第40卷第2期2021年4月
四川环境
SICHUAN ENVIRONMENT
Vol.40,No.2
April2021
・环境评价・DOI:10.14034/jki.schj.2021.02.025
低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析
王猛1，陈海龙1，陈长智2，陈耀东'，廉冰1
(1.中国辐射防护研究院，太原030006；  2.国核电力规划设计研究院有限公司，北京100124；
3.国家电投集团科学技术研究院有限公司，北京100124)
摘要：根据低温供热堆选址阶段环境影响评价的要求，结合工程具体设计方案，对低温供热堆在正常运行
和事故工况下可能造成的环境影响进行分析、预测与评价，以作为审管当局决策的重要依据。低温供热堆在正常运行状态时，放射性气载流出物在大气中迁移和扩散及对公众的辐射剂量估算采用的是IAEA安全系列19号报告中给出的筛选模式(稀释模式)；事故工况下保守考虑全堆熔事故作为选址假想事故，采用USNRC RG1.4中给出的最大可信事故(30d)的大气扩散因子计算方法，估算假想事故各时段的大气扩散因子。正常运行工况下，在半径lkm的环形区域内烟囱排放和蒸发池排放叠加的最大个人有效剂量为7.84xlO"Sv/a，小于本工程对公众的剂量约束值0.03mSv/a；事故工况下，两厂址所致公众个人(成人)在整个事故持续时间内厂址边界处(150m)最大个人有效剂量为5.66mSv，甲状腺当量剂量为7.43mSv，均小于《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》要求。低温供热堆在正常运行和事故工况下，对周围环境和公众的影响均满足参考的相关标准要求，是可以接受的。
关键词：低温供热堆；环境影响评价；正常运行状态；剂量
中图分类号：X823文献标识码:A文章编号：1001-3644(2021)02-0165-07
Environmental impact Assessment and Analysis of Low Temperature Heating Reactor Site Selection Stage WANG Meng1,CHEN Hai-long1,CHEN Chang-zhi2,CHEN Yao-dong3,LIAN Bing1
(1.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006,China*
2.State Nuclear Electric Power Planning Design&Research Institute CO.,LTD.,Beijing100124,China;
3.State Power Iiwestment Group Research Institute of Science&Technology CO.,LTD.,Beijing100124,China)
Abstract:According to the requirements of environmental impact assessment in the site selection stage of the low temperature heating reactor,combined with the specific design scheme of the project,this paper analyzed,predicted and evaluated the possible environmental impact of low temperature heating reactor under normal operation and accident conditions,so as to provide an important basis for the administrative authority to make decisions.Methods When the low temperature heating reactor was in normal operation,the radioactive airborne effluents migrated and diffused in the atmosphere,and the radiation dose to the public was estimated using the screening mode(dilution mode)given in IAEA Safety Series Report No.19;under accident conditions, the whole reactor melting accident was conservatively considered as a hypothetical site selection accident,and the atmospheric diffusion factor calculation method of the maximum credible accident(30d)given in USNRC RG1.4was used to estimate the atmospheric diffusion factor of each period of the hypothetical accident.Result Under normal operation conditions,the maximum individual effective dose of stack emission and evaporation pool emission in the circular area with a radius of lkm is7.84X106 Sv/a,which is less than the dose constraint value of0.03msv/a for the public in this project；under the accident condition,the maximum i
ndividual effective dose of the public(adults)caused by the two plant sites was5.66msv at the boundary of the plant site(150m)in the whole duration of the accident.The thyroid equivalent dose was7.43mSv,both of which were less than the requirements of"safety evaluation principles for small PWR nuclear power plants(Trial)".Conclusion Under normal operation and accident conditions,the impact of low temperature heating reactor on the surrounding environment and the public can meet the requirements of relevant standards,which is acceptable.
