近幾年來，國務院發展研究中心的王亦楠研究員陸續在媒體上發表一系列質疑內陸核電建設的文章，特別是2015年10月12日在《中國經濟周刊》等媒體上發表的題為《力主“內陸核電重啟”的專家，王亦楠請你回答十個問題》（以下簡稱《十問》），觀點犀利，影響很大。2016年3月2日，王亦楠研究員又在《中國經濟周刊》等媒體上發表了《長江流域建核電站要慎重》的文章，進一步質疑內陸核電的安全性，其中重申了《十問》中的主要觀點。

王亦楠研究員一直將在內陸發展核電視為“飲鴆止渴”，提出“我國不應冒內陸核電建設之巨大風險”，在《十問》中更是要將長江流域劃分為內陸核電的“禁區”。這些觀點嚴重夸大了內陸核電的環境安全風險，且在各種網絡媒體上廣泛流傳。我們稱不上“力主‘內陸核電重啟’的專家”，但我們支持我國內陸核電安全發展。這里，我們借用中國核能行業協會網站這個平臺，就《十問》中的問題談談我們的看法。我們衷心希望在我國內陸核電發展方面能形成科學、理性地討論問題的氛圍。

1．內陸核電安全論證中如何考慮“Nuclear Security”？

《十問》中的第1個問題是：“內陸核電的‘安全論證’，能不考慮‘Nuclear Security’所要求的‘防范、抵御敵人有意造成的事故、損害和傷亡’嗎？”王亦楠研究員在這個問題中認為“Nuclear Security”（核安保）的內涵遠遠大于“Nuclear Safety”（核安全），并批評內陸核電廠將“中子彈、恐怖襲擊、網絡攻擊、人為破壞”等外部風險列入“不予考慮的剩余風險”。對于這個問題，我們的認識是：

（1）“Nuclear Safety”和“Nuclear Security”的內涵。

在核能領域，涉及幾個概念，包括“Nuclear Safety（核安全）”、“Nuclear Security（核安保）”和“Nuclear Safeguard（核保障）”。其中，核安全是一種技術安全的概念，即考慮核設施內部的物項失效、自然災害以及內外部的人為失誤，有針對性地采取工程安全和管理措施；核安保主要針對恐怖主義或犯罪團伙對核設施和核材料的可能攻擊、破壞和盜竊等采取防范措施；而核保障則是防止核擴散的一整套安排。三個概念處理不同領域的事情，并不存在核安保的內涵遠遠大于核安全的問題。當然，作為一個具體的核設施，所采取的工程或管理措施可能會兼顧不同方面，例如，作為構筑物的外墻，既可以承擔保證結構完整性的核安全功能，也可以兼做核安保的實體屏障。

（2）核安保設計中考慮的設計基準威脅

《十問》中所指的“中子彈（戰術核武器）、恐怖襲擊、網絡攻擊、人為破壞”屬于核安保領域的問題。實際上，在一個核設施進行核安保設計時，首先要確定“設計基準威脅”。這些設計基準威脅是由有關國家安全部門根據國情分析確定的，核設施根據這些設計基準威脅來設計“實物保護”系統。我國與世界各國一樣，一個具體核設施的設計基準威脅和實物保護系統的詳細資料都是保密的。

（3）關于中子彈（戰術核武器）的分析

考不考慮戰術核武器的攻擊，不僅僅是核電廠所特有的問題，許多國家的重要政治和經濟設施都可能成為攻擊目標，例如，三峽大壩建設前許多人也提出了大壩能不能經受核武器攻擊的問題。實際上，這個問題的討論已脫離核安全和核安保領域的范疇，而進入到國家安全的范疇。為了防止核武器的濫用，日內瓦公約關于保護國際性武裝沖突受難者的附加議定書第15條中規定：“含有危險力量的工程或裝置，如堤壩和核發電廠，如果對之攻擊可能引起危險力量的釋放，從而在平民中造成嚴重的損失，即使這類物體是軍事目標，也不應成為攻擊的對象”。當然，在戰爭發展到極端時，或者面對一些戰爭狂人，一紙公約可能并不能起到作用。這要求我們不斷加強國防建設，形成強大的威懾力，制止敵人的輕舉妄動，否則，不僅僅是核電，許多重要的政治和經濟項目的建設都無從談起。

2．我國核安全法規的水平

《十問》中的第2個問題是：“為何2004年修訂的《核動力廠設計安全規定》（HAF102）至今也不升級？內陸核電安全評價為何依據早已過時的核安全法規和導則？”我們認為，這種提法是不符合實際的，也反映出她對我國的核安全法規與安全評審缺乏了解。

（1）關于2004年版《核動力廠設計安全規定》（HAF102）的說明

上一世紀90年代是國際上核安全認識和觀點發生重大變化的年代，核安全研究，特別是核電廠嚴重事故研究的大量開展，使新一代核電廠得以開發。對新一代核電廠如何開發，國際上提出了很多新的安全觀點和設計概念。IAEA（國際原子能機構）匯集這些國際上的新觀點和概念，于2000年升版了安全標準“Safety of Nuclear Power Plants：Design”。在這版標準中，提出了完整的針對核電廠嚴重事故的設計要求。2004年，國家核安全局參考IAEA的這版標準，升版了核安全法規，即現行有效的《核動力廠設計安全規定》（HAF102）。

