（根据《就王亦楠研究员有关内陆核电安全的质疑谈谈我们的看法》（中国核能行业协会网站，2016年3月4日）摘录编写）
对于王亦楠研究员在《中国经济周刊》等媒体上发表的一系列质疑内陆核电建设的文章，特别是分别于2015年10月和2016年3月发表的《力主“内陆核电重启”的专家，王亦楠请你回答十个问题》（以下简称《十问》）和《长江流域建核电站要慎重》，赵成昆等专家有话要说。
赵成昆等认为，王亦楠研究员在《十问》中要将长江流域划分为内陆核电的“禁区”和“负面清单”的观点严重夸大了内陆核电的环境安全风险，他们衷心希望在我国内陆核电发展方面能形成科学、理性地讨论问题的氛围。
笔者现将四位专家精彩专业的10问答（详见中国核能行业协会网站，2016年3月4日赵成昆，周如明，毛亚蔚，翁明辉等四位专家通过发表的“就王亦楠研究员有关内陆核电安全的质疑谈谈我们的看法”）中关键内容摘录如下：
1．内陆核电安全论证中如何考虑“Nuclear Security”？
问：“Nuclear Security”（核安保）的内涵远远大于“Nuclear Safety”（核安全），为什么内陆核电厂还将“中子弹、恐怖袭击、网络攻击、人为破坏”等外部风险列入“不予考虑的剩余风险”。
答：王亦楠研究员误读了核安保和核安全之间的关系。
核安保和核安全两个概念处理不同领域的事情，并不存在核安保的内涵远远大于核安全的问题�！爸凶拥ㄕ绞鹾宋淦鳎⒖植老�、网络攻击、人为破坏”属于核安保领域的问题，而“考不考虑战术核武器的攻击”的讨论已脱离核安全和核安保领域的范畴，而进入到国家安全的范畴，就像三峡大坝建设前许多人也提出了大坝能不能经受核武器攻击的问题。这就要求我们不断加强国防建设，形成强大的威慑力，制止敌人的轻举妄动，否则，不仅仅是核电，许多重要的政治和经济项目的建设都无从谈起。
2．我国核安全法规的水平
问：“为何2004年修订的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）至今也不升级？内陆核电安全评价为何依据早已过时的核安全法规和导则？”
答：该提法是不符合实际的，也反映出王亦楠研究员对我国的核安全法规与安全评审缺乏了解，与王亦楠研究员的想象不同，法规和标准的升版并不一定意味着所有要求的提高。
（1）我国2004年修订的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）参考的是IAEA2000年版安全标准“Safety of Nuclear Power Plants: Design”，它提出了完整的针对核电厂严重事故的设计要求。与IAEA2000年版相比，IAEA2012年和2015年升版的安全标准主要是将2000年版中一些后续实践表明并不完全合理的要求做了修正、以及考虑福岛核电厂事故的经验教训，要求核电厂设置移动电源和移动泵等设施。而我国核安全局于2012年6月发布的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》中，重要的要求之一就是移动电源和移动泵的设置，目前我国核电厂均已完成这些改进。此外，国家核安全局正在组织对IAEA2015版标准进行消化吸收，准备尽快升版HAF102。
（2）对于大型商用飞机对核电厂的恶意撞击问题，许多国家的核电供货商在新一代核电厂的开发中已将相关防护纳入设计考虑，在后续AP1000项目（包括湘鄂赣三个内陆核电项目）以及随后我国自主开发的华龙1号、CAP1400核电厂中，均已能实现抗大型商用飞机恶意撞击的设计。
3．关于AP1000设计的安全标准
问：“‘均按AP1000设计’的我国内陆核电站连美国的安全标准都达不到，何以是‘全球最高安全标准’呢？”。