Keywords:Low temperature heating reactor；environmental impact assessment；normal operation state；dose
收稿日期：2020-05-23
作者简介：王猛(1982-)，河北吴桥人，毕业于中国辐射防护研究院辐射防护及环境保护专业，硕士，副研究员，研究方向为辐射防护及环境保护。
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前言
低温供热堆是在低温下运行，具有固有安全性、可靠性高、技术成熟、系统简单、运行稳定、占地面积
小等优点，并且建造成本低、运行维护简便，厂址能够选在城市附近。从上世纪80年代开启首次核能供热工程试验以来，过去近四十年中，我国没有中断核能供热的研发工作。截止目前，国内已有且即将展开工程示范的供热堆主要包括ACP100和CAP200小型供热堆、“燕龙”池式低温供热堆、壳式供热堆NHR200-fl、微压供热堆HAPPY200o目前，我国将采用成熟的NHR200-II低温供热堆技术，在华北规划建设我国首个小型核能供热示范项目。
我国2015年1月1日实施的《中华人民共和国环境保护法》和2018年12月29日实施的《中华人民共和国环境影响评价法》均明确了建设项目必须根据其对环境的影响程度，对其环境影响评价实施分类管理。对于可能造成重大影响的，应当编制环境影响报告书，对产生的环境影响进行全面评价。本文主要是基于上述规定，结合核设施选址阶段的审评要求，依据低温供热堆初步可行性研究阶段的工程设计方案进行环境影响评价与分析。
由于目前我国还没有针对低温供热堆的环境影响评价验收准则，本文在低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析过程中，主要参考了我国在1996年组织编写的四项技术文件：《低温供热堆厂址选择安全准则》(HAF-J0059)、《低温供热堆运行辐射防护安全准则》(HAF-J0060)、《低温供热堆核事故应急准备安全准则》(HAF-J0061)及《低温供热堆放射性废物管理安全准则》(HAF-J0061)，国家核安全局2016年组织编制的《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》(国核安发[2016]1号)，国防科工局2017年印发的《陆上小型压水堆核应急工作指导意见(试行)》。同时参考了《核动力厂环境辐射防规定》(GB624
9-2011)和《环境影响评价技术导则核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ808-2016)。
1厂址环境
拟建低温供热堆初步选址在吉林省X市，分为A厂址和B厂址两个候选厂址，两候选厂址宜线距离相距约4.45km o为了完成工程选址阶段环境影响评价与分析，前期完成了一系列的专题研究，作为环评报告的编制依据。就两个候选厂址主要环境影响因素对比分析如下：
人口分布：两厂址半径0.25km范围内人口数为0；距离A厂址最近的居民点距厂址直线距离约0.6km，距离B厂址最近的居民点距厂址直线距离约0.4km o从人口分布来看，综合A厂址和B厂址的SPF值，两个厂址均能满足《低温核供热堆厂址选择安全准则》中“计算低温核供热堆周围RW50km范围内的加权人口数N(R)及其响应的SPF(R)值，不同R对应的SPF(R)值都以不大于10为宜”的要求(经计算，SPF(R)值最大值为1，最小值为0.027)o两个候选厂址半径2km范围内无1万人以上的人口集中居住区，满足《小型核动力厂非居住区和规划限制区划分原则与要求(征求意见稿)》的相关要求。
工业和交通：A厂址半径15km范围内有规模以上工矿企业45家，共计职工31180人，产值205.03亿元，分布在厂址NNE~SSW方位，距厂址中心4km-12.5km范围内；B厂址半径15km范围内有规模以上工矿企业45家，共计职工28264人，产值201.3亿元，分布在厂址N-WSW方位，距厂址中心3.4~13.7km范围内。两厂址半径15km范围内有高速公路2条(S0111、G11)、国道1条(G201)、省道2条(S205、S207)，
乡村道路网已普及到各个自然村，省、县、乡道可将各乡镇、村连接至交通干道，通达周边城市。
环境敏感区：两候选厂址半径15km范围内均无国家级风景名胜区、文物保护单位和自然保护区。
潜在的外部人为事件：潜在的外部人为事件包括民爆品储运、汽柴油储运、液化气储运、危险化学品储运、天然气管线分布、机场及航线、军事设施等。从外部人为事件角度而言，周围现有危险源不存在影响A厂址和B厂址核能小型堆安全的因素。
大气弥散条件：从候选厂址周边3个气象台站(A气象站、B气象站和C气象站)全年风向频率玫瑰图(2008~2017年)可见，A和C气象站的最多风向集中在SW,B气象站的风向集中在W和WSW，分析其原因主要是由于局部地形导致。A 气象站、B气象站和C气象站的静风频率分别为20%、13%、18%。总体上看，各站风向分布情况较为_致。通过对气象要素进行相关性、_致性和代表性分析，最终选择距离厂址最近的A气象站
2期王猛等：低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析167
作为代表性气象站。
