、DCD18版，这3个版本并不具有法律效用。至2011年9月，美国NRC正式批准了AP1000的DCD19版，成为有法律效力的版本。

我国企业与西屋公司签订的技术转让合同中约定，AP1000的任何设计优化和修改成果，中方都有权得到。西屋公司在技术转让过程中兑现了承诺，向中方反馈了DCD升版的全部设计优化信息。目前，DCD19版绝大多数的设计修改已经在依托项目4台机组建设中得到应用，除软土地基（不适用）以及大型商用飞机恶意撞击的设计修改外。

湘鄂赣3个内陆核电厂采用的AP1000设计，与美国本土正在建设的4个AP1000核电机组，是同等安全的，没有本质区别，符合国际最高安全标准。

4．关于AP1000核心设备的可靠性

《十问》中的第4个问题是：“AP1000主回路的核心设备（屏蔽电机泵、爆破阀等）毫无核电厂实际运行经验，至今主泵还在试制中，连可靠性数据库都谈不上，又是如何得出‘AP1000的事故概率已经低到10-7’、‘60年免维修’的？”

我们也和王亦楠研究员一样，十分关注AP1000屏蔽泵的制造质量。实际上，关注内陆核电建设的企业、工程技术人员以及社会公众，都十分关注这个问题。因此，相关企业与监管部门应提高与AP1000核心设备制造质量有关信息的透明度，以回答社会各方的关切。

反应堆冷却剂屏蔽主泵是AP1000机组的核心设备之一，与安全及电厂可利用率有关。虽然美国以前在屏蔽泵的设计制造及使用方面积累了大量经验，但用于AP1000这一类屏蔽泵尚属首次，技术复杂，要求高，先后经历了七年的制造和验证过程，这也可视为一种创新技术得到验证必须经历的艰苦过程。目前，屏蔽主泵已按技术规格书要求完成全部出厂前试验。

2015年10月29日，国家核安全局组织核安全专家委员会对AP1000主泵的设计、制造、试验验证结果、研制过程中出现问题的处理情况进行了综合审查。审查结论是，AP1000主泵性能满足技术规格书要求。目前，AP1000依托项目首台机组的4台主泵已发运至国内开始安装调试。

5．关于概率论方法在安全评价中的应用

《十问》中的第5个问题是：“国际核电界已认识到‘概率安全评价方法不宜单独用于确定性决策判断’，为何国内还有机构基于‘主观概率’就断定‘内陆核电是安全的’？”这个问题涉及“确定性安全评价”和“概率论安全评价”的基本概念以及概率论方法在安全评价中的实际应用。

（1）“确定性安全评价”和“概率论安全评价”的基本概念。

实际上，美国在发展核电之初，就意识到像世界上所有事物一样，核电是具有风险的。为了评估核电风险能否承受，美国原子能委员会委托布鲁海文国家实验室完成了一个研究报告，并在1957年发表（WASH-740）。该报告估计，一次“最大可信事故”的发生将可能导致可能人员伤亡数和财产损失，发生的可能性是每十万到一百万堆年一次。

但由于当时有关试验、数据和方法论的缺乏，WASH-740所采用的模型非常粗糙，结果也缺乏足够的可信度，于是美国原子能委员会（NRC前身）将重点转到了一个个具体问题的处理，如可信事故、安全壳设计、事故源项、应急堆芯冷却系统的设计、安全系统设计的冗余、抗震设计、安全设备的“质量保证”等方面，这些方面具体要求的综合被称之为“确定论安全要求”（Deterministic Safety Approach)。

需要了解的是，核安全领域的确定论安全要求并不像许多其他理论，如欧基里德的几何学，由几个公理，通过一套逻辑学推理，得出一套逻辑自恰的体系，而像确定论安全要求的创建者美国人所说，是一个“打补丁”（patch work）的工作。特别是，确定论安全要求不能将风险定量化，所以无法回答“多安全是足够的？”（How safe is safe enough？）这个基本安全命题。

后期的概率安全评价方法表明，确定论安全要求为核电厂安全提供了足够保证，但其本身也存在要求不平衡，特别是不能处理多重失效的缺陷。所以自上世纪80年代开始，国际上确定了“确定论安全要求为主，概率论安全要求为辅”的理念，即在满足确定论安全要求的同时，使用概率安全评价方法寻找出核电厂安全的薄弱环节来加以改进，进一步提高核电厂的安全水平。

