[科普中国]-核电厂的环境影响评价

环境释义

《中华人民共和国环境保护法》明确指出：环境是指人类生存和发展的各种天然的和经过人工改造的自然因素的总体，包括大气、水、海洋、土地、矿藏、森林、草原、野生生物、自然遗迹、人文遗迹、自然保护区、风景名胜区、城市和乡村等。环境有自然环境和社会环境之分。自然环境是社会环境的基础，社会环境又是自然环境的发展。

核电厂对环境的影响核电厂对于环境的影响主要有放射性影响和非放射性影响。核电厂对环境的放射性影响主要有：

（1）堆运行产生的裂变的稀有气体、氚、碳-14、碘以及各种微粒的泄出；

（2）排放处含有放射性核素的放射性液体废物，但是经过处理后仍尚有残存的放射性废液最后将会同冷却水混合后排入水生环境；

（3）产生大量固体放射性废物，但其放射性的性质以及水平取决于生产用的原材料；

（4）受到职业性放射性照射；

（5）通过空气、饮食等受到的居民照射。

其次，核电厂对于环境的非放射性影响则主要有三个方面：

（1）对于土地的大量需求，如美国每座核电站每1000MW（电功率）平均需要土地约41公顷；

（2）进行热排放而产生热污染，核电站几乎大部分的热量都没有得到利用而排放到附近环境中；

（3）高压输电线路会产生大量土地需求、对空中交通产生较大危险性、以及对动物环境产生不利影响等1。

用于环境影响评价的环境影响的基本要求对环境影响报告书的基本要求如下：

（1）选址阶段的环境影响报告书应在资料调研、现场勘测以及与参考核电站对比分析的基础上编制。这个阶段评价目的是从环境保护出发，判断所选厂址的适宜性，并根据厂址的主要环境特征对核电站的设计提出环境保护要求。

（2）设计阶段的环境影响报告书应根据选定厂址的就地调查和实测的环境资料，以及拟建核电厂有关环境保护的设计资料和确定的核电厂设计废弃物质的排放限值等进行环境影响评价。这个阶段的评价目的是对环境保护设施的设计能否满足环境保护要求进行论证，从设计上保证环境设施得到落实。

（3）反应堆首次装料前阶段的环境影响报告书应根据建造的环境设施的性能、质量、指标和效果以及进一步获得的环境资料进行环境影响评价。这个阶段的评价目的是检验环境保护设施是否符合有关规定和要求，批准核电厂废弃物质的排放限值。环境保护设施还没有建造的或不符合要求的，不准装料试运行；强行试运行的要追求责任。

（4）核电厂投入试运行后，应根据环境保护设施运行情况、污染物实际排放量、环境监测资料以及存在的问题和解决的措施等情况进行评价。评价目的是检验环境保护设施能否达到国家规定的三废排放和环境质量标准，确定应当采取的补救措施。试运行不符合环境保护要求的，不予验收，不得投入正式运行2。

核电厂环境影响评价的特点核电厂在正常运行期间向环境释放少量的放射性，同时也和火电厂一样向环境排出大量的废热。放射性可以直接地和间接地对人体产生辐射剂量，废热则可能对水生态产生一定的影响。核电厂还存在发生事故甚至严重事故的可能性。一旦发生事故（尽管可能性极小），大量放射性的释放将会对环境造成影响。鉴于核电厂冷却水排放的热影响评价技术与火电厂是相同的，可以认为核电厂环境影响评价的主要特点是由排放放射性的照射途径所确定的，即主要是环境辐射影响评价2。

核电厂环境影响评价的主要内容鉴于核电厂环境影响评价的特点是环境辐射影响的评价，其环境影响评价涉及的主要内容包括如下几个方面：

（1）放射性释放源项的估算分析，包括正常运行期间气载和液体流出物释放量的估算分析以及事故工况下气态放射性释放量的估算分析。

（2）放射性在环境中的迁移特性研究，包括气态放射性释入大气后的弥散和沉积的估算分析，液体放射性释入水环境（河流、湖泊、水库、海洋等）后的弥散和沉积的估算分析。

（3）照射途径的分析，包括对正常运行期间放射性气载和液体流出物以及事故工况下气态释放物经环境大气和水体弥散后对人体造成辐射的各种途径的分析。

（4）环境辐射剂量估算分析，包括估算正常运行和事故工况下通过各种照射途径对公众个体和群众产生的剂量当量。估算过程中，应调查和收集各种必要的输入参数，尤其是与人的生活习性有关的特征数据2。

环境影响评价应关注的问题环境影响评价应关注的问题包括：

（1）放射性源项的选取：设计控制文件中指出，放射性流出物排放量的设计值（CASE B）应用于屏蔽计算和放射性废物系统的容量设计，而放射性流出物排放量的预期值（CASE A）用于环境影响评价。

（2）低放废液的排放：核电厂低放废液排放的最终受纳水体是海水（滨海厂址）或地表水（内陆厂址）。目前核电厂低放废液排放遵循的法规标准有《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-86）和《轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定》（GB 14587-1993）。GB3 6249-86中仅对核电厂气载和液体放射性流出物的放射性年排放量作出规定，并未对核电厂系统排放口和电厂排放口的核素浓度作出具体规定。GB 14587-1993也未对核电厂系统排放口和电厂排放口的核素浓度作出具体规定。目前，两个标准已完成修订。

在GB 6249-2011和GB 14587-2011中均增加了对核电厂系统排放口处核素浓度限值的规定。从保护环境和公众的角度出发，增加核电厂系统排放口处核素浓度限值的规定是合理的，这两个法规标准对现有的堆型的三废处理系统进行改进，以尽量减少放射性废物的排放。

（3）核电厂的应急管理：针对核电厂厂址周围人口分布评价所依据的导则、标准有《核电厂厂址选择及评价的人口分布问题》（HAD101/03）和《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-2011）。针对核电厂厂址周围人口分布评价问题，应在参考HAD101/03和GB 6249等法规/导则的基础上，结合具体堆型的应急管理进行综合评价分析。

对于非居住区的确定，目前在实际工作中的做法是利用最大可信事故源项和厂址附近气象数据作为输入条件，计算在发生最大可信事故情况下所致个人有效剂量和甲状腺剂量当量，然后利用GB 6249对非居住区边界上个人有效剂量和甲状腺剂量当量的约束来划定非居住区。在GB 6249-2011中对非居住区边界上甲状腺剂量当量的约束有所放宽，实际上是放宽了对非居住区的要求，对于某些大气扩散条件较差的内陆厂址，其非居住区半径可相对缩小，这样可以有效地控制核电厂的建设用地，实现集约用地、节约用地。GB 6249-2011对非居住区要求的放宽体现了核电建设与地方经济发展之间的协调，是核电厂应急管理和核电技术的发展趋势4。