答：湘鄂赣3个内陆核电厂采用的AP1000设计，与美国本土正在建设的4个AP1000核电机组，是同等安全的，没有本质区别，符合国际最高安全标准。
（1）AP1000采用先进的第三代压水堆技术，有完善的严重事故预防和缓解措施，可以确保实现控制反应性、排除堆芯热量和包容放射性物质的安全功能，例如，安全壳内设置氢气监测系统和非能动的氢气复合器及氢点火器，防止发生氢气爆燃或爆炸；又如，前面提到的防止大型商用飞机的恶意撞击等。这些AP1000严重事故预防和缓解措施的设计均符合美国相应CFR（联邦法规）的要求，并已通过美国NRC的审查。
（2）我国企业与西屋公司签订的技术转让合同中约定，AP1000的任何设计优化和修改成果，中方都有权得到。西屋公司在技术转让过程中兑现了承诺，向中方反馈了DCD（设计控制文件）升版的全部设计优化信息。目前，最新的DCD19版中绝大多数设计的修改已经在依托项目4台机组建设中得到应用，除软土地基（不适用）以及大型商用飞机恶意撞击的设计修改外。
4．关于AP1000核心设备的可靠性
问：“AP1000主回路的核心设备（屏蔽电机泵、爆破阀等）毫无核电厂实际运行经验，至今主泵还在试制中，连可靠性数据库都谈不上，又是如何得出‘AP1000的事故概率已经低到10-7’、‘60年免维修’的？”
答：用于AP1000这一类屏蔽泵的技术复杂，要求高，先后经历了七年的制造和验证过程，这也可视为一种创新技术得到验证必须经历的艰苦过程。关注内陆核电建设的企业、工程技术人员以及社会公众，都十分关注AP1000屏蔽泵的制造质量。因此，相关企业与监管部门应提高与AP1000核心设备制造质量有关信息的透明度，以回答社会各方的关切。目前，屏蔽主泵已按技术规格书要求完成全部出厂前试验。
2015年10月29日，国家核安全局组织核安全专家委员会对AP1000主泵的设计、制造、试验验证结果、研制过程中出现问题的处理情况进行了综合检查。审查结论是，AP1000主泵性能满足技术规格书要求。目前，AP1000依托项目的主泵已陆续发运至国内安装调试。
5．关于概率论方法在安全评价中的应用
问：“国际核电界已认识到‘概率安全评价方法不宜单独用于确定性决策判断’，为何国内还有机构基于‘主观概率’就断定‘内陆核电是安全的’？”
答：自上世纪80年代开始，国际上就确定了“确定论安全要求为主，概率论安全要求为辅”的理念，即在满足确定论安全要求的同时，使用概率安全评价方法寻找出核电厂安全的薄弱环节来加以改进。迄今为止，不管美国、中国，以及欧洲等其他一些国家，确定论安全要求仍然是必须满足并作为颁发核设施许可证基础的，并不存在所谓“基于‘主观概率’就断定‘内陆核电是安全的’”问题。
“确定论安全要求”的创建者美国人说过，确定论安全要求是一个“打补丁”（patch work）的工作，并不能将风险定量化，所以无法回答“多安全是足够的？”（How safe is safe enough？）这个基本安全命题。自上世纪90年代开始，随着概率安全评价技术的发展和日益成熟，美国人开始建立“风险告知和基于性能”（risk-informed and performance-based）的安全要求，也就是用概率风险的观点来调整某些不合理的确定论安全要求。目前对核电厂熔堆或大规模放射性释放的概率评估并不完全是主观概率，因为在评估过程中所使用的设备失效数据可以通过大量的工业经验获得或验证，同时在使用这些统计数据时，也会评估其不确定性。
6．关于内陆核电厂址的大气弥散条件
问：“我国大部分内陆核电厂址是与欧美迥异的小静风天气，完全超出了美国‘高斯烟羽模型’的适用范围，为何还套用此工具评估对大气环境的影响、又是如何得出‘符合排放标准’结论？”
