隨著我國“一帶一路”和“一部一帶”戰(zhàn)略的實施，國家經(jīng)濟發(fā)展迅速，內(nèi)陸地區(qū)能源緊缺形勢日益嚴峻，調(diào)整能源結(jié)構(gòu)、增加核電比重?zé)o疑是當(dāng)前解決能源問題較為妥善的措施。

　　

　　我國前期開發(fā)的核電項目均為濱海核電站，沿海各省份大都開發(fā)了核電項目，建設(shè)內(nèi)陸核電站成為我國核電發(fā)展的趨勢。

　　

　　在對建設(shè)內(nèi)陸核電廠的質(zhì)疑聲中，較多的關(guān)注點集中在內(nèi)陸核電廠建設(shè)和運行是否能確保水資源安全的問題上。有業(yè)內(nèi)人士從這一角度進行分析，得出以下結(jié)論。

　　

　　非能動理念護航

　　

　　經(jīng)過半個世紀的發(fā)展，世界核電已經(jīng)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(fā)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(jīng)歷了60、70年代的高速發(fā)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(fā)電技術(shù)是成熟的，已得到廣泛應(yīng)用。

　　

　　我國的核電起步較晚，核電項目正式啟動時，核電界已經(jīng)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(shù)基礎(chǔ)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(shù)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(guī)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(guī)劃》明確指出，力爭“十三五”及以后新建核電機組從設(shè)計上實際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性。

　　

　　我國內(nèi)陸核電現(xiàn)采用的是三代先進非能動壓水堆AP1000核電技術(shù)，AP1000核電技術(shù)在成熟的傳統(tǒng)壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上采用非能動安全系統(tǒng)。非能動理念的引入使核電廠安全系統(tǒng)的設(shè)計發(fā)生了根本性的變化：在設(shè)計中采用非能動的嚴重事故預(yù)防和緩解措施，簡化安全系統(tǒng)配置，減少安全支持系統(tǒng)，可實現(xiàn)事故后72小時操作員不干預(yù)，降低人為因素造成的錯誤，顯著提高核電廠預(yù)防和緩解嚴重事故的安全性能。

　　

　　內(nèi)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(nèi)陸核電均考慮采用二次循環(huán)冷卻方式（閉式冷卻塔）。內(nèi)陸核電廠取水主要用于補充冷卻塔蒸發(fā)和排污所消耗的水。內(nèi)陸核電廠的取水量通常在1~1.5m3/s，遠小于濱海核電廠的取水量50~60m3/s

　　

　　根據(jù)國外經(jīng)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(dāng)前，我國內(nèi)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(zāi)有逐漸嚴重的趨勢，但從本質(zhì)上看，“干旱”或“熱浪”均屬于漸進的過程，并非突發(fā)事件，核電廠有足夠的決策和應(yīng)對時間，采取停堆、降功率等方法進行應(yīng)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(dǎo)出堆芯余熱），以確保核電廠的安全。

　　

　　廢液處理系統(tǒng)要求更高

　　

　　核電站在正常運行和維修過程中不可避免會產(chǎn)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(huán)境容量，相比濱海核電廠，內(nèi)陸核電廠的流出物排放標準更為嚴格。

　　

　　我國內(nèi)陸核電企業(yè)和相關(guān)研究單位紛紛開展了內(nèi)陸核電廠廢液處理系統(tǒng)改進工作，以湖南桃花江核電有限公司為例，其根據(jù)工程需要，引進了國外廢液處理技術(shù)，摒棄傳統(tǒng)的過濾、離子交換、蒸發(fā)工藝，采用化學(xué)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(chǎn)生，并使得廢液處理達到100Bq/L以下的水平。

　　

　　為實現(xiàn)廢液處理技術(shù)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(shù)，結(jié)合我國科研院校已有的技術(shù)，開發(fā)新型的AP1000核電廠廢液處理技術(shù)，采用“化學(xué)絮凝 離子交換 反滲透”工藝技術(shù)，廢液經(jīng)處理后，在處理系統(tǒng)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(shù)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(nèi)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(yè)協(xié)會組織開展了內(nèi)陸核電廠嚴重事故工況下確保水資源安全的應(yīng)急預(yù)案，預(yù)案體現(xiàn)了預(yù)防和緩解并重的安全理念，并充分考慮了事故發(fā)生后可能的場景，借鑒國際經(jīng)驗提出了合理可行的處理手段。

　　

　　研究成果表明，內(nèi)陸核電廠在嚴重事故工況下產(chǎn)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(yīng)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。

 

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