（2）概率安全评价技术的实际应用

自上世纪90年代开始，随着概率安全评价技术的发展和日益成熟，美国人开始建立“风险告知和基于性能”（risk-informed and performance-based）的安全要求，也就是用概率风险的观点来调整某些不合理的确定论安全要求。但迄今为止，不管美国、中国，以及欧洲等其他一些国家，确定论安全要求仍然是必须满足并作为颁发核设施许可证基础的，并不存在所谓“基于‘主观概率’就断定‘内陆核电是安全的’”问题。

目前对核电厂熔堆或大规模放射性释放的概率评估并不完全是主观概率，因为在评估过程中所使用的设备失效数据可以通过大量的工业经验获得或验证，同时在使用这些统计数据时，也会评估其不确定性，对具体设施同时可采用贝叶斯分析等方法来修正。当然某些核电供货商或核电公司为了商业目的，可能会宣传某些极端的结果，但任何一个国家的核安全当局在使用概率风险分析的结果时，都会对不确定性、置信区间等给出评估，科学、合理地使用概率风险分析的结果。

6．关于内陆核电厂址的大气弥散条件

《十问》中的第6个问题是：“我国大部分内陆核电厂址是与欧美迥异的小静风天气，完全超出了美国‘高斯烟羽模型’的适用范围，为何还套用此工具评估对大气环境的影响、又是如何得出‘符合排放标准’结论？”在这个问题中，王亦楠研究员还耸人听闻地提出低风速“容易形成‘核雾霾’”的见解。因此，需要对于这个问题加以澄清。

（1）影响大气弥散条件的因素

通常，气载放射性羽流在大气中的弥散包括风的传输作用和大气湍流的扩散作用，而大气湍流的扩散作用要考虑垂直向和水平向（侧风向）的湍流作用。低风速条件下风的纵向传输作用会减弱，但低风速条件下的侧风向摆动效应会显著加大放射性羽流在侧风向上的散布，从而可以明显减小地面浓度。

高斯模式是以帕斯奎尔稳定度分类为基础的，基本的特点是湍流随稳定度增加而减小。然而，在低风速条件下，风向摆动效应使得侧向扩散能力随着稳定度的增加不降反增，使小风情况下的地面浓度值往往较小，而这正是多数常规高斯烟流模式不能正确模拟这类情况的原因之一。

（2）低风速条件下大气弥散条件的研究结论

在美国，为了更好地了解低风速风摆效应对大气弥散的影响，上世纪70年代由NRC赞助和发起，开展了一系列低风速条件下的野外示踪物试验。NRC根据这些试验和其它一些野外试验的结果，得到了考虑侧向风摆的一组水平横向扩散参数的经验修正因子，并在NRC的管理导则RG1.145中给出。根据RG1.145的要求，水平横向扩散参数先通过标准的Pasquill方法计算，然后乘以修正因子M。M的取值在2-6之间，可以认为，NRC在管理导则RG1.145中引入M修正因子，表示不考虑风摆效应的高斯烟流模式，在低风速下会高估实际地面浓度2-6倍。

对于我国部分内陆核电厂址可能相对较多出现低风速条件的情况，已经有设计研究单位在湖北咸宁核电厂和湖南桃花江核电厂址进行了现场大气弥散条件试验研究，包括SF6示踪试验以及精细模式应用（三维诊断风场模式，蒙特卡罗数值扩散模式或三维拉格朗日高斯烟团模式）。这两项试验研究中均观测到低风速条件下有明显的风向摆动现象，而这使得气载放射性羽流的水平扩散范围显著增大，从而使地面浓度明显降低。

咸宁核电厂和桃花江核电厂的现场大气试验指出，采用精细的大气弥散模式（蒙特卡罗数值扩散模式，三维拉格朗日高斯烟团模式）可以较现实地模拟低风速情况下的大气弥散条件，但这些模式的应用，需要实施较为庞大和精细的现场气象观测计划。相比之下，高斯直线烟流模式只需要有限的气象测量，由于其给出的估算结果是保守的，因此，在厂址评估和气态途径辐射环境影响估算中是可用的。