答：高斯直线烟流模式给出的估算结果是保守的，因此，在厂址评估和气态途径辐射环境影响估算中是可用的。另外，何院士和王研究员关于低风速条件会产生微米级“放射性气溶胶”颗粒并形成“核雾霾”的推断是主观的，反映了他们对于核电设计缺乏了解。
（1）高斯模式是以帕斯奎尔稳定度分类为基础的，基本的特点是湍流随稳定度增加而减小。然而，在低风速条件下，风向摆动效应使得侧向扩散能力随着稳定度的增加不降反增，使小风情况下的地面浓度值往往较小，而这正是多数常规高斯烟流模式不能正确模拟这类情况的原因之一。在美国，NRC根据野外试验的结果，在管理导则RG1.145中引入M修正因子（2~6），表示不考虑风摆效应的高斯烟流模式，在低风速下会高估实际地面浓度2-6倍。而我国在湖北咸宁核电厂和湖南桃花江核电厂址进行的现场大气弥散条件试验研究表明，低风速条件下，气载放射性羽流的水平扩散范围显著增大，从而使地面浓度明显降低。
咸宁核电厂和桃花江核电厂的现场大气试验指出，采用精细的大气弥散模式（蒙特卡罗数值扩散模式，三维拉格朗日高斯烟团模式）可以较现实地模拟低风速情况下的大气弥散条件，但这些模式的应用，需要实施较为庞大和精细的现场气象观测计划。相比之下，高斯直线烟流模式只需要有限的气象测量，由于其给出的估算结果是保守的，因此，在厂址评估和气态途径辐射环境影响估算中是可用的。
（2）何祚庥院士和王亦楠研究员在《湘鄂赣三省发展核电的安全风险不容低估》（2015年3月9日）一文中称：“核电厂年平均风速越高，静风频率越低，大气弥散条件越好，越有利于放射性气载污染物扩散，核电站正常运行时对周围公众的辐射影响越小。反之，则产生微米级‘放射性气溶胶’颗粒，形成‘核雾霾’。”实际上，在反应堆运行过程中，主冷却剂系统中极少量的腐蚀产物与固态裂变产物会随着系统的泄漏，在核岛厂房内部形成气溶胶，放射性废气处理系统以及通风系统的设计使得厂房空气排入外部环境前能够有效地净化处理这部分气载污染物，不会对环境造成不利影响，更不可能随风速条件形成所谓的“核雾霾”。
7．关于内陆核电厂散热系统运行的热影响
问：“湘鄂赣核电站装机容量之高没有国际先例可循，巨量废热排放将对局地气候产生什么影响。”（核电的热污染比火电严重得多，发达国家已注意到内陆核电对气候变化呈干旱趋势的区域造成很大负面影响；每个内陆核电站每天向空中排放2000亿大卡废热，这一史无前例且几乎贯穿全年的巨量热污染对长江流域旱情的加重不容忽视。）
答：我国还没有内陆核电厂，但我们可以借用美国的相关评价资料。NRC分别在1996年和2009年对美国运行核电厂的环境问题进行总体评估。在这两次环境问题识别中，均未提出冷却塔散热系统运行会加重流域旱情的问题，但均包括冷却塔运行产生的盐雾漂滴、结冰、起雾或湿度变化等所致的影响。
NRC的评估意见指出，核电厂冷却塔散热系统对于局地气候的影响是小尺度的（几km以内），并且指出对于局地气候的影响均在各局地气候参数的年际变化范围内。此外，按国家能源局统计，2014年我国火电装机容量超过9亿千瓦（电）。我们没有确切数据指出其中有多少分布在长江流域（应该是一个不小的份额），但至今也未见有人提出这些火电厂运行会加重流域干旱的问题。
8．严重事故工况下确保水资源安全的应急预案
问：“何以做到‘最严重事故工况下核污水可封堵、可贮存、可控制，最多只有4800～7000立方米且都被控制在安全壳内’？”（“为何没有‘事故情况下放射性气体通过降雨流入江河湖泊’的应急预案？福岛核电站至今也控制不住核污水以每天400吨的速度增长，场区50多万吨核污水早已堆满为患，不得不排向大海；……我国内陆核电安全论证严重低估了核事故的复杂性：既没有可信可靠的技术措施证明核污水如何‘封堵控’，也没考虑‘放射性气体逸出厂区、通过雨水进入地下和江河湖泊’的应急预案�！保�
答：（1）日本福岛核事故产生大量放射性污水的原因
福岛核事故现场贮存的放射性污水量不断增加的原因主要有两点：首先，一段时间内未能实现堆芯闭式循环冷却；其次，地震使反应堆厂房、汽机厂房以及周围的地下水疏水系统遭到损坏，来自靠山侧的地下水可以通过含水层流入损坏的厂房（每天约400 m3）并与放射性污水混合。为避免厂房内的放射性污水流出，东京电力公司保持厂房内的水位略低于厂房外的地下水位，因此，每天从反应堆和汽机厂房内抽出约800 m3的高放射性污染水。其中，大约400 m3的水复用于堆芯冷却，其余部分贮存在专用的贮罐内。
目前，东京电力公司与日本政府共同采取的多重措施已经实施生效，大量地下水进入损坏厂房的局面已得到控制。
（2）我国内陆核电厂址的安全性
日本福岛核事故由超设计基准地震和海啸事件引发，我们认为，这样的灾难性事件在我国内陆核电厂是极不可能发生的。因为这次地震发生在太平洋板块和欧亚大陆板块碰撞的板块俯冲带，而我国属于欧亚大陆板块，相比之下释放的能量要小很多。另外，我国核电厂厂址设计基准地震的确定，采用了国际上最严格的标准。到目前为止，我国各拟建内陆核电项目的设计基准地面地震动参数（SL-2）值低于0.2g，而我们设计采用的为0.3g，有很大裕量。
我国内陆核电厂的防洪设计采用国际上最严格标准，设计基准洪水位确定时考虑各种洪水事件组合，选取其中最大的洪水位来确定厂址的设计基准洪水位。各拟建内陆核电厂址按照洪水事件组合确定设计基准洪水位后，在确定厂坪标高时均采用了“干厂址”的理念，并留有很大的安全裕度，可以确保免受洪水危害。
（3）我国内陆核电厂与放射性污水有关的事故场景分析
我国内陆核电厂采用第三代核电技术，目前可供选择的堆型有AP1000和“华龙一号”。大量的安全论证结果表明，这些堆型即使发生严重事故工况，安全壳内也可实现堆芯的闭式循环冷却。在此场景下，以AP1000机组为例，即使考虑了非闭式循环冷却的极端事故场景（如考虑7天的应急补水），最终需要处理的总水量将为7200m³，远低于福岛核事故产生的放射性污水量，这些水量可以贮存在反应堆和核辅助厂房的自由空间内。产生这种差别的原因在于我国内陆核电厂采用的压水堆机型具有“大干式”安全壳（AP1000和“华龙一号”安全壳的自由体积分别为58000m3和89000m3），而福岛第一核电厂Mark I型和Mark II型抑压式安全壳分别仅为4280m3和4420m3，巨大的体积使得其在严重事故工况下具有很好的滞留能力和防氢爆能力。
（4）严重事故工况下环境风险可控
国际核能界在总结福岛核事故教训中均未提出内陆核电厂有危及水资源安全的风险，这表明内陆核电厂对水资源安全的风险属于比各种可信严重事故风险更低的剩余风险。对于核电厂的剩余风险，国际核能界不再在法规、标准中要求设防�？悸堑轿夜缁峁诘墓厍校诼胶说绯Ы贫ㄑ现厥鹿使た鱿氯繁Ｋ试窗踩挠痹ぐ�，确保实现环境风险可控。应急预案中考虑一系列措施，即使在极端情况下，亦能确保放射性污水得到贮存、封堵、隔离和处理。
9．与人口分布有关的风险评估与应急计划
问：“我国内陆核电站周边人口密度远远高于欧美，安全论证中是如何考虑场外应急的可行性和具体措施的？”
答：欧美等国的内陆核电厂周围人口密度并非全部低于我国内陆核电站，另外，到目前为止，我国已选的内陆核电厂址均能满足国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）中规定的场址周围人口分布相关要求。
（1）内陆核电厂与沿海核电厂的人口分布比较
