内陆核电能否做到近零排放？

随着我国“一带一路”和“一部一带”战略的内陆能否实施，国家经济发展迅速，核电内陆地区能源紧缺形势日益严峻，近零调整能源结构、排放增加核电比重无疑是内陆能否当前解决能源问题较为妥善的措施。

我国前期开发的核电核电项目均为滨海核电站，沿海各省份大都开发了核电项目，近零建设内陆核电站成为我国核电发展的排放趋势。

在对建设内陆核电厂的内陆能否质疑声中，较多的核电关注点集中在内陆核电厂建设和运行是否能确保水资源安全的问题上。笔者拟从这一角度进行分析。近零

非能动理念护航

经过半个世纪的排放发展，世界核电已经走过了三代，内陆能否第一代指20世纪50年代末至60年代初世界上建造的核电第一批原型堆;第二代指60年代至70年代世界上大批建造的核电站;第三代指80年代开始发展，90年代投入市场的近零先进轻水堆核电站，如美国的先进压水堆(AP1000)和欧洲压水堆(EPR)，核电经历了60、70年代的高速发展期。

截至2015年8月12日，全世界共有438台核电机组在运行，装机容量379055MW，在建67台核电机组，可以看出，核能发电技术是成熟的，已得到广泛应用。

我国的核电起步较晚，核电项目正式启动时，核电界已经历了两次重大的事故，为满足更高的安全性要求，在原有的堆型技术基础上进行了改造和附加安全投入，所以，我国一开始采用的技术就达到了“二代加”的水平。福岛事故以后，全球又一次进行了全面的安全检查和分析，提出了福岛后改进行动。

我国能源“十二五”规划要求按照全球最高安全要求新建核电项目，新建核电机组必须符合三代安全标准，我国《核安全规划》明确指出，力争“十三五”及以后新建核电机组从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。

我国内陆核电现采用的是三代先进非能动压水堆AP1000核电技术，AP1000核电技术在成熟的传统压水堆核电技术的基础上采用非能动安全系统。非能动理念的引入使核电厂安全系统的设计发生了根本性的变化：在设计中采用非能动的严重事故预防和缓解措施，简化安全系统配置，减少安全支持系统，可实现事故后72小时操作员不干预，降低人为因素造成的错误，显著提高核电厂预防和缓解严重事故的安全性能。

内陆核电取水安全可控

与滨海核电厂采用海水直流冷却方式不同，我国拟建内陆核电均考虑采用二次循环冷却方式(闭式冷却塔)。内陆核电厂取水主要用于补充冷却塔蒸发和排污所消耗的水。内陆核电厂的取水量通常在1~1.5 m3/s，远小于滨海核电厂的取水量50~60 m3/s

根据国外经验，保持核电厂取水量低于河流径流量的10%是可以接受的。当前，我国内陆核电厂均能满足此项要求。例如桃花江核电取水水源资江的年平均水流量为792m3/s，4台核电机组的取水流量约为资江年平均流量的0.8%。资江30年一遇日枯水流量为131m3/s，核电厂的取水流量远小于枯水期流量。

近年来，随着气候变化，旱灾有逐渐严重的趋势，但从本质上看，“干旱”或“热浪”均属于渐进的过程，并非突发事件，核电厂有足够的决策和应对时间，采取停堆、降功率等方法进行应对，将用水量降到最低(仅利用核电站存储的水就足够保证导出堆芯余热)，以确保核电厂的安全。

废液处理系统要求更高

核电站在正常运行和维修过程中不可避免会产生一定量的放射性废液。不同于滨海核电站的受纳水体及环境容量，相比滨海核电厂，内陆核电厂的流出物排放标准更为严格。

我国内陆核电企业和相关研究单位纷纷开展了内陆核电厂废液处理系统改进工作，以湖南桃花江核电有限公司为例，其根据工程需要，引进了国外废液处理技术，摒弃传统的过滤、离子交换、蒸发工艺，采用化学絮凝、沸石/活性炭吸附和离子交换工艺，这一工艺大大降低二次废物的产生，并使得废液处理达到100Bq/L以下的水平。

为实现废液处理技术的自主化，同时进一步降低废液处理后放射性水平和硼浓度，达到近“零”排放，通过消化吸收引进的技术，结合我国科研院校已有的技术，开发新型的AP1000核电厂废液处理技术，采用“化学絮凝+离子交换+反渗透”工艺技术，废液经处理后，在处理系统出口的放射性水平可达到10Bq/L以下，相比国家标准要低一个数量级。

工程措施确保水资源安全

为了切实保障在极端事故工况下内陆核电厂放射性污染是能防止的、事故后果是可控的，中国核能行业协会组织开展了内陆核电厂严重事故工况下确保水资源安全的应急预案，预案体现了预防和缓解并重的安全理念，并充分考虑了事故发生后可能的场景，借鉴国际经验提出了合理可行的处理手段。

研究成果表明，内陆核电厂在严重事故工况下产生的放射性污水，可以按照“存贮”、“封堵”、“处理”和“隔离”的4项措施进行防范和应对，并提出了一系列可行的工程措施方案，确保严重事故下核电厂周边水资源的安全。