環境釋義
《中華人民共和國環境保護法》明確指出:環境是指人類生存和發展的各種天然的和經過人工改造的自然因素的總體,包括大氣、水、海洋、土地、礦藏、森林、草原、野生生物、自然遺蹟、人文遺蹟、自然保護區、風景名勝區、城市和鄉村等。環境有自然環境和社會環境之分。自然環境是社會環境的基礎,社會環境又是自然環境的發展。
核電廠對環境的影響
核電廠對於環境的影響主要有放射性影響和非放射性影響。核電廠對環境的放射性影響主要有:
(1)堆運行產生的裂變的稀有氣體、氚、碳-14、碘以及各種微粒的泄出;
(2)排放處含有放射性核素的放射性液體廢物,但是經過處理後仍尚有殘存的放射性廢液最後將會同冷卻水混合後排入水生環境;
(3)產生大量固體放射性廢物,但其放射性的性質以及水平取決於生產用的原材料;
(4)受到職業性放射性照射;
(5)通過空氣、飲食等受到的居民照射。
其次,核電廠對於環境的非放射性影響則主要有三個方面:
(1)對於土地的大量需求,如美國每座核電站每1000MW(電功率)平均需要土地約41公頃;
(2)進行熱排放而產生熱污染,核電站幾乎大部分的熱量都沒有得到利用而排放到附近環境中;
(3)高壓輸電線路會產生大量土地需求、對空中交通產生較大危險性、以及對動物環境產生不利影響等。
用於環境影響評價的環境影響的基本要求
對環境影響報告書的基本要求如下:
(1)選址階段的環境影響報告書應在資料調研、現場勘測以及與參考核電站對比分析的基礎上編制。這個階段評價目的是從環境保護出發,判斷所選廠址的適宜性,並根據廠址的主要環境特徵對核電站的設計提出環境保護要求。
(2)設計階段的環境影響報告書應根據選定廠址的就地調查和實測的環境資料,以及擬建核電廠有關環境保護的設計資料和確定的核電廠設計廢棄物質的排放限值等進行環境影響評價。這個階段的評價目的是對環境保護設施的設計能否滿足環境保護要求進行論證,從設計上保證環境設施得到落實。
(3)反應堆首次裝料前階段的環境影響報告書應根據建造的環境設施的性能、質量、指標和效果以及進一步獲得的環境資料進行環境影響評價。這個階段的評價目的是檢驗環境保護設施是否符合有關規定和要求,批准核電廠廢棄物質的排放限值。環境保護設施還沒有建造的或不符合要求的,不準裝料試運行;強行試運行的要追求責任。
(4)核電廠投入試運行後,應根據環境保護設施運行情況、污染物實際排放量、環境監測資料以及存在的問題和解決的措施等情況進行評價。評價目的是檢驗環境保護設施能否達到國家規定的三廢排放和環境質量標準,確定應當採取的補救措施。試運行不符合環境保護要求的,不予驗收,不得投入正式運行。
核電廠環境影響評價的特點
核電廠在正常運行期間向環境釋放少量的放射性,同時也和火電廠一樣向環境排出大量的廢熱。放射性可以直接地和間接地對人體產生輻射劑量,廢熱則可能對水生態產生一定的影響。核電廠還存在發生事故甚至嚴重事故的可能性。一旦發生事故(儘管可能性極小),大量放射性的釋放將會對環境造成影響。鑒於核電廠冷卻水排放的熱影響評價技術與火電廠是相同的,可以認為核電廠環境影響評價的主要特點是由排放放射性的照射途徑所確定的,即主要是環境輻射影響評價。
核電廠環境影響評價的主要內容
鑒於核電廠環境影響評價的特點是環境輻射影響的評價,其環境影響評價涉及的主要內容包括如下幾個方面:
(1)放射性釋放源項的估算分析,包括正常運行期間氣載和液體流出物釋放量的估算分析以及事故工況下氣態放射性釋放量的估算分析。
(2)放射性在環境中的遷移特性研究,包括氣態放射性釋入大氣後的彌散和沉積的估算分析,液體放射性釋入水環境(河流、湖泊、水庫、海洋等)後的彌散和沉積的估算分析。
(3)照射途徑的分析,包括對正常運行期間放射性氣載和液體流出物以及事故工況下氣態釋放物經環境大氣和水體彌散後對人體造成輻射的各種途徑的分析。
(4)環境輻射劑量估算分析,包括估算正常運行和事故工況下通過各種照射途徑對公眾個體和民眾產生的劑量當量。估算過程中,應調查和收集各種必要的輸入參數,尤其是與人的生活習性有關的特徵數據。
環境影響評價應關注的問題
環境影響評價應關注的問題包括:
(1)放射性源項的選取:設計控制檔案中指出,放射性流出物排放量的設計值(CASE B)套用於禁止計算和放射性廢物系統的容量設計,而放射性流出物排放量的預期值(CASE A)用於環境影響評價。
(2)低放廢液的排放:核電廠低放廢液排放的最終受納水體是海水(濱海廠址)或地表水(內陸廠址)。目前核電廠低放廢液排放遵循的法規標準有《核電廠環境輻射防護規定》(GB 6249-86)和《輕水堆核電廠放射性廢水排放系統技術規定》(GB 14587-1993)。GB 6249-86中僅對核電廠氣載和液體放射性流出物的放射性年排放量作出規定,並未對核電廠系統排放口和電廠排放口的核素濃度作出具體規定。GB 14587-1993也未對核電廠系統排放口和電廠排放口的核素濃度作出具體規定。目前,兩個標準已完成修訂。
在GB 6249-2011和GB 14587-2011中均增加了對核電廠系統排放口處核素濃度限值的規定。從保護環境和公眾的角度出發,增加核電廠系統排放口處核素濃度限值的規定是合理的,這兩個法規標準對現有的堆型的三廢處理系統進行改進,以儘量減少放射性廢物的排放。
(3)核電廠的應急管理:針對核電廠廠址周圍人口分布評價所依據的導則、標準有《核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題》(HAD101/03)和《核電廠環境輻射防護規定》(GB 6249-2011)。針對核電廠廠址周圍人口分布評價問題,應在參考HAD101/03和GB 6249等法規/導則的基礎上,結合具體堆型的應急管理進行綜合評價分析。
對於非居住區的確定,目前在實際工作中的做法是利用最大可信事故源項和廠址附近氣象數據作為輸入條件,計算在發生最大可信事故情況下所致個人有效劑量和甲狀腺劑量當量,然後利用GB 6249對非居住區邊界上個人有效劑量和甲狀腺劑量當量的約束來劃定非居住區。在GB 6249-2011中對非居住區邊界上甲狀腺劑量當量的約束有所放寬,實際上是放寬了對非居住區的要求,對於某些大氣擴散條件較差的內陸廠址,其非居住區半徑可相對縮小,這樣可以有效地控制核電廠的建設用地,實現集約用地、節約用地。GB 6249-2011對非居住區要求的放寬體現了核電建設與地方經濟發展之間的協調,是核電廠應急管理和核電技術的發展趨勢。