对于全球范围内211个核电厂的人口分布，已经有学者（杨端节等）进行了比较分析，分析显示，核电厂址周围一定范围内的人口数和人口密度不完全取决于厂址选择在内陆地区还是沿海地区，还取决于所在地区的经济发达程度和人居环境等因素，因此，笼统地认为，我国内陆地区人口稠密因而建核电厂的风险太高，是有失偏颇的。而王亦楠研究员在《湘鄂赣三省发展核电的安全风险不容低估》一文中，质疑我国湘鄂赣三个内陆核电项目安全风险太高，理由之一是，这三个厂址80km范围的人口分别为738万人、617万人和666万人，人口密度是欧美的4-5倍。在美国确实有许多周围人口较少的内陆核电厂，但也有人口较多的核电厂，例如，Dresdon核电厂和Limerick核电厂半径80km范围内2000年底的总人口分别为734万人和765万人。
（2）内陆核电厂址周围人口分布的评价
国家对核电厂近区范围内的人口数作出限制，旨在发生事故时能有效执行应急响应计划。国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）中规定：规划限制区范围内不应有1万人以上的乡镇，厂址半径10km范围内不应有10万人以上的城镇；采用事故集体剂量法来评估核电厂址周围80km的人口分布，该准则要求综合考虑厂址周围不同方位和不同距离的人口分布，事故释放量以及一整年的风向、风速和大气稳定度等。到目前为止，我国已选的内陆核电厂址均能满足上述要求。
（3）核电厂应急计划的制定与实施
在应急计划制定与实施要求方面，内陆核电厂与沿海核电厂没有区别。内陆核电厂在应急计划执行范围内除与沿海核电厂那样可能涉及不同省界、地界的行政区划之间的协调外，还可能涉及上下游行政区间的协调。在我国，应急计划制定与审评、批准是核电厂取得安全许可证的重要条件之一。因此，所有核电厂必须遵循核应急的法规、标准要求，协调解决所有与应急组织和应急响应措施有关的问题。我国沿海核电厂在制定和实施应急计划方面，已经积累了大量的经验反馈，可供内陆核电厂参考。
10．关于核废物处置与核设施退役
问：“发达国家频频发生的核废料泄漏事故如何在我国避免？如何攻克‘核设施退役和高放废液处理’的风险隐患？”
答：首先，核废料处置与核设施退役不是内陆核电厂特有的问题，沿海核电厂也必须解决这方面的问题，因此，不能用核废物处置和退役作为反对内陆核电建设的理由。其次，核废物处置与核设施退役是核电产业链中的一个重要组成部分，国家有关部门和企事业单位在政策制订、科研攻关、设施建设等方面都在按规划进行。当然，其中会遇到不少困难，如高放废物的最终处置，需要我们花大力去攻关。
（1）我国对核电厂放射性固体废物的管理原则及低中放废物处置
放射性废物处置是指把废物安放进经过批准的设施中，实行与人类生存环境的安全隔离，确保进入环境的放射性核素的浓度处于可接受的水平。对于低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行近地表或地下处置。高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置。我国已在甘肃和广东建造了两个低中放固体废物处置场。实践证明，这种处置场对低中放废物实行安全隔离是有保障的。目前，我国核电厂所在的有关省份也已安排中低放固体废物处置场的规划和选址工作。
（2）我国对于乏燃料后端处理采取的策略
国际上对核燃料后端处理（乏燃料后处理和最终处置）通常有两种策略：一种是将乏燃料（高放废物）暂时贮存后，经过整备后永久处置；另一种是对乏燃料进行后处理，回收其中的铀和钚，并制成MOX燃料提供给反应堆使用。各核电国家按照自身的条件选择处理策略，我国采取第二种方式，以实现资源的充分利用和减轻环境保护负担，有利于放射性废物处置。我国已经有核电厂乏燃料后处理的部署，相关的准备工作（包括设备与技术引进谈判）正在进行中。