需要說明的是，與王亦楠研究員的想象不同，法規和標準的升版并不一定意味著所有要求的提高。經常的情況是，由于實踐證明某些要求不適當，或者經驗積累和技術進步導致對某些問題認識得更清楚，會修改或降低某些要求。

2012年，IAEA升版了安全標準“Safety of Nuclear Power Plants: Design”，國家核安全局立即組織了對該版標準的消化和研究。該版標準在技術上與2000年版比較，并沒有實質變化，而是將2000年版中一些后續實踐表明并不完全合理的要求做了修正。例如，2000年版標準要求“第二層安全殼可部分或全部包容承壓的第一層安全殼，以收集和有控制地釋放或貯存第一層安全殼在設計基準事故中可能的泄漏物”，但后期WWER和EPR的實踐發現這個要求在工程上無法實現。再例如，2000年版標準要求“在提交國家核安全監管部門以前，營運單位必須保證由未參與相關設計的個人或團體對安全評價進行獨立驗證”。由于在許多國家涉及知識產權或商業秘密，這個要求也很難實現。IAEA的2012年版標準對這些實踐證明不適當的要求都作了修正。

2015年，IAEA提出最新版的安全標準“Safety of Nuclear Power Plants: Design”的修改稿。與2012年版標準相比，這版標準的主要變化是考慮到福島核電廠事故的經驗教訓，要求核電廠設置移動電源和移動泵等設施。目前，國家核安全局正在組織對該版標準的消化吸收，準備盡快升版《核動力廠設計安全規定》（HAF102）。

但即使《核動力廠設計安全規定》（HAF102）尚未升版，我國核電廠也已吸取福島核事故的經驗教訓，進行了大量的安全改進。國家核安全局于2012年6月發布了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》，其中，重要的要求之一就是移動電源和移動泵的設置，目前我國核電廠均已完成這些改進。

（3）關于抗大飛機惡意撞擊的問題

核電廠歷來是將飛機撞擊的評價考慮在內的。我國在選擇核電廠址和核電廠設計時，均考慮了對飛機撞擊的設防。當然，過去核電廠對飛機撞擊的考慮主要基于飛機的隨機故障。美國“911”事件后產生了一個新問題，即大型商用飛機對核電廠的惡意撞擊問題。

大型商用飛機對核電廠的惡意撞擊問題是一個非常復雜的問題，它和一個國家面臨的恐怖主義威脅程度、國家對恐怖主義威脅的防范能力、政府和企業在防范恐怖主義威脅方面各自應擔當的責任等有關系。經過8年左右的爭論，美國NRC（核管理委員會）于2009年發布了聯邦法規10CFR50.150，要求核電廠考慮大型商用飛機的惡意撞擊問題。目前還沒有了解到其他國家已頒布了強制性的法規要求。

但不管有沒有強制性的法規要求，許多國家的核電供貨商在新一代核電廠的開發中已將大型商用飛機撞擊的防護納入設計考慮。美國西屋公司原來在AP1000核電廠的設計中沒有考慮大型商用飛機的撞擊，而且設計也在2005年得到了NRC的認證，即AP1000核電廠的第15版DCD（設計控制文件）得到批準。但隨后西屋公司將核電廠防大型商用飛機的撞擊納入了設計中，一個重要的改進就是將屏蔽構筑物（shield building，圍繞在鋼制安全殼外的結構）由鋼筋混凝土修改為鋼板混凝土（即將水泥包裹在鋼板內部，而不是在水泥中埋置鋼筋，以防止飛機撞擊使鋼筋混凝土背部的水泥迸裂），并為此完成了第16版DCD。

遺憾的是，作為一種新型建筑結構型式，當時鋼板混凝土的工程實踐還很少，在美國也沒有形成工業規范，所以，NRC在對第16版DCD的審評過程中，對這種結構提出了質疑，并宣布不接受該結構。有鑒于此，中方決定在三門和海陽核電項目中，先采用成熟的鋼筋混凝土結構的屏蔽構筑物，并緊密跟蹤美方的后續工作。在后續AP1000項目（包括湘鄂贛三個內陸核電項目）以及隨后我國自主開發的華龍1號、CAP1400核電廠中，均已能實現抗大型商用飛機惡意撞擊的設計。

3．關于AP1000設計的安全標準

《十問》中的第3個問題是：“‘均按AP1000設計’的我國內陸核電站連美國的安全標準都達不到，何以是‘全球最高安全標準’呢？”

對于王亦楠質疑的AP1000安全標準，可以給出以下分析：

（1）AP1000有完善的嚴重事故預防和緩解措施

AP1000采用先進的第三代壓水堆技術，有完善的嚴重事故預防和緩解措施，可以確保實現控制反應性、排除堆芯熱量和包容放射性物質的安全功能。這些措施包括：通過堆芯和蒸汽發生器設計，增大安全裕度；增大穩壓器設計容積，提高安全裕度，頂部設有自動泄壓系統，可以防止高壓熔堆；采用LBB（先漏后破）技術防止管道大破口失水；采用全數字化儀控系統，減少人為事故；設置非能動的安全系統，確保堆芯應急冷卻和安全殼熱量導出；安全殼內設置氫氣監測系統和非能動的氫氣復合器和氫點火器，防止發生氫氣爆燃或爆炸；針對嚴重事故的堆芯熔融物，進行壓力殼非能動冷卻的設計，從而實現嚴重事故工況下堆芯熔融物的堆內滯留，防止發生安全殼底板融穿等等，當然還包括前面提到的防止大型商用飛機的惡意撞擊。

