隨著我國(guó)“一帶一路”和“一部一帶”戰(zhàn)略的實(shí)施，國(guó)家經(jīng)濟(jì)發(fā)展迅速，內(nèi)陸地區(qū)能源緊缺形勢(shì)日益嚴(yán)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(wèn)題較為妥善的措施。

　　我國(guó)前期開(kāi)發(fā)的核電項(xiàng)目均為濱海核電站，沿海各省份大都開(kāi)發(fā)了核電項(xiàng)目，建設(shè)內(nèi)陸核電站成為我國(guó)核電發(fā)展的趨勢(shì)。

　　在對(duì)建設(shè)內(nèi)陸核電廠的質(zhì)疑聲中，較多的關(guān)注點(diǎn)集中在內(nèi)陸核電廠建設(shè)和運(yùn)行是否能確保水資源安全的問(wèn)題上。筆者擬從這一角度進(jìn)行分析。

　　非能動(dòng)理念護(hù)航

　　經(jīng)過(guò)半個(gè)世紀(jì)的發(fā)展，世界核電已經(jīng)走過(guò)了三代，第一代指20世紀(jì)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(kāi)始發(fā)展，90年代投入市場(chǎng)的先進(jìn)輕水堆核電站，如美國(guó)的先進(jìn)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(tái)核電機(jī)組在運(yùn)行，裝機(jī)容量379055MW，在建67臺(tái)核電機(jī)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(guó)的核電起步較晚，核電項(xiàng)目正式啟動(dòng)時(shí)，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(jìn)行了改造和附加安全投入，所以，我國(guó)一開(kāi)始采用的技術(shù)就達(dá)到了“二代加”的水平。福島事故以后，全球又一次進(jìn)行了全面的安全檢查和分析，提出了福島后改進(jìn)行動(dòng)。

　　我國(guó)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(xiàng)目，新建核電機(jī)組必須符合三代安全標(biāo)準(zhǔn)，我國(guó)《核安全規(guī)劃》明確指出，力爭(zhēng)“十三五”及以后新建核電機(jī)組從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性。

　　我國(guó)內(nèi)陸核電現(xiàn)采用的是三代先進(jìn)非能動(dòng)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(dòng)安全系統(tǒng)。非能動(dòng)理念的引入使核電廠安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)發(fā)生了根本性的變化：在設(shè)計(jì)中采用非能動(dòng)的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，簡(jiǎn)化安全系統(tǒng)配置，減少安全支持系統(tǒng)，可實(shí)現(xiàn)事故后72小時(shí)操作員不干預(yù)，降低人為因素造成的錯(cuò)誤，顯著提高核電廠預(yù)防和緩解嚴(yán)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(guó)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(bǔ)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1~1.5 m3/s，遠(yuǎn)小于濱海核電廠的取水量50~60 m3/s

　　根據(jù)國(guó)外經(jīng)驗(yàn)，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(guó)內(nèi)陸核電廠均能滿足此項(xiàng)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(tái)核電機(jī)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(yuǎn)小于枯水期流量。

　　近年來(lái)，隨著氣候變化，旱災(zāi)有逐漸嚴(yán)重的趨勢(shì)，但從本質(zhì)上看，“干旱”或“熱浪”均屬于漸進(jìn)的過(guò)程，并非突發(fā)事件，核電廠有足夠的決策和應(yīng)對(duì)時(shí)間，采取停堆、降功率等方法進(jìn)行應(yīng)對(duì)，將用水量降到最低(僅利用核電站存儲(chǔ)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(yùn)行和維修過(guò)程中不可避免會(huì)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(biāo)準(zhǔn)更為嚴(yán)格。

　　我國(guó)內(nèi)陸核電企業(yè)和相關(guān)研究單位紛紛開(kāi)展了內(nèi)陸核電廠廢液處理系統(tǒng)改進(jìn)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(jìn)了國(guó)外廢液處理技術(shù)，摒棄傳統(tǒng)的過(guò)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(dá)到100Bq/L以下的水平。

　　為實(shí)現(xiàn)廢液處理技術(shù)的自主化，同時(shí)進(jìn)一步降低廢液處理后放射性水平和硼濃度，達(dá)到近“零”排放，通過(guò)消化吸收引進(jìn)的技術(shù)，結(jié)合我國(guó)科研院校已有的技術(shù)，開(kāi)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(dá)到10Bq/L以下，相比國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)要低一個(gè)數(shù)量級(jí)。

　　工程措施確保水資源安全

　　為了切實(shí)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(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)組織開(kāi)展了內(nèi)陸核電廠嚴(yán)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(chǎng)景，借鑒國(guó)際經(jīng)驗(yàn)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(yán)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(xiàng)措施進(jìn)行防范和應(yīng)對(duì)，并提出了一系列可行的工程措施方案，確保嚴(yán)重事故下核電廠周邊水資源的安全。