1、1. 电厂基本设计高温气冷堆示范工程（HTR-PM）厂址中心位置的地理坐标为东经 12230，北纬 3658。本工程布置主要分主厂房区、辅助生产区、三修仓库区、厂前办公区。核岛主要建筑物包括：反应堆厂房、核辅助厂房、电气厂房、乏燃料厂房。反应堆厂房与乏燃料厂房组成一座外形为长方形的建筑。HTR-PM 示范工程由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成，每一座反应堆的热功率为 250MWt，共同向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽，发电功率为 200MWe。HTR-PM 为球床模块式高温气冷堆，采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件，氦气作冷却剂，石墨作慢化剂。反应堆由活性区、控制棒和吸收球停堆系
2、统、陶瓷堆内构件和金属堆内构件所构成，支承和包容在反应堆压力容器内。反应堆活性区为圆柱形球床堆芯，每个堆由 42 万个球形燃料元件组成，采用连续装料多次（15 次）循环的运行方式。每个堆芯燃料装量(平衡堆芯)是 2777.3kg。HTR-PM 的燃料元件最大限度地把燃料和裂变产物约束在燃料元件内，以保证工作人员和环境的安全。事故条件下燃料元件可承受的温度安全限值为1620，破损率小于万分之五。反应堆堆芯是由陶瓷堆内构件砌体构成的近似圆柱形的腔室，分为顶部反射层、侧反射层、底部反射层三部分，可以有效地防止中子向环境泄露，并且能耐高温。每座反应堆设置两套独立的停堆系统，即控制棒系统和吸收球停堆系统
3、。控制棒系统的反应性当量能满足功率调节、紧急停堆、热停堆的要求。当反应堆需要冷停堆时，存放在堆芯上部贮球罐中的吸收球，依靠重力落入吸收球孔道，使反应堆从任何状态进入冷停堆状态，保证反应堆的安全。反应堆堆芯用氦气作为冷却剂，一回路系统氦气工作压力为 7MPa，额定工况下冷却剂质量流量为 96kg/s。温度为 250的冷氦气由一回路主氦风机压送入反应堆压力容器后，通过侧反射层石墨块内的 30 个冷却剂孔道自下而上进入堆芯顶部，然后自上而下流过堆芯球床，被加热后进入堆芯底部的热气混合室。由堆芯球床出来的不同温度的热氦气在热气混合室中充分混合后，平均温度为 750的热氦气通过热气导管进入蒸汽发生器，再
4、通过主氦风机升压后送回堆芯，完成闭合循环。HTR-PM 的蒸汽-电力转换系统由蒸汽发生器产生的蒸汽带走反应堆冷却系统的热量，并将该部分热量在汽轮发电机组中转换为电能。蒸汽-电力转换系统由核蒸汽供应系统供汽,通过主蒸汽系统供至额定输出功率为 20 万 kW 级的汽轮发电机HTR-PM 工程采用自流暗沟引水方案。海水经引水暗沟或明渠流入泵房前池，通过拦污栅和旋转滤网预处理后进入水泵吸水池，再经水泵升压后送到凝汽器等设备，升温后的海水经虹吸井和排水沟返回黄海。夏季、春秋季循环水冷却水量为 8.758m3/s，冬季循环冷却水量为 6.57m3/s。2. 电厂的安全设计高温气冷堆示范工程采用球床模块式高
5、温气冷堆，该堆型是被国际上公认为具有良好安全性的先进堆型之一。它采用耐高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件，具有堆芯功率密度小、热惯性大、负反应性温度系数等特点。堆的动态过程缓慢，在事故情况下能借助负反应性反馈和很大的温升裕度实现停堆。反应堆安全设计上考虑了放射性释放的多重屏障：包覆燃料颗粒、一回路压力边界及密封舱室、两套独立的反应堆停堆系统以及非能动余热排出系统等，使得反应堆具有高度的固有安全特性。（1）燃料高温性能优异HTR-PM 采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，辐照试验证明，在目标燃耗、1620高温下致密的 SiC 包覆层仍能保持其完整性，将放射性裂变产物几乎全部阻留在燃料颗粒内。（2）