上述AP1000嚴重事故預防和緩解措施的設計均符合美國相應CFR（聯邦法規）的要求，并已通過美國NRC的審查。

（2）AP1000 DCD的升版與實施情況

DCD是設計控制文件的簡稱，是美國核電供應商按照NRC要求編制、提交的申請核電廠設計許可證的文件。按照美國聯邦法規10CFR52和NRC文件規定，DCD得到設計許可（DC）后也可以修改升版，修改的內容包括：核電設計的優化和標準化，以及按照政府新法規的強制性要求所進行的修改。

NRC經過歷時5年的獨立審查、安全分析和試驗驗證后，于2005年12月對于西屋公司的AP1000 DCD第15版頒發了設計許可證。這也是三門、海陽核電依托項目合同簽訂時的有效版本。

美國西屋公司在取得設計許可證后，繼續對AP1000的設計進行優化和標準化。其中，鋼制安全殼外面屏蔽構筑物的設計修改，是DCD升版中一項最為重要的改進，旨在能抗大型商用飛機撞擊。在這些修改過程中，產生了過渡版本DCD16版、DCD17版、DCD18版，這3個版本并不具有法律效用。至2011年9月，美國NRC正式批準了AP1000的DCD19版，成為有法律效力的版本。

我國企業與西屋公司簽訂的技術轉讓合同中約定，AP1000的任何設計優化和修改成果，中方都有權得到。西屋公司在技術轉讓過程中兌現了承諾，向中方反饋了DCD升版的全部設計優化信息。目前，DCD19版絕大多數的設計修改已經在依托項目4臺機組建設中得到應用，除軟土地基（不適用）以及大型商用飛機惡意撞擊的設計修改外。

湘鄂贛3個內陸核電廠采用的AP1000設計，與美國本土正在建設的4個AP1000核電機組，是同等安全的，沒有本質區別，符合國際最高安全標準。

4．關于AP1000核心設備的可靠性

《十問》中的第4個問題是：“AP1000主回路的核心設備（屏蔽電機泵、爆破閥等）毫無核電廠實際運行經驗，至今主泵還在試制中，連可靠性數據庫都談不上，又是如何得出‘AP1000的事故概率已經低到10-7’、‘60年免維修’的？”

我們也和王亦楠研究員一樣，十分關注AP1000屏蔽泵的制造質量。實際上，關注內陸核電建設的企業、工程技術人員以及社會公眾，都十分關注這個問題。因此，相關企業與監管部門應提高與AP1000核心設備制造質量有關信息的透明度，以回答社會各方的關切。

反應堆冷卻劑屏蔽主泵是AP1000機組的核心設備之一，與安全及電廠可利用率有關。雖然美國以前在屏蔽泵的設計制造及使用方面積累了大量經驗，但用于AP1000這一類屏蔽泵尚屬首次，技術復雜，要求高，先后經歷了七年的制造和驗證過程，這也可視為一種創新技術得到驗證必須經歷的艱苦過程。目前，屏蔽主泵已按技術規格書要求完成全部出廠前試驗。

2015年10月29日，國家核安全局組織核安全專家委員會對AP1000主泵的設計、制造、試驗驗證結果、研制過程中出現問題的處理情況進行了綜合審查。審查結論是，AP1000主泵性能滿足技術規格書要求。目前，AP1000依托項目首臺機組的4臺主泵已發運至國內開始安裝調試。

5．關于概率論方法在安全評價中的應用

《十問》中的第5個問題是：“國際核電界已認識到‘概率安全評價方法不宜單獨用于確定性決策判斷’，為何國內還有機構基于‘主觀概率’就斷定‘內陸核電是安全的’？”這個問題涉及“確定性安全評價”和“概率論安全評價”的基本概念以及概率論方法在安全評價中的實際應用。

（1）“確定性安全評價”和“概率論安全評價”的基本概念。

實際上，美國在發展核電之初，就意識到像世界上所有事物一樣，核電是具有風險的。為了評估核電風險能否承受，美國原子能委員會委托布魯海文國家實驗室完成了一個研究報告，并在1957年發表（WASH-740）。該報告估計，一次“最大可信事故”的發生將可能導致可能人員傷亡數和財產損失，發生的可能性是每十萬到一百萬堆年一次。

但由于當時有關試驗、數據和方法論的缺乏，WASH-740所采用的模型非常粗糙，結果也缺乏足夠的可信度，于是美國原子能委員會（NRC前身）將重點轉到了一個個具體問題的處理，如可信事故、安全殼設計、事故源項、應急堆芯冷卻系統的設計、安全系統設計的冗余、抗震設計、安全設備的“質量保證”等方面，這些方面具體要求的綜合被稱之為“確定論安全要求”（Deterministic Safety Approach)。