放射性废水弥散条件：考虑到核能小型堆放射性废水实施零排放，可不考虑放射性废水弥散条件叫
2工程概况
拟建低温供热堆厂址的规划容量配置为4台核能供热机组，分期建设。一期规划建设热功率为2 x200MWt的HAPPY200型微压供热堆，可满足1000万m2以上的居民供热需求。
本工程专设安全设施由非能动充排冷却系统（PFB）、非能动余热排出系统（PHR）、非能动池水空冷系统（PAC）以及氢气消除系统（HCS）等组成。主要核辅助系统包括：化学和容积控制系统、余热排出系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、核取样系统、设备冷却水系统、重要厂用水系统、核岛厂房通风、空调系统等。核反应堆主要技术参数和堆芯基本物理参数详见表lo
表1核反应堆主要技术参数和堆芯基本物理参数
Tab.1Main technical parameters and core basic physical parameters of nuclear reactor 参数名称单位参数值
反应堆热功率MWt200
满功率运行天数d180
堆芯活性区高度m  1.92
reactor4堆芯等效直径m  1.49
燃料组件数盒37（截短型）燃料富集度（平衡循环）%约4.5燃料排列方式17x17
燃料棒数/组件根264包壳外径cm0.95
组件总高度cm250
热流密度核热管因子，F Q  3.9（初步假设）核跆升热管因子，F AH  2.0环路数2
反应堆运行压力（堆芯出口）MPa(a)0.6
满功率反应堆冷却剂入口温度(t)80
满功率反应堆冷却剂岀口温度(t)120
满功率反应堆冷却剂平均温度(t)100额定流量（最佳估算）t/h4790控制棒组件数目束21
反应堆水池池深m15
一回路工作压力MPa0.6主换热器台4（板式）
一回路主泵台2中间回路工作压力MPa0.8中间回路进出口温度(t)67/115中间回路总流量t/h3567.1
二回路工作压力MPa0.6
放射性废气管理系统收集放射性气体和含氢气体，并对放射性气体进行处理后，向环境受控排放（通过60m烟囱排放）。低放废液主要采用过滤+蒸发+离子交换方法处理，经过处理后的废液年产生量估算为300*/年，通过建造长宽为10m X 10m，深度1.5m的蒸干池，使废液定时定量流入
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蒸干池后自然蒸发，实现废液零排放。保守考虑核素在蒸发池中全部以气态形式排放。放射性固体废物中低放废液蒸发处理产生的浓缩液、带放射性的废树脂经过水泥固化转变为固体废物；其它废物分为可压缩及不可压缩废物两类并分别收集，可压缩废物主要为运行和检修过程中控制区内被放射性污染的废弃非金属材料及部件，使用后废弃的各种去污和劳保用品等。不可压缩废物主要指废弃的小型金属设备及零部件等。废树脂采用的是桶内干燥+二次包装水泥固定法；可压缩废物是采用压缩打包的方法；不可压缩废物是直接放入到200L金属桶内。废物桶最终采用超级压缩的方法进一步压缩叫
3放射性流出物产生和排放
3.1正常运行工况下放射性流出物的产生和排放
低温供热堆正常运行工况下，气载放射性流出物主要包括惰性气体、碘、粒子、碳14和氟。根据工程初
步可行性研究报告给出的放射性气载流出物的排放源项，单堆放射性惰性气体排放量为6.2 xlO13Bq/a，碘排放量为4.63xlO7Bq/a，粒子排放量为5.95x106Bq/a，碳14排放量为1.0x1O10 Bq/a，氟排放量为1.62X1012Bq/a o放射性气载流出物经排风净化后，均通过60m烟囱(评价中心)排入外环境。
国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)⑵要求核动力厂必须按每堆实施放射性流出物的年排放总量控制，对于热功率大于或小于3000MW的反应堆，应根据其功率适当调整排放总量。对于同一堆型的多堆厂址，全厂所有机组的年总排放量应控制在单堆排放控制值的4倍以内。表2给出了该核能供热示范项目单堆机组的各类放射性流出物年排放量与本工程管理限值相应总量控制的比较，从表2可以看出，该核能供热示范项目正常运行状态下，单台机组的各类放射性流出物的年设计排放量均能满足管理限值规定的总量控制要求。
表2各类放射性流出物年排放量与本工程管理限值的比较
Tab.2Comparison between the annual discharge of various radioactive effluents
and the management limit of the project(Bq/a)
单堆
流出物种类------------------------------------------------------------------------------------
本工程管理限值排放量占本工程管理限值的百分比气载放射性排放氟7.5xlO12  1.62X101221.6%
碳14  3.5X1011l.OxlO10  2.86%
惰性气体  3.0x1014  6.2xl01320.67%
碘l.OxlO10  4.63x1070.46%
粒子(T1/2^8d)  2.5x1010  5.95xl060.02%