（3）不要用“核雾霾”来误导公众

何祚庥院士和王亦楠研究员在《湘鄂赣三省发展核电的安全风险不容低估》（2015年3月9日）一文中称：“核电厂年平均风速越高，静风频率越低，大气弥散条件越好，越有利于放射性气载污染物扩散，核电站正常运行时对周围公众的辐射影响越小。反之，则产生微米级‘放射性气溶胶’颗粒，形成‘核雾霾’。”

我们认为，何院士和王研究员关于低风速条件会产生微米级“放射性气溶胶”颗粒并形成“核雾霾”的推断是主观的，反映了他们对于核电设计缺乏了解。

实际上，在反应堆运行过程中，主冷却剂系统中极少量的腐蚀产物与固态裂变产物会随着系统的泄漏，在核岛厂房内部形成气溶胶，放射性废气处理系统以及通风系统的设计使得厂房空气排入外部环境前能够有效地净化处理这部分气载污染物，不会对环境造成不利影响，更不可能随风速条件形成所谓的“核雾霾”。

7．关于内陆核电厂散热系统运行的热影响

《十问》中的第7个问题是：“湘鄂赣核电站装机容量之高没有国际先例可循，巨量废热排放将对局地气候产生什么影响？”

何祚庥院士和王亦楠研究员在《湘鄂赣三省发展核电的安全风险不容低估》（2015年3月9日）一文中认为：“核电的热污染比火电严重得多，发达国家已注意到内陆核电对气候变化呈干旱趋势的区域造成很大负面影响。”王亦楠研究员在《十问》中进一步提出，“每个内陆核电站每天向空中排放2000亿大卡废热，这一史无前例且几乎贯穿全年的巨量热污染对长江流域旱情的加重不容忽视。”对于这个问题，我们的看法如下。

核电厂的散热系统由循环冷却方式确定，我国内陆核电厂均考虑采用二次循环冷却系统。在采用二次循环冷却系统的情况下，电厂的散热系统（冷却塔）将绝大部分乏热散入大气，只有极少部分乏热通过冷却塔排污水带入受纳水体，这与火电厂大同小异。

我国还没有内陆核电厂，但我们可以借用美国的相关评价资料。NRC分别在1996年和2009年对美国运行核电厂的环境问题进行总体评估。在这两次环境问题识别中，均未提出冷却塔散热系统运行会加重流域旱情的问题，但均包括冷却塔运行产生的盐雾漂滴、结冰、起雾或湿度变化等所致的影响。NRC的评估意见指出，核电厂冷却塔散热系统对于局地气候的影响是小尺度的（几km以内），并且指出对于局地气候的影响均在各局地气候参数的年际变化范围内。

此外，按国家能源局统计，2014年我国火电装机容量超过9亿千瓦（电）。我们没有确切数据指出其中有多少分布在长江流域（应该是一个不小的份额），但至今也未见有人提出这些火电厂运行会加重流域干旱的问题。

8．严重事故工况下确保水资源安全的应急预案 

《十问》中的第8个问题是：“何以做到‘最严重事故工况下核污水可封堵、可贮存、可控制，最多只有4800～7000立方米且都被控制在安全壳内’？”在这个问题中，王亦楠研究员询问：“为何没有‘事故情况下放射性气体通过降雨流入江河湖泊’的应急预案？福岛核电站至今也控制不住核污水以每天400吨的速度增长，场区50多万吨核污水早已堆满为患，不得不排向大海；……我国内陆核电安全论证严重低估了核事故的复杂性：既没有可信可靠的技术措施证明核污水如何‘封堵控’，也没考虑‘放射性气体逸出厂区、通过雨水进入地下和江河湖泊’的应急预案。”

对于这个问题，我们有以下的分析。

（1）日本福岛核事故产生大量放射性污水的原因

首先，福岛核事故过程中，由于超设计基准地震和海啸导致长时间全厂停电，进而造成堆芯损毁和安全壳厂房失效，1-3号机组未能实现堆芯闭式循环冷却，直至2011年6月，放射性污水处理设施投入运行，经过处理的废水用于1-3号机组的堆芯冷却，才逐渐实现了闭式循环冷却。根据东京电力公司报道的资料推算，在放射性污水处理设施投入前的高放射性污水量大约在14万m3左右。福岛核事故中产生了较多数量的放射性污水，这凸显了严重事故工况下在安全壳内实现堆芯闭式循环冷却的重要性。