需要了解的是，核安全領域的確定論安全要求并不像許多其他理論，如歐基里德的幾何學，由幾個公理，通過一套邏輯學推理，得出一套邏輯自恰的體系，而像確定論安全要求的創建者美國人所說，是一個“打補丁”（patch work）的工作。特別是，確定論安全要求不能將風險定量化，所以無法回答“多安全是足夠的？”（How safe is safe enough？）這個基本安全命題。

后期的概率安全評價方法表明，確定論安全要求為核電廠安全提供了足夠保證，但其本身也存在要求不平衡，特別是不能處理多重失效的缺陷。所以自上世紀80年代開始，國際上確定了“確定論安全要求為主，概率論安全要求為輔”的理念，即在滿足確定論安全要求的同時，使用概率安全評價方法尋找出核電廠安全的薄弱環節來加以改進，進一步提高核電廠的安全水平。

（2）概率安全評價技術的實際應用

自上世紀90年代開始，隨著概率安全評價技術的發展和日益成熟，美國人開始建立“風險告知和基于性能”（risk-informed and performance-based）的安全要求，也就是用概率風險的觀點來調整某些不合理的確定論安全要求。但迄今為止，不管美國、中國，以及歐洲等其他一些國家，確定論安全要求仍然是必須滿足并作為頒發核設施許可證基礎的，并不存在所謂“基于‘主觀概率’就斷定‘內陸核電是安全的’”問題。

目前對核電廠熔堆或大規模放射性釋放的概率評估并不完全是主觀概率，因為在評估過程中所使用的設備失效數據可以通過大量的工業經驗獲得或驗證，同時在使用這些統計數據時，也會評估其不確定性，對具體設施同時可采用貝葉斯分析等方法來修正。當然某些核電供貨商或核電公司為了商業目的，可能會宣傳某些極端的結果，但任何一個國家的核安全當局在使用概率風險分析的結果時，都會對不確定性、置信區間等給出評估，科學、合理地使用概率風險分析的結果。

6．關于內陸核電廠址的大氣彌散條件

《十問》中的第6個問題是：“我國大部分內陸核電廠址是與歐美迥異的小靜風天氣，完全超出了美國‘高斯煙羽模型’的適用范圍，為何還套用此工具評估對大氣環境的影響、又是如何得出‘符合排放標準’結論？”在這個問題中，王亦楠研究員還聳人聽聞地提出低風速“容易形成‘核霧霾’”的見解。因此，需要對于這個問題加以澄清。

（1）影響大氣彌散條件的因素

通常，氣載放射性羽流在大氣中的彌散包括風的傳輸作用和大氣湍流的擴散作用，而大氣湍流的擴散作用要考慮垂直向和水平向（側風向）的湍流作用。低風速條件下風的縱向傳輸作用會減弱，但低風速條件下的側風向擺動效應會顯著加大放射性羽流在側風向上的散布，從而可以明顯減小地面濃度。

高斯模式是以帕斯奎爾穩定度分類為基礎的，基本的特點是湍流隨穩定度增加而減小。然而，在低風速條件下，風向擺動效應使得側向擴散能力隨著穩定度的增加不降反增，使小風情況下的地面濃度值往往較小，而這正是多數常規高斯煙流模式不能正確模擬這類情況的原因之一。

（2）低風速條件下大氣彌散條件的研究結論

在美國，為了更好地了解低風速風擺效應對大氣彌散的影響，上世紀70年代由NRC贊助和發起，開展了一系列低風速條件下的野外示蹤物試驗。NRC根據這些試驗和其它一些野外試驗的結果，得到了考慮側向風擺的一組水平橫向擴散參數的經驗修正因子，并在NRC的管理導則RG1.145中給出。根據RG1.145的要求，水平橫向擴散參數先通過標準的Pasquill方法計算，然后乘以修正因子M。M的取值在2-6之間，可以認為，NRC在管理導則RG1.145中引入M修正因子，表示不考慮風擺效應的高斯煙流模式，在低風速下會高估實際地面濃度2-6倍。

對于我國部分內陸核電廠址可能相對較多出現低風速條件的情況，已經有設計研究單位在湖北咸寧核電廠和湖南桃花江核電廠址進行了現場大氣彌散條件試驗研究，包括SF6示蹤試驗以及精細模式應用（三維診斷風場模式，蒙特卡羅數值擴散模式或三維拉格朗日高斯煙團模式）。這兩項試驗研究中均觀測到低風速條件下有明顯的風向擺動現象，而這使得氣載放射性羽流的水平擴散范圍顯著增大，從而使地面濃度明顯降低。

咸寧核電廠和桃花江核電廠的現場大氣試驗指出，采用精細的大氣彌散模式（蒙特卡羅數值擴散模式，三維拉格朗日高斯煙團模式）可以較現實地模擬低風速情況下的大氣彌散條件，但這些模式的應用，需要實施較為龐大和精細的現場氣象觀測計劃。相比之下，高斯直線煙流模式只需要有限的氣象測量，由于其給出的估算結果是保守的，因此，在廠址評估和氣態途徑輻射環境影響估算中是可用的。

（3）不要用“核霧霾”來誤導公眾

何祚庥院士和王亦楠研究員在《湘鄂贛三省發展核電的安全風險不容低估》（2015年3月9日）一文中稱：“核電廠年平均風速越高，靜風頻率越低，大氣彌散條件越好，越有利于放射性氣載污染物擴散，核電站正常運行時對周圍公眾的輻射影響越小。反之，則產生微米級‘放射性氣溶膠’顆粒，形成‘核霧霾’。”