6、堆芯热容量大HTR-PM 堆芯为石墨燃料元件，功率密度低，四周为石墨反射层，正常运行时以 250的冷氦气流经石墨反射层中的流道，使其保持在较低的温度，如发生失冷失压事故，堆芯和石墨反射层温度上升的热容量能吸纳大量的衰变余热，延缓堆芯燃料温度的上升。（3）余热非能动载出在正常停堆的工况下，堆芯余热可通过主传热系统，由蒸汽发生器传给二回路的启动和停堆回路，再传到最终热阱。在事故停堆的工况下，如发生一回路冷却剂失冷失压的事故，主传热系统失效，堆芯余热可仅借助于热传导、热辐射等自然机理非能动地导出，从燃料元件，经过反射层石墨砌体、堆芯壳和反应堆压力容器将热量传至设置在堆舱混凝土壁面上的余热排出系统，通
7、过自然循环方式把热量传至大气环境最终热阱，保证燃料最高温度不超过 1620限值。（4）负反应性温度系数具有很大的反应性补偿能力反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数，并且在正常情况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，当发生正反应性引入事故时，反应堆可以通过较大的燃料温升，依靠自身的负反应性温度系数的反应性补偿能力实现自动停堆。鉴于良好的安全特性，HTR-PM 不需要压水堆那样的安全壳系统，而是设置了一种通风型低耐压式安全壳，称为包容体，执行以下安全功能： 在事故工况和以后限制放射性物质从堆芯和反应堆冷却剂系统释放到周围环境； 提供屏蔽，保护厂区工作人员免受过量辐照； 保
8、护反应堆不受外部事件损害。当发生一回路氦冷却剂系统失压事故时，包容体对反应堆冷却剂（氦气）排出的裂变产物加以滞留及有控制地排放，保证在正常工况和任何事故工况下释放出的放射性对周围环境造成的剂量低于国家规定的限值，且不超过国家规定的应急干预水平。3. 电厂的环境保护设计核电厂放射性物质最根本的来源是反应堆燃料的链式裂变反应，正常运行工况下的放射性裂变产物基本上都包容在燃料元件的包覆燃料颗粒内，只有极少量的裂变产物通过燃料颗粒包覆层缺陷泄漏到一回路冷却剂中；同时裂变产生的中子使一回路冷却剂及其杂质、燃料元件基体石墨及其杂质受到激活而产生中子活化产物。这些裂变产物和活化产物形成反应堆冷却剂中的放射性
9、源。它们通过冷却剂的净化、泄漏以及蒸汽发生器传热管的渗透等过程形成对环境的释放源和二回路的污染。为保护环境和公众安全，HTR-PM 设计了放射性废液和废气处理系统。经环境保护设施处理后的 HTR-PM 放射性废液和废气年设计排放总量，均远低于国家标准核电厂环境辐射防护规定 （GB6249-86 ）相应控制值。高温气冷堆示范工程机组采用了国际公认的先进新型核反应堆技术，其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。与压水堆相比，其废液产生量和排放量都小得多。（1） 高温气冷堆机组废水来源于氦净化系统、检修设备、阀门去活性、地面去污以及检修人员洗浴、沾污工作服清洗排水等，水量和放射性浓度都较小。
10、各类放射性废液通过核疏水系统收集至疏水箱中，经监测水箱监测达标后可用于清洗复用；否则送到废水罐，进行蒸发、除沫、冷凝、冷却处理。其中可经监测后直接排放的水量约 1200t/a，需送至废水罐蒸发处理的水量约为 180m3/a。（2） 高温气冷堆示范工程机组设置了两个废水贮罐，总容积为 180m3，预计可以贮存电厂运行一年需蒸发废水。贮罐满后通过蒸发方式处理，蒸发器处理能力约 600kg/h，每次处理需要系统运行约 300 小时，蒸发处理去污系数约为 103104。蒸发处理的蒸残液贮存在蒸残液贮罐（容积2.0m3）中，冷凝液冷却后送到监测箱监测达标后排放。（3） 高温气冷堆的反应堆冷却剂为氦气，氦