其次，日本福岛第一核电厂的反应堆厂房和汽机厂房处在地下水排泄路径上，这些厂房虽然坐落在低渗透性的隔水层上，但厂房四周是含水层。事故前电厂设置有地下水疏水系统。然而，地震使反应堆厂房、汽机厂房以及周围的地下水疏水系统遭到损坏，来自靠山侧的地下水可以通过含水层流入损坏的厂房（每天约400 m3）。地下水进入厂房，就与厂房内已有的污染水混合。为避免厂房内的放射性污水流出，东京电力公司保持厂房内的水位略低于厂房外的地下水位，因此，每天从反应堆和汽机厂房内抽出约800 m3的高放射性污染水。这些水除盐后，进行过滤除铯。其中，大约400 m3的水复用于堆芯冷却，其余部分贮存在专用的贮罐内。这就是福岛核事故现场贮存的放射性污水量不断增加的原因。目前，东京电力公司与日本政府共同采取的多重措施（用硅酸钠降低厂房周围土壤渗透性，建立地下水旁路系统，厂房四周建冷冻防渗墙等）已经实施生效，大量地下水进入损坏厂房的局面已得到控制。

（2）我国内陆核电厂址的安全性

日本福岛核事故由超设计基准地震和海啸事件引发，我们认为，这样的灾难性事件在我国内陆核电厂是极不可能发生的。

在地震安全方面，2011年3月11日发生的日本东北大地震的震级达到9.0级，是世界上有记录历史以来的第5大地震。这次地震发生在太平洋板块和欧亚大陆板块碰撞的板块俯冲带。我国属于欧亚大陆板块，大地构造上属于板块内部地区。主要的破坏性地震活动为大陆板块内部及地壳内部的浅源地震，这类地震与板块俯冲带产生的地震相比，释放的能量要小很多。

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。

9．与人口分布有关的风险评估与应急计划

《十问》中的第9个问题是：“我国内陆核电站周边人口密度远远高于欧美，安全论证中是如何考虑场外应急的可行性和具体措施的？”

对于这个问题，我们的认识是：

（1）内陆核电厂与沿海核电厂的人口分布比较

对于全球范围内211个核电厂的人口分布，已经有学者（杨端节等）进行了比较分析，得出了这些核电厂半径30km和80km范围内的人口数累计频率分布。从中可以看到，分布于人口数较低区间的核电厂（约占90%）中，沿海与内陆核电厂周围的人口相当；分布于人口数较高区间的核电厂（不足10%）中，沿海核电厂周围人口显著高于内陆核电厂。例如，美国沿海的Indian Point核电厂，半径80km范围内的总人口数达到1700万人（2010年）；我国沿海的大亚湾核电基地和秦山核电基地半径80km范围内的总人口数分别为1290万人（2011年）和1580万人（2013年）。从该项研究中可以看到，核电厂周围的人口数和人口密度都是有高有低的。换言之，核电厂址周围一定范围内的人口数和人口密度不完全取决于厂址选择在内陆地区还是沿海地区，还取决于所在地区的经济发达程度和人居环境等因素，因此，笼统地认为，我国内陆地区人口稠密因而建核电厂的风险太高，是有失偏颇的。

王亦楠研究员在《湘鄂赣三省发展核电的安全风险不容低估》一文中，质疑我国湘鄂赣三个内陆核电项目安全风险太高，理由之一是，这三个厂址80km范围的人口分别为738万人、617万人和666万人，人口密度是欧美的4-5倍。在美国确实有许多周围人口较少的内陆核电厂，但也有人口较多的核电厂，例如，Dresdon核电厂和Limerick核电厂半径80km范围内2000年底的总人口分别为734万人和765万人。