我們認為，何院士和王研究員關于低風速條件會產生微米級“放射性氣溶膠”顆粒并形成“核霧霾”的推斷是主觀的，反映了他們對于核電設計缺乏了解。

實際上，在反應堆運行過程中，主冷卻劑系統中極少量的腐蝕產物與固態裂變產物會隨著系統的泄漏，在核島廠房內部形成氣溶膠，放射性廢氣處理系統以及通風系統的設計使得廠房空氣排入外部環境前能夠有效地凈化處理這部分氣載污染物，不會對環境造成不利影響，更不可能隨風速條件形成所謂的“核霧霾”。

7．關于內陸核電廠散熱系統運行的熱影響

《十問》中的第7個問題是：“湘鄂贛核電站裝機容量之高沒有國際先例可循，巨量廢熱排放將對局地氣候產生什么影響？”

何祚庥院士和王亦楠研究員在《湘鄂贛三省發展核電的安全風險不容低估》（2015年3月9日）一文中認為：“核電的熱污染比火電嚴重得多，發達國家已注意到內陸核電對氣候變化呈干旱趨勢的區域造成很大負面影響。”王亦楠研究員在《十問》中進一步提出，“每個內陸核電站每天向空中排放2000億大卡廢熱，這一史無前例且幾乎貫穿全年的巨量熱污染對長江流域旱情的加重不容忽視。”對于這個問題，我們的看法如下。

核電廠的散熱系統由循環冷卻方式確定，我國內陸核電廠均考慮采用二次循環冷卻系統。在采用二次循環冷卻系統的情況下，電廠的散熱系統（冷卻塔）將絕大部分乏熱散入大氣，只有極少部分乏熱通過冷卻塔排污水帶入受納水體，這與火電廠大同小異。

我國還沒有內陸核電廠，但我們可以借用美國的相關評價資料。NRC分別在1996年和2009年對美國運行核電廠的環境問題進行總體評估。在這兩次環境問題識別中，均未提出冷卻塔散熱系統運行會加重流域旱情的問題，但均包括冷卻塔運行產生的鹽霧漂滴、結冰、起霧或濕度變化等所致的影響。NRC的評估意見指出，核電廠冷卻塔散熱系統對于局地氣候的影響是小尺度的（幾km以內），并且指出對于局地氣候的影響均在各局地氣候參數的年際變化范圍內。

此外，按國家能源局統計，2014年我國火電裝機容量超過9億千瓦（電）。我們沒有確切數據指出其中有多少分布在長江流域（應該是一個不小的份額），但至今也未見有人提出這些火電廠運行會加重流域干旱的問題。

8．嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案

《十問》中的第8個問題是：“何以做到‘最嚴重事故工況下核污水可封堵、可貯存、可控制，最多只有4800～7000立方米且都被控制在安全殼內’？”在這個問題中，王亦楠研究員詢問：“為何沒有‘事故情況下放射性氣體通過降雨流入江河湖泊’的應急預案？福島核電站至今也控制不住核污水以每天400噸的速度增長，場區50多萬噸核污水早已堆滿為患，不得不排向大海；……我國內陸核電安全論證嚴重低估了核事故的復雜性：既沒有可信可靠的技術措施證明核污水如何‘封堵控’，也沒考慮‘放射性氣體逸出廠區、通過雨水進入地下和江河湖泊’的應急預案。”

對于這個問題，我們有以下的分析。

（1）日本福島核事故產生大量放射性污水的原因

首先，福島核事故過程中，由于超設計基準地震和海嘯導致長時間全廠停電，進而造成堆芯損毀和安全殼廠房失效，1-3號機組未能實現堆芯閉式循環冷卻，直至2011年6月，放射性污水處理設施投入運行，經過處理的廢水用于1-3號機組的堆芯冷卻，才逐漸實現了閉式循環冷卻。根據東京電力公司報道的資料推算，在放射性污水處理設施投入前的高放射性污水量大約在14萬m3左右。福島核事故中產生了較多數量的放射性污水，這凸顯了嚴重事故工況下在安全殼內實現堆芯閉式循環冷卻的重要性。

其次，日本福島第一核電廠的反應堆廠房和汽機廠房處在地下水排泄路徑上，這些廠房雖然坐落在低滲透性的隔水層上，但廠房四周是含水層。事故前電廠設置有地下水疏水系統。然而，地震使反應堆廠房、汽機廠房以及周圍的地下水疏水系統遭到損壞，來自靠山側的地下水可以通過含水層流入損壞的廠房（每天約400 m3）。地下水進入廠房，就與廠房內已有的污染水混合。為避免廠房內的放射性污水流出，東京電力公司保持廠房內的水位略低于廠房外的地下水位，因此，每天從反應堆和汽機廠房內抽出約800 m3的高放射性污染水。這些水除鹽后，進行過濾除銫。其中，大約400 m3的水復用于堆芯冷卻，其余部分貯存在專用的貯罐內。這就是福島核事故現場貯存的放射性污水量不斷增加的原因。目前，東京電力公司與日本政府共同采取的多重措施（用硅酸鈉降低廠房周圍土壤滲透性，建立地下水旁路系統，廠房四周建冷凍防滲墻等）已經實施生效，大量地下水進入損壞廠房的局面已得到控制。