目前，我国运行核电厂产生的乏燃料贮存在电厂的乏燃料水池。大亚湾核电厂产生的部分乏燃料已运送甘肃404厂乏燃料后处理中试厂处理。在我国乏燃料后处理厂具备大规模乏燃料处理能力前，各运行核电厂的乏燃料仍将采用电厂就地贮存方式，必要时可在电厂建设独立的乏燃料贮存设施，这种贮存设施在美国已有成熟的建造和运行经验。
（3）核电厂退役
目前，在核电厂安全分析报告评审中，国家核安全局已要求核电厂营运单位提出有关核电厂退役的设想与安排。各核电厂从投入运行开始的第一年就按照国家财政部的规定提取退役基金，因此，核电厂退役经费是有保障的。在退役技术研究方面，我国正在积极开展相关的国际合作。例如，中核集团与英国国家核实验室于2015年10月18日签署了《成立中英联合研究与创新中心联合声明》，这个研究中心研发的内容包括了核设施退役的研究开发。
最后，关于长江流域的核电布局。
王亦楠研究员在《十问》中还对核电“安全发展”提出了5点政策建议，在《长江流域建核电站要慎重》中提出了3点政策建议，提出要将长江流域划分为内陆核电厂的“禁区”，这无疑是夸大了内陆核电厂的风险，将会对我国内陆核电发展的布局和安排产生重大的不利影响。
由于长江流域在我国国民经济、生态与环境方面占有十分重要的地位，所以中央在长江流域发展核电问题上持十分慎重的态度，这是十分正确的，这充分体现党中央、国务院对人民、对社会高度负责。国家有关政府部门也从我国长远的能源供应安全、改善能源结构、改善日益恶化的生态环境、满足区域经济发展对能源迫切需求出发，在过去十多年对包括长江流域在内的内陆核电发展作了大量的前期准备工作，组织中国工程院、有关研究单位、企业集团开展我国内陆地区安全发展核电可行性的深入研究和再研究，结论是正面的、积极的。特别是“两湖一江”地区，由于缺煤少气，严重制约社会经济的发展，国家有关部门在充分调查，反复论证的基础上，把它放在了优先发展的地位，批准开展前期工作。
我们认为长江流域有其地域的特殊性，但不能因此就将其简单地列入内陆核电建设的禁区。我们不仅要牢记历史上三大核事故给人类带来的不幸，也要充分注意到三大核事故产生的技术背景（这些反应堆都是上世纪70年代的产品，限于当时技术水平，设计本身就存在缺陷等等）以及事故后包括我国在内的国际核能界在提高核电安全性上所作的不懈努力和取得的重大成果�；谠缙谌嗣嵌院说绲娜鲜�，在安全方面人们把注意力集中在一系列设计基准事故的预防上，而对严重事故的发生缺乏足够的认识，更少在预防和缓解措施上下功夫。人们都是在挫折与失败中积累经验和总结教训。所以在过去20多年，国际核能界在严重事故的预防和缓解问题上下足了功夫，采取的一系列经过了科学的论证和严格的试验的措施，极大地提高了核电厂的安全水平。
在核设施的应急响应方面国家也十分重视，应急响应能力得到很大的提升，最近发布的中国核事故应急白皮书也充分反映了这一点。上述这些都充分体现在AP1000和“华龙一号”设计当中，也体现在内陆核电的厂址选择当中。尽管如此，我们仍不能说“绝对安全”（客观上也不存在绝对安全，安全只反映在一定条件下人们对风险的可接受水平）。但我们可以说，即使发生了极不可能发生的严重事故，基于目前的设计和管理水平，我们完全有能力把事故控制在核电站的厂区以内，不会对外部环境造成不可接受的影响，确保公众和环境的安全。
基于以上认识，赵成昆等专家建议有关政府部门：
（1）不要简单地把长江流域划为核电禁区；
（2）在作好充分论证和技术准备的基础上，把内陆核电纳入“十三五”核电发展规划，稳扎稳打，项目成熟一个，推出一个，发展初期不在数量上和速度上追求目标；
（3）核电厂址是国家的宝贵稀缺资源，对于条件好的内陆厂址要积极加以�；�。