（2）内陆核电厂址周围人口分布的评价

国家对核电厂近区范围内的人口数作出限制，旨在发生事故时能有效执行应急响应计划。国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）中规定，规划限制区范围内不应有1万人以上的乡镇，厂址半径10km范围内不应有10万人以上的城镇。到目前为止，我国已选的内陆核电厂址可以满足这些要求。

国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）中规定，采用事故集体剂量法来评估核电厂址周围80km的人口分布，该准则要求综合考虑厂址周围不同方位和不同距离的人口分布，事故释放量以及一整年的风向、风速和大气稳定度等。到目前为止，利用事故集体剂量法对我国已选内陆核电厂址80km范围的人口分布评价，均能满足该准则的要求。

（3）核电厂应急计划的制定与实施

在应急计划制定与实施要求方面，内陆核电厂与沿海核电厂没有区别。内陆核电厂在应急计划执行范围内除与沿海核电厂那样可能涉及不同省界、地界的行政区划之间的协调外，还可能涉及上下游行政区间的协调。

在我国，应急计划制定与审评、批准是核电厂取得安全许可证的重要条件之一。因此，所有核电厂必须遵循核应急的法规、标准要求，协调解决所有与应急组织和应急响应措施有关的问题。我国沿海核电厂在制定和实施应急计划方面，已经积累了大量的经验反馈，可供内陆核电厂参考。

10．关于核废物处置与核设施退役 

《十问》中的第10个问题是：“发达国家频频发生的核废料泄漏事故如何在我国避免？如何攻克‘核设施退役和高放废液处理’的风险隐患？”

对于这个问题，一方面，要指出的是，核废料处置与核设施退役不是内陆核电厂特有的问题，沿海核电厂也必须解决这方面的问题，因此，不能用核废物处置和退役作为反对内陆核电建设的理由。另一方面，核废物处置与核设施退役是核电产业链中的一个重要组成部分，是实现核能可持续发展必须解决的重要问题。据我们所知，国家有关部门和企事业单位在政策制订、科研攻关、设施建设等方面都在按规划进行。当然，其中会遇到不少困难，如高放废物的最终处置，需要我们花大力去攻关。

（1）我国对核电厂放射性固体废物的管理原则

我国对核电厂的放射性固体废物实行分类管理。根据放射性废物的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将核电厂的放射性废物分为高水平放射性废物、中水平放射性废物和低水平放射性废物。低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行近地表或地下处置。高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置。放射性废物处置是指把废物安放进经过批准的设施中，实行与人类生存环境的安全隔离，确保进入环境的放射性核素的浓度处于可接受的水平。

（2）中低放固体废物处置

核电厂运行产生的浓缩液、废树脂、废过滤器芯以及其它的固体废物，将通过电厂设置的固体废物处理系统进行分类处理。我国新建核电厂按照废物最小化原则，采用最佳可行技术来处理各类废物，一个百万千瓦级的核电机组运行期间中低放射性固体废物年产生量的预期值在50m3以下。

核电厂运行产生的中低放固体废物，先在核电厂的固体废物暂存库贮存一定时间，然后送中低放固体废物处置场处置。我国已在甘肃和广东建造了两个低中放固体废物处置场。实践证明，这种处置场对低中放废物实行安全隔离是有保障的。目前，我国核电厂所在的有关省份也已安排中低放固体废物处置场的规划和选址工作。

（3）我国对于乏燃料后端处理采取的策略

国际上对核燃料后端处理（乏燃料后处理和最终处置）通常有两种策略：一种是将乏燃料（高放废物）暂时贮存后，经过整备后永久处置；另一种是对乏燃料进行后处理，回收其中的铀和钚，并制成MOX燃料提供给反应堆使用。各核电国家按照自身的条件选择处理策略，我国采取对乏燃料进行后处理，回收铀、鈈并加以重复使用的“闭合循环”策略。

乏燃料后处理可以实现资源的充分利用和减轻环境保护负担，有利于放射性废物处置。我国已经有核电厂乏燃料后处理的部署，相关的准备工作（包括设备与技术引进谈判）正在进行中。

目前，我国运行核电厂产生的乏燃料贮存在电厂的乏燃料水池。大亚湾核电厂产生的部分乏燃料已运送甘肃404厂乏燃料后处理中试厂处理。在我国乏燃料后处理厂具备大规模乏燃料处理能力前，各运行核电厂的乏燃料仍将采用电厂就地贮存方式，必要时可在电厂建设独立的乏燃料贮存设施，这种贮存设施在美国已有成熟的建造和运行经验。