（2）我國內陸核電廠址的安全性

日本福島核事故由超設計基準地震和海嘯事件引發，我們認為，這樣的災難性事件在我國內陸核電廠是極不可能發生的。

在地震安全方面，2011年3月11日發生的日本東北大地震的震級達到9.0級，是世界上有記錄歷史以來的第5大地震。這次地震發生在太平洋板塊和歐亞大陸板塊碰撞的板塊俯沖帶。我國屬于歐亞大陸板塊，大地構造上屬于板塊內部地區。主要的破壞性地震活動為大陸板塊內部及地殼內部的淺源地震，這類地震與板塊俯沖帶產生的地震相比，釋放的能量要小很多。

與其他的外部自然事件一樣，我國核電廠廠址設計基準地震的確定，采用了國際上最嚴格的標準。到目前為止，我國各擬建內陸核電項目的建設單位均十分注意將核電廠址選擇在地震活動性水平較低的地區，設計基準地面地震動參數（SL-2）值低于0.2g，而我們設計采用的為0.3g，有很大裕量。

我國內陸核電廠的防洪設計采用國際上最嚴格標準，設計基準洪水位確定時考慮各種洪水事件組合，選取其中最大的洪水位來確定廠址的設計基準洪水位。各擬建內陸核電廠址按照洪水事件組合確定設計基準洪水位后，在確定廠坪標高時均采用了“干廠址”的理念，并留有很大的安全裕度，可以確保免受洪水危害。

（3）我國內陸核電廠與放射性污水有關的事故場景分析

我國內陸核電廠采用第三代核電技術，目前可供選擇的堆型有AP1000和“華龍一號”。大量的安全論證結果表明，由于這些堆型采取了較為完善的嚴重事故預防和緩解措施，已經可以實現從設計上消除大量放射性物質釋放的可能性。退一萬步說，即使發生嚴重事故工況，安全殼內也可實現堆芯的閉式循環冷卻，不會造成大量放射性污水泄漏到環境，環境安全是有保障的。

在實現堆芯閉式循環冷卻的場景下，以AP1000機組為例，堆內可能產生的放射性污水量在3800m3的水平。進一步考慮發生極不可能的安全殼少量泄漏情況，應急補水量可能達到20m3/h的水平。由于AP1000機組具有各種緩解措施，可以在幾天內恢復安全殼閉式循環冷卻。如考慮3天的應急補水，則最終需要處理的總水量為5300 m3；如考慮7天的應急補水，則最終需要處理的總水量為7200m3。這些水量可以貯存在反應堆和核輔助廠房的自由空間內。

我國內陸核電廠，即使考慮了短時間內非閉式循環冷卻的極端事故場景，所產生的放射性污水量將在幾千m3的水平，遠低于福島核事故產生的放射性污水量。產生這種差別的原因在于我國內陸核電廠采用的壓水堆核電廠設計與日本福島第一核電廠所采用的沸水堆核電廠顯著不同。例如，福島第一核電廠采用Mark I型和Mark II型抑壓式安全殼，自由體積分別僅為4280m3和4420m3。在這種安全殼設計中，考慮采用抑壓池泄壓，但福島核事故中因長時間失電，通向抑壓池的閥門失效，較小的安全殼容積導致其在嚴重事故工況下失效。我國內陸核電廠采用的壓水堆機型具有“大干式”安全殼（AP1000和“華龍一號”安全殼的自由體積分別為58000m3和89000m3），巨大的體積使得其在嚴重事故工況下具有很好的滯留能力和防氫爆能力。

（4）嚴重事故工況下環境風險可控

國際核能界在總結福島核事故教訓中均未提出內陸核電廠有危及水資源安全的風險，這表明內陸核電廠對水資源安全的風險屬于比各種可信嚴重事故風險更低的剩余風險。對于核電廠的剩余風險，國際核能界不再在法規、標準中要求設防。

考慮到我國社會公眾的關切，內陸核電廠將制定嚴重事故工況下確保水資源安全的應急預案，確保實現環境風險可控。應急預案中考慮一系列措施，包括：利用安全廠房貯存放射性污水，并配備多臺大容量的排放貯罐，作為廢液貯存能力的補充或后備；核電廠配備有阻水劑，以在緊急情況下用于泄漏放射性污水的封堵；核電廠地基及基礎采用防泄漏設計，進出安全殼的管道均設置雙重閥門隔離，并備有放射性污染物抑制劑、沸石過濾裝置等，以實現放射性污水與地表水體間的實體隔離；廠區預留空間，以備在緊急情況下安裝移動式應急廢液處理裝置。通過這些措施，即使在極端情況下，亦能確保放射性污水得到貯存、封堵、隔離和處理。

9．與人口分布有關的風險評估與應急計劃

《十問》中的第9個問題是：“我國內陸核電站周邊人口密度遠遠高于歐美，安全論證中是如何考慮場外應急的可行性和具體措施的？”

