（根據(jù)《就王亦楠研究員有關(guān)內(nèi)陸核電安全的質(zhì)疑談談我們的看法》（中國核能行業(yè)協(xié)會網(wǎng)站，2016年3月4日）摘錄編寫）
對于王亦楠研究員在《中國經(jīng)濟周刊》等媒體上發(fā)表的一系列質(zhì)疑內(nèi)陸核電建設(shè)的文章，特別是分別于2015年10月和2016年3月發(fā)表的《力主“內(nèi)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》）和《長江流域建核電站要慎重》，趙成昆等專家有話要說。
趙成昆等認為，王亦楠研究員在《十問》中要將長江流域劃分為內(nèi)陸核電的“禁區(qū)”和“負面清單”的觀點嚴重夸大了內(nèi)陸核電的環(huán)境安全風險，他們衷心希望在我國內(nèi)陸核電發(fā)展方面能形成科學、理性地討論問題的氛圍。
筆者現(xiàn)將四位專家精彩專業(yè)的10問答（詳見中國核能行業(yè)協(xié)會網(wǎng)站，2016年3月4日趙成昆，周如明，毛亞蔚，翁明輝等四位專家通過發(fā)表的“就王亦楠研究員有關(guān)內(nèi)陸核電安全的質(zhì)疑談談我們的看法”）中關(guān)鍵內(nèi)容摘錄如下：
1．內(nèi)陸核電安全論證中如何考慮“Nuclear Security”？
問：“Nuclear Security”（核安保）的內(nèi)涵遠遠大于“Nuclear Safety”（核安全），為什么內(nèi)陸核電廠還將“中子彈、恐怖襲擊、網(wǎng)絡攻擊、人為破壞”等外部風險列入“不予考慮的剩余風險”。
答：王亦楠研究員誤讀了核安保和核安全之間的關(guān)系。
核安保和核安全兩個概念處理不同領(lǐng)域的事情，并不存在核安保的內(nèi)涵遠遠大于核安全的問題�！爸凶訌棧☉�(zhàn)術(shù)核武器）、恐怖襲擊、網(wǎng)絡攻擊、人為破壞”屬于核安保領(lǐng)域的問題，而“考不考慮戰(zhàn)術(shù)核武器的攻擊”的討論已脫離核安全和核安保領(lǐng)域的范疇，而進入到國家安全的范疇，就像三峽大壩建設(shè)前許多人也提出了大壩能不能經(jīng)受核武器攻擊的問題。這就要求我們不斷加強國防建設(shè)，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(jīng)濟項目的建設(shè)都無從談起。
2．我國核安全法規(guī)的水平
問：“為何2004年修訂的《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》（HAF102）至今也不升級？內(nèi)陸核電安全評價為何依據(jù)早已過時的核安全法規(guī)和導則？”
答：該提法是不符合實際的，也反映出王亦楠研究員對我國的核安全法規(guī)與安全評審缺乏了解，與王亦楠研究員的想象不同，法規(guī)和標準的升版并不一定意味著所有要求的提高。
（1）我國2004年修訂的《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》（HAF102）參考的是IAEA2000年版安全標準“Safety of Nuclear Power Plants: Design”，它提出了完整的針對核電廠嚴重事故的設(shè)計要求。與IAEA2000年版相比，IAEA2012年和2015年升版的安全標準主要是將2000年版中一些后續(xù)實踐表明并不完全合理的要求做了修正、以及考慮福島核電廠事故的經(jīng)驗教訓，要求核電廠設(shè)置移動電源和移動泵等設(shè)施。而我國核安全局于2012年6月發(fā)布的《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求》中，重要的要求之一就是移動電源和移動泵的設(shè)置，目前我國核電廠均已完成這些改進。此外，國家核安全局正在組織對IAEA2015版標準進行消化吸收，準備盡快升版HAF102。
（2）對于大型商用飛機對核電廠的惡意撞擊問題，許多國家的核電供貨商在新一代核電廠的開發(fā)中已將相關(guān)防護納入設(shè)計考慮，在后續(xù)AP1000項目（包括湘鄂贛三個內(nèi)陸核電項目）以及隨后我國自主開發(fā)的華龍1號、CAP1400核電廠中，均已能實現(xiàn)抗大型商用飛機惡意撞擊的設(shè)計。
3．關(guān)于AP1000設(shè)計的安全標準
問：“‘均按AP1000設(shè)計’的我國內(nèi)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？”。
答：湘鄂贛3個內(nèi)陸核電廠采用的AP1000設(shè)計，與美國本土正在建設(shè)的4個AP1000核電機組，是同等安全的，沒有本質(zhì)區(qū)別，符合國際最高安全標準。
（1）AP1000采用先進的第三代壓水堆技術(shù)，有完善的嚴重事故預防和緩解措施，可以確保實現(xiàn)控制反應性、排除堆芯熱量和包容放射性物質(zhì)的安全功能，例如，安全殼內(nèi)設(shè)置氫氣監(jiān)測系統(tǒng)和非能動的氫氣復合器及氫點火器，防止發(fā)生氫氣爆燃或爆炸；又如，前面提到的防止大型商用飛機的惡意撞擊等。這些AP1000嚴重事故預防和緩解措施的設(shè)計均符合美國相應CFR（聯(lián)邦法規(guī)）的要求，并已通過美國NRC的審查。
（2）我國企業(yè)與西屋公司簽訂的技術(shù)轉(zhuǎn)讓合同中約定，AP1000的任何設(shè)計優(yōu)化和修改成果，中方都有權(quán)得到。西屋公司在技術(shù)轉(zhuǎn)讓過程中兌現(xiàn)了承諾，向中方反饋了DCD（設(shè)計控制文件）升版的全部設(shè)計優(yōu)化信息。目前，最新的DCD19版中絕大多數(shù)設(shè)計的修改已經(jīng)在依托項目4臺機組建設(shè)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(shè)計修改外。