（4）核电厂退役

退役是指核电厂安全退出服役，其剩余放射性的水平降低到允许终止国家核安全局发放的核电厂运行许可证。退役涉及移除乏燃料，拆除含有活化产物的系统或部件，从核设施清除或拆除受污染的物质。所有活化的物质，通常从厂址移走，装运至废物处理、贮存或处置设施。

目前，在核电厂安全分析报告评审中，国家核安全局已要求核电厂营运单位提出有关核电厂退役的设想与安排。各核电厂从投入运行开始的第一年就按照国家财政部的规定提取退役基金，因此，核电厂退役经费是有保障的。

在退役技术研究方面，我国正在积极开展相关的国际合作。例如，中核集团与英国国家核实验室于2015年10月18日签署了《成立中英联合研究与创新中心联合声明》，这个研究中心研发的内容包括了核设施退役的研究开发。

11．关于长江流域的核电布局

王亦楠研究员在《十问》中还对核电“安全发展”提出了5点政策建议，在《长江流域建核电站要慎重》中提出了3点政策建议，提出要将长江流域划分为内陆核电厂的“禁区”，这无疑是夸大了内陆核电厂的风险，将会对我国内陆核电发展的布局和安排产生重大的不利影响。

由于长江流域在我国国民经济、生态与环境方面占有十分重要的地位，所以中央在长江流域发展核电问题上持十分慎重的态度，这是十分正确的，这充分体现党中央、国务院对人民、对社会高度负责。国家有关政府部门也从我国长远的能源供应安全、改善能源结构、改善日益恶化的生态环境、满足区域经济发展对能源迫切需求出发，在过去十多年对包括长江流域在内的内陆核电发展作了大量的前期准备工作，组织中国工程院、有关研究单位、企业集团开展我国内陆地区安全发展核电可行性的深入研究和再研究，结论是正面的、积极的。特别是“两湖一江”地区，由于缺煤少气，严重制约社会经济的发展，国家有关部门在充分调查，反复论证的基础上，把它放在了优先发展的地位，批准开展前期工作。我们认为长江流域有其地域的特殊性，但不能因此就将其简单地列入内陆核电建设的禁区。我们不仅要牢记历史上三大核事故给人类带来的不幸，也要充分注意到三大核事故产生的技术背景（这些反应堆都是上世纪70年代的产品，限于当时技术水平，设计本身就存在缺陷等等）以及事故后包括我国在内的国际核能界在提高核电安全性上所作的不懈努力和取得的重大成果。基于早期人们对核电的认识，在安全方面人们把注意力集中在一系列设计基准事故的预防上，而对严重事故的发生缺乏足够的认识，更少在预防和缓解措施上下功夫。人们都是在挫折与失败中积累经验和总结教训。所以在过去20多年，国际核能界在严重事故的预防和缓解问题上下足了功夫，采取的一系列经过了科学的论证和严格的试验的措施，极大地提高了核电厂的安全水平。在核设施的应急响应方面国家也十分重视，应急响应能力得到很大的提升，最近发布的中国核事故应急白皮书也充分反映了这一点。上述这些都充分体现在AP1000和“华龙一号”设计当中，也体现在内陆核电的厂址选择当中。尽管如此，我们仍不能说“绝对安全”（客观上也不存在绝对安全，安全只反映在一定条件下人们对风险的可接受水平）。但我们可以说，即使发生了极不可能发生的严重事故，基于目前的设计和管理水平，我们完全有能力把事故控制在核电站的厂区以内，不会对外部环境造成不可接受的影响，确保公众和环境的安全。

基于以上认识，我们建议有关政府部门：

（1）不要简单地把长江流域划为核电禁区；

（2）在作好充分论证和技术准备的基础上，把内陆核电纳入“十三五”核电发展规划，稳扎稳打，项目成熟一个，推出一个，发展初期不在数量上和速度上追求目标；

（3）核电厂址是国家的宝贵稀缺资源，对于条件好的内陆厂址要积极加以保护。