對于這個問題，我們的認識是：

（1）內陸核電廠與沿海核電廠的人口分布比較

對于全球范圍內211個核電廠的人口分布，已經有學者（楊端節等）進行了比較分析，得出了這些核電廠半徑30km和80km范圍內的人口數累計頻率分布。從中可以看到，分布于人口數較低區間的核電廠（約占90%）中，沿海與內陸核電廠周圍的人口相當；分布于人口數較高區間的核電廠（不足10%）中，沿海核電廠周圍人口顯著高于內陸核電廠。例如，美國沿海的Indian Point核電廠，半徑80km范圍內的總人口數達到1700萬人（2010年）；我國沿海的大亞灣核電基地和秦山核電基地半徑80km范圍內的總人口數分別為1290萬人（2011年）和1580萬人（2013年）。從該項研究中可以看到，核電廠周圍的人口數和人口密度都是有高有低的。換言之，核電廠址周圍一定范圍內的人口數和人口密度不完全取決于廠址選擇在內陸地區還是沿海地區，還取決于所在地區的經濟發達程度和人居環境等因素，因此，籠統地認為，我國內陸地區人口稠密因而建核電廠的風險太高，是有失偏頗的。

王亦楠研究員在《湘鄂贛三省發展核電的安全風險不容低估》一文中，質疑我國湘鄂贛三個內陸核電項目安全風險太高，理由之一是，這三個廠址80km范圍的人口分別為738萬人、617萬人和666萬人，人口密度是歐美的4-5倍。在美國確實有許多周圍人口較少的內陸核電廠，但也有人口較多的核電廠，例如，Dresdon核電廠和Limerick核電廠半徑80km范圍內2000年底的總人口分別為734萬人和765萬人。

（2）內陸核電廠址周圍人口分布的評價

國家對核電廠近區范圍內的人口數作出限制，旨在發生事故時能有效執行應急響應計劃。國家標準《核動力廠環境輻射防護規定》（GB6249-2011）中規定，規劃限制區范圍內不應有1萬人以上的鄉鎮，廠址半徑10km范圍內不應有10萬人以上的城鎮。到目前為止，我國已選的內陸核電廠址可以滿足這些要求。

國家標準《核動力廠環境輻射防護規定》（GB6249-2011）中規定，采用事故集體劑量法來評估核電廠址周圍80km的人口分布，該準則要求綜合考慮廠址周圍不同方位和不同距離的人口分布，事故釋放量以及一整年的風向、風速和大氣穩定度等。到目前為止，利用事故集體劑量法對我國已選內陸核電廠址80km范圍的人口分布評價，均能滿足該準則的要求。

（3）核電廠應急計劃的制定與實施

在應急計劃制定與實施要求方面，內陸核電廠與沿海核電廠沒有區別。內陸核電廠在應急計劃執行范圍內除與沿海核電廠那樣可能涉及不同省界、地界的行政區劃之間的協調外，還可能涉及上下游行政區間的協調。

在我國，應急計劃制定與審評、批準是核電廠取得安全許可證的重要條件之一。因此，所有核電廠必須遵循核應急的法規、標準要求，協調解決所有與應急組織和應急響應措施有關的問題。我國沿海核電廠在制定和實施應急計劃方面，已經積累了大量的經驗反饋，可供內陸核電廠參考。

10．關于核廢物處置與核設施退役

《十問》中的第10個問題是：“發達國家頻頻發生的核廢料泄漏事故如何在我國避免？如何攻克‘核設施退役和高放廢液處理’的風險隱患？”

對于這個問題，一方面，要指出的是，核廢料處置與核設施退役不是內陸核電廠特有的問題，沿海核電廠也必須解決這方面的問題，因此，不能用核廢物處置和退役作為反對內陸核電建設的理由。另一方面，核廢物處置與核設施退役是核電產業鏈中的一個重要組成部分，是實現核能可持續發展必須解決的重要問題。據我們所知，國家有關部門和企事業單位在政策制訂、科研攻關、設施建設等方面都在按規劃進行。當然，其中會遇到不少困難，如高放廢物的最終處置，需要我們花大力去攻關。

（1）我國對核電廠放射性固體廢物的管理原則

我國對核電廠的放射性固體廢物實行分類管理。根據放射性廢物的特性及其對人體健康和環境的潛在危害程度，將核電廠的放射性廢物分為高水平放射性廢物、中水平放射性廢物和低水平放射性廢物。低、中水平放射性固體廢物在符合國家規定的區域實行近地表或地下處置。高水平放射性固體廢物實行集中的深地質處置。放射性廢物處置是指把廢物安放進經過批準的設施中，實行與人類生存環境的安全隔離，確保進入環境的放射性核素的濃度處于可接受的水平。

（2）中低放固體廢物處置

核電廠運行產生的濃縮液、廢樹脂、廢過濾器芯以及其它的固體廢物，將通過電廠設置的固體廢物處理系統進行分類處理。我國新建核電廠按照廢物最小化原則，采用最佳可行技術來處理各類廢物，一個百萬千瓦級的核電機組運行期間中低放射性固體廢物年產生量的預期值在50m3以下。

核電廠運行產生的中低放固體廢物，先在核電廠的固體廢物暫存庫貯存一定時間，然后送中低放固體廢物處置場處置。我國已在甘肅和廣東建造了兩個低中放固體廢物處置場。實踐證明，這種處置場對低中放廢物實行安全隔離是有保障的。目前，我國核電廠所在的有關省份也已安排中低放固體廢物處置場的規劃和選址工作。