本工程放射性废水实行零排放，放射性废液经过过滤、蒸发、离子交换三级处理，最终排水出口浓度不高于100Bq/L，处理后的废水排入本项目设置的天然蒸发池中进行自然蒸发。因此，假定天然蒸发池中的放射性核素以气态形式排放，进而对厂址周围环境产生辐射影响。微压供热堆液态流出物排放量总计1.42E+12Bq/a(以氛的排放为主，其它可以忽略不计)⑴。
3.2选址假想事故与源项估算假设
选址假想事故是用于厂址适宜性评价的假想事故，这种事故发生的概率极小，是在寿期内极不可能发生的假想事故。本工程为选址阶段，初步考虑全堆熔事故作为选址假想事故，事故源项计算基本假设如下：
(1)反应堆核功率为200MW；
(2)核燃料燃耗深度为：燃耗18个月换料40346MWd/tU；
(3)假定全堆37盒组件全部熔化；
(4)从熔化的燃料中释放到水池的释放份额按照RG  1.183《评价设计基准事故的替代源项》⑶中的释放份额；
(5)从燃料组件释放出来的放射性物质先进入水池，考虑水对裂变产物的滞留，其释放比例为：碘为5.0x10-4；钠1.0x10-5；惰性气体1.0；其它固体裂变产物及气溶胶1.0x10"。(冷却剂对裂变产物的滞留份额);
2期王猛等：低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析169
（6）释放的裂变产物直接进入反应堆厂房气空间，并且在反应堆厂房气空间内均匀混合分布；
（刀反应堆厂房气空间内碘的组分为：有机碘0.5%，碘化锂99.5%；
（8）在设计压力下，反应堆厂房每天的总泄漏量为反应堆厂房内包容的自由气体和蒸汽总量向环境中的释放量等。反应堆厂房气体容^3000m3，每天允许泄漏率为0.3%[1]o
4评价准则与预测方法
参考《低温供热堆运行辐射防护安全准则（HAF-J0060）》⑷，本次评价范围为以一期反应堆60m高烟囱位置点为中心，半径为50km的区域。
本工程正常运行工况和事故条件下的剂量评价标准如下：
（1）正常运行工况对公众的剂量限值
《低温供热堆运行辐射防护安全准则》（HAF.J0060）  2.3.3.1条的要求，每座核供热堆放射性排出流（气态和液态）对公众成员个人造成的年有效剂量管理限值为0.lmSv o50km范围内的集体年有效剂量管理限值为50人•Sv0
《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》⑸的规定，预计运行事件用于小型压水堆核动力厂正常运行工况下的环境评价，向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的有效剂量约束值是0.25mSv/电厂•年。
参考上述要求，本阶段一期规划建设热功率为2x200MWt的HAPPY200型微压供热堆，考虑到为后续工程留有足够的裕量，采用0.ImSv/a的十分之三作为本期工程的公众剂量约束值，即本期工程正常运行情况下，放射性流出物对公众剂量约束值不超过0.03mSv/a的要求。
（2）事故工况下的剂量控制值
《低温供热堆运行辐射防护安全准则》（HAF.J0060）  2.3.3.3条的要求，核供热堆各种事故工况下放射性流出物对公众成员个人造成的有效剂量控制值为5mSv。
《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》的规定，对于小型压水堆核动力厂在每发生一次稀有事故时，场址边界上公众个人（成人）在整个事故持续时间内（一般可取30天）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，场址边界上公众个人（成人）在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在lOOmSv以下。
参考上述要求，本阶段为厂址初可研阶段，确定本项目事故工况下放射性流出物对公众成员个人造成的有效剂量在整个事故持续时间内场址边界控制值为lOmSv，甲状腺当量剂量控制值为100mSv o 4.1气态途径
低温供热堆工艺过程中对环境的影响主要来自放射性气态途径。在工程正常运行工况下，放射性气载流出物排放源项主要包括工艺废气、放射性厂房通风、蒸发池含氟废水载带排放废气等。放射性气载流出物释放到环境后，对周围公众的照射途径为烟云浸没外照射、地面沉积外照射、吸入空气内照射和食入农牧产品内照射。本阶段为选址阶段，工程在正常运行状态时，放射性气载流出物在大气中迁移和扩散
及对公众的辐射剂量估算采用的是IAEA安全系列19号报告中给出的筛选模式（稀释模式）⑹。表3给出了评价厂址周围的环境参数和其它参数。
Tab.3Evaluate the environmental parameters and other parameters around the plant site
表3评价厂址周围的环境参数和其它参数
物理意义单位数值
放射性核素在叶类蔬菜的清洗因子无量纲  1.00土壤有效面密度（干重）kg/m2  2.25E+02牧草土壤有效面密度（干重）kg/m2  2.25E+02空气中含水量kg/m3  1.60E-02叶类蔬菜生长期间的污染时间h1080.00作物生长期间的污染时间h2880.00牧草生长期间的污染时间h720.00饲料作物生长期间的污染时间h2880.00

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