11、气通过氦净化系统中的尘埃过滤器、氧化铜床过滤器、分子筛床、低温活性炭吸附器进行净化，以保持一回路冷却剂的纯度设计要求。机组还设置了氦辅助系统排气系统，收集各系统排出的非纯氦气，将其送至氦净化系统处理后复用。（4） 高温气冷堆正常运行时排出的放射性废气主要源于一回路冷却剂的泄露、氦净化系统再生时的废气、氦辅助系统和燃料球装卸系统的抽气等。这些废气主要通过反应堆厂房通风系统过滤处理。通风系统中包括了高效空气过滤器和中效空气过滤器，其中过滤小室的总体过滤设计效率99.95(钠焰法)，碘吸附器对有机碘设计去除效率98，对元素碘的设计去除效率99.5。废气经处理达标后，通过烟囱向大气排放。（5） 高温气
12、冷堆示范工程机组在排气烟囱上设置了四个监测通道对气载流出物进行监测，包括气溶胶与碘监测通道、低放射性气体监测通道、高放射性气体监测通道和 C-14 取样与监测通道，并且将设置不同的排放报警阈值进行排放实时监测，以保证对废气排放的有效控制。（6） 根据产生的固体废物的类别和放射性活性不同，电厂采用压缩和水泥固化技术对固体废物进行处理并存放在废物桶中。废物桶由专用汽车运至废物库，废物库分为压缩废物存放区、不可压缩废物存放区、水泥固化废物桶存放区以及大尺寸废物存放区，不同废物的存放区通过屏蔽墙相互隔离。（7） 为了加强对电厂运行后辐射环境的监测，电厂依据厂址周围的环境特征，设计统一的厂区环境辐射与气
13、象监测系统，并建立有效的环境监测大纲。4. 电厂的辐射环境影响高温气冷堆示范工程正常运行工况下，放射性流出物的排放在大气和受纳水体内稀释扩散，将对厂址周围的环境及公众造成一定的辐射影响。根据高温气冷堆核电站示范工程正常运行工况下（包括预期运行事件）设计排放量，示范工程运行造成的环境和公众辐射剂量的结果分析表明： 对于一般公众个人，其个人最大受照有效剂量为 2.8310-8Sv/a（NW 方位 650m 处东钱家村成人组公众） ，该剂量值占国家标准规定的剂量约束值 2.510-4Sv 的 0.011%，占示范工程剂量管理目标值（0.01mSv/a）的 0.28%。 根据 IAEA、NCRP 及
14、UNSCEAR 等机构的研究成果，一般认为辐射剂量率不超过 10mGy/d 可以确保水生生物种群不会受到慢性损伤。初步估算表明：示范工程正常运行工况下，液态放射性流出物排放对附近海域海洋水生生物的辐射剂量率最大不超过 5.6010-2Gy/d，可以认为正常运行期间液态放射性流出物排放不会对附近海域水生生物在种群水平上造成明显的损伤； 液态放射性排放造成核素 90Sr、 134Cs 和 137Cs 在排放涵洞水体中的浓度分别为 2.7610-5Bq/L 、5.1310 -3Bq/L 和 7.5010-2Bq/L，在考虑放射性核素在海水中本底浓度情况下，排放涵洞水体中的浓度仍可满足国标 GB309
15、7-1997 中的相关规定。为了万无一失，电厂设计时也评估了电厂各类可能的事故条件下，对公众的潜在影响。据事件或事故的预计发生频率和对公众的潜在放射性影响程度，HTR-PM 的电厂状态划分为五类：其中，III 类工况为稀有事故，VI 类工况为极限事故，V 类工况为超设计基准事故。对于 HTR-PM 的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，个人（成人）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，个人（成人）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 100mSv 以下。在各