（3）我國對于乏燃料后端處理采取的策略

國際上對核燃料后端處理（乏燃料后處理和最終處置）通常有兩種策略：一種是將乏燃料（高放廢物）暫時貯存后，經過整備后永久處置；另一種是對乏燃料進行后處理，回收其中的鈾和钚，并制成MOX燃料提供給反應堆使用。各核電國家按照自身的條件選擇處理策略，我國采取對乏燃料進行后處理，回收鈾、鈈并加以重復使用的“閉合循環”策略。

乏燃料后處理可以實現資源的充分利用和減輕環境保護負擔，有利于放射性廢物處置。我國已經有核電廠乏燃料后處理的部署，相關的準備工作（包括設備與技術引進談判）正在進行中。

目前，我國運行核電廠產生的乏燃料貯存在電廠的乏燃料水池。大亞灣核電廠產生的部分乏燃料已運送甘肅404廠乏燃料后處理中試廠處理。在我國乏燃料后處理廠具備大規模乏燃料處理能力前，各運行核電廠的乏燃料仍將采用電廠就地貯存方式，必要時可在電廠建設獨立的乏燃料貯存設施，這種貯存設施在美國已有成熟的建造和運行經驗。

（4）核電廠退役

退役是指核電廠安全退出服役，其剩余放射性的水平降低到允許終止國家核安全局發放的核電廠運行許可證。退役涉及移除乏燃料，拆除含有活化產物的系統或部件，從核設施清除或拆除受污染的物質。所有活化的物質，通常從廠址移走，裝運至廢物處理、貯存或處置設施。

目前，在核電廠安全分析報告評審中，國家核安全局已要求核電廠營運單位提出有關核電廠退役的設想與安排。各核電廠從投入運行開始的第一年就按照國家財政部的規定提取退役基金，因此，核電廠退役經費是有保障的。

在退役技術研究方面，我國正在積極開展相關的國際合作。例如，中核集團與英國國家核實驗室于2015年10月18日簽署了《成立中英聯合研究與創新中心聯合聲明》，這個研究中心研發的內容包括了核設施退役的研究開發。

11．關于長江流域的核電布局

王亦楠研究員在《十問》中還對核電“安全發展”提出了5點政策建議，在《長江流域建核電站要慎重》中提出了3點政策建議，提出要將長江流域劃分為內陸核電廠的“禁區”，這無疑是夸大了內陸核電廠的風險，將會對我國內陸核電發展的布局和安排產生重大的不利影響。

由于長江流域在我國國民經濟、生態與環境方面占有十分重要的地位，所以中央在長江流域發展核電問題上持十分慎重的態度，這是十分正確的，這充分體現黨中央、國務院對人民、對社會高度負責。國家有關政府部門也從我國長遠的能源供應安全、改善能源結構、改善日益惡化的生態環境、滿足區域經濟發展對能源迫切需求出發，在過去十多年對包括長江流域在內的內陸核電發展作了大量的前期準備工作，組織中國工程院、有關研究單位、企業集團開展我國內陸地區安全發展核電可行性的深入研究和再研究，結論是正面的、積極的。特別是“兩湖一江”地區，由于缺煤少氣，嚴重制約社會經濟的發展，國家有關部門在充分調查，反復論證的基礎上，把它放在了優先發展的地位，批準開展前期工作。我們認為長江流域有其地域的特殊性，但不能因此就將其簡單地列入內陸核電建設的禁區。我們不僅要牢記歷史上三大核事故給人類帶來的不幸，也要充分注意到三大核事故產生的技術背景（這些反應堆都是上世紀70年代的產品，限于當時技術水平，設計本身就存在缺陷等等）以及事故后包括我國在內的國際核能界在提高核電安全性上所作的不懈努力和取得的重大成果。基于早期人們對核電的認識，在安全方面人們把注意力集中在一系列設計基準事故的預防上，而對嚴重事故的發生缺乏足夠的認識，更少在預防和緩解措施上下功夫。人們都是在挫折與失敗中積累經驗和總結教訓。所以在過去20多年，國際核能界在嚴重事故的預防和緩解問題上下足了功夫，采取的一系列經過了科學的論證和嚴格的試驗的措施，極大地提高了核電廠的安全水平。在核設施的應急響應方面國家也十分重視，應急響應能力得到很大的提升，最近發布的中國核事故應急白皮書也充分反映了這一點。上述這些都充分體現在AP1000和“華龍一號”設計當中，也體現在內陸核電的廠址選擇當中。盡管如此，我們仍不能說“絕對安全”（客觀上也不存在絕對安全，安全只反映在一定條件下人們對風險的可接受水平）。但我們可以說，即使發生了極不可能發生的嚴重事故，基于目前的設計和管理水平，我們完全有能力把事故控制在核電站的廠區以內，不會對外部環境造成不可接受的影響，確保公眾和環境的安全。

基于以上認識，我們建議有關政府部門：

（1）不要簡單地把長江流域劃為核電禁區；

（2）在作好充分論證和技術準備的基礎上，把內陸核電納入“十三五”核電發展規劃，穩扎穩打，項目成熟一個，推出一個，發展初期不在數量上和速度上追求目標；

（3）核電廠址是國家的寶貴稀缺資源，對于條件好的內陸廠址要積極加以保護。