16、类设计基准事故工况下，非居住区边界、规划限制区外边界及各方位最近居民点所受到的有效辐射剂量最大不超过 1.57mSv，甲状腺当量剂量最大不超过 13.7mSv，均满足相关要求。在 V 类工况超设计基准事故（蒸汽发生器一根传热管双端断裂迭加蒸汽发生器事故）条件下，非居住区边界、规划限制区外边界和各方位最近居民点在事故工况下所受到的有效辐射剂量最大值分别为 1.15mSv、 0.08mSv、0.39mSv，均远小于 50mSv，满足相关要求。5. 电厂的非辐射环境影响（1） 取排水系统的影响高温气冷堆核电站示范工程附近海域为二类环境功能区，执行二类海水水质标准。根据国家标准海水水质标准 （GB30
17、97-1997 ）中有关水温的规定，建设项目造成的海域海水温升夏季不超过当时当地水温 1。数模计算结果分析表明，示范工程温排水造成排放海域超过国家标准的夏季 1温升包络面积最大为 0.16km2。根据厂址水文站海水水温监测统计结果，排水口海域水温最高值出现在 8月，为 28.4，最低月份为 1 月，为-1.7 。温排水引起温升 1仅为0.16km2，即使在极端条件下，核电厂温排水引起的温升对各种生物的影响都是很有限的。由于厂址附近海域带鱼、中国对虾、蓝点马鲛的洄游路线均在厂址50km 以外，不会受到高温气冷堆温排水的影响。高温气冷堆厂址附近沿海区域海水养殖较发达，离高温气冷堆排水口最近的是宁津
18、西钱家围海养殖区，主要养殖品种为海参，养殖面积为 890 亩（约0.59km2） 。由于养殖围堤的阻隔，在不利的夏季小潮情况下，只有一小部分0.1温升线进入围堤养殖区内，影响面积仅为西钱家围堤养殖总面积的 10%左右，并且海参均处于夏眠期，对海水温度变化的敏感性也会降低。因此，高温气冷堆温排水引起的海参围堤养殖区海水温升变化，由此对海参养殖带来的影响是较轻微的。高温气冷堆示范工程取水量有限，由卷吸效应造成的海洋鱼虾类的仔鱼死亡数量要远低于这些海洋渔业资源在自然环境下的死亡数量。考虑到高温堆较小的取排水量和取排水口附近较少的仔鱼分布情况，可以认为由于取排水的机械损伤造成的仔稚鱼的影响是很小的，基
19、本湮没在海洋幼鱼幼虾类在自然条件下生长的成活率变化涨落范围内。（2） 化学流出物的影响高温气冷堆核电站示范工程每年使用的 NaClO 排至环境的量约为 22t，电厂排放的有害化学物质主要是余氯。现有研究成果表明，海水中余氯浓度在20g/L 以下时，其毒性不会对海洋生物产生显著影响。高温气冷堆核电站示范工程余氯排放造成的 20g/L 浓度等值线全潮最大包络面积仅为 0.06km2，仅局限于电厂排水口附近的局部海域。考虑到光照引起的余氯衰减以及核电厂附近海域较高的 pH 值（7.978.29）均会降低余氯毒性，余氯对附近海域中海洋生物的影响有限。核电厂排放的其它化学物质的量很小，且浓度较低，经电厂
20、循环冷却水和海水稀释后，不会影响厂址附近海域的海水水质和海洋生物。核电厂排放的生活污水均经过污水处理站处理达到山东省半岛流域水污染物综合排放标准（DB37/676-2007）中的一级标准的要求，部分向海域排放，部份复用。因此生活污水对海域环境造成的影响是十分有限的。6. 结论华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程环境影响评价结果表明，高温气冷堆核电机组的废物处理系统和专设安全设施的设计性能是有效的，电厂在正常运行工况下放射性物质和非放射性物质排放对环境的影响可以接受，设计基准事故工况下对电厂附近公众产生的放射性后果能够满足国家相关标准的要求。因此，从环境保护的角度而言，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程的环境保护设施在设计上得到了落实，其性能能够满足环境保护的要求。