4．關(guān)于AP1000核心設(shè)備的可靠性
問：“AP1000主回路的核心設(shè)備（屏蔽電機泵、爆破閥等）毫無核電廠實際運行經(jīng)驗，至今主泵還在試制中，連可靠性數(shù)據(jù)庫都談不上，又是如何得出‘AP1000的事故概率已經(jīng)低到10-7’、‘60年免維修’的？”
答：用于AP1000這一類屏蔽泵的技術(shù)復雜，要求高，先后經(jīng)歷了七年的制造和驗證過程，這也可視為一種創(chuàng)新技術(shù)得到驗證必須經(jīng)歷的艱苦過程。關(guān)注內(nèi)陸核電建設(shè)的企業(yè)、工程技術(shù)人員以及社會公眾，都十分關(guān)注AP1000屏蔽泵的制造質(zhì)量。因此，相關(guān)企業(yè)與監(jiān)管部門應提高與AP1000核心設(shè)備制造質(zhì)量有關(guān)信息的透明度，以回答社會各方的關(guān)切。目前，屏蔽主泵已按技術(shù)規(guī)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(shè)計、制造、試驗驗證結(jié)果、研制過程中出現(xiàn)問題的處理情況進行了綜合檢查。審查結(jié)論是，AP1000主泵性能滿足技術(shù)規(guī)格書要求。目前，AP1000依托項目的主泵已陸續(xù)發(fā)運至國內(nèi)安裝調(diào)試。
5．關(guān)于概率論方法在安全評價中的應用
問：“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(nèi)還有機構(gòu)基于‘主觀概率’就斷定‘內(nèi)陸核電是安全的’？”
答：自上世紀80年代開始，國際上就確定了“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(huán)節(jié)來加以改進。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(fā)核設(shè)施許可證基礎(chǔ)的，并不存在所謂“基于‘主觀概率’就斷定‘內(nèi)陸核電是安全的’”問題。
“確定論安全要求”的創(chuàng)建者美國人說過，確定論安全要求是一個“打補丁”（patch work）的工作，并不能將風險定量化，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。自上世紀90年代開始，隨著概率安全評價技術(shù)的發(fā)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(diào)整某些不合理的確定論安全要求。目前對核電廠熔堆或大規(guī)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(shè)備失效數(shù)據(jù)可以通過大量的工業(yè)經(jīng)驗獲得或驗證，同時在使用這些統(tǒng)計數(shù)據(jù)時，也會評估其不確定性。
6．關(guān)于內(nèi)陸核電廠址的大氣彌散條件
問：“我國大部分內(nèi)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(huán)境的影響、又是如何得出‘符合排放標準’結(jié)論？”
答：高斯直線煙流模式給出的估算結(jié)果是保守的，因此，在廠址評估和氣態(tài)途徑輻射環(huán)境影響估算中是可用的。另外，何院士和王研究員關(guān)于低風速條件會產(chǎn)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(shè)計缺乏了解。
（1）高斯模式是以帕斯奎爾穩(wěn)定度分類為基礎(chǔ)的，基本的特點是湍流隨穩(wěn)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(cè)向擴散能力隨著穩(wěn)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(shù)常規(guī)高斯煙流模式不能正確模擬這類情況的原因之一。在美國，NRC根據(jù)野外試驗的結(jié)果，在管理導則RG1.145中引入M修正因子（2~6），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。而我國在湖北咸寧核電廠和湖南桃花江核電廠址進行的現(xiàn)場大氣彌散條件試驗研究表明，低風速條件下，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(xiàn)場大氣試驗指出，采用精細的大氣彌散模式（蒙特卡羅數(shù)值擴散模式，三維拉格朗日高斯煙團模式）可以較現(xiàn)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(xiàn)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(jié)果是保守的，因此，在廠址評估和氣態(tài)途徑輻射環(huán)境影響估算中是可用的。
（2）何祚庥院士和王亦楠研究員在《湘鄂贛三省發(fā)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(chǎn)生微米級‘放射性氣溶膠’顆粒，形成‘核霧霾’�！睂嶋H上，在反應堆運行過程中，主冷卻劑系統(tǒng)中極少量的腐蝕產(chǎn)物與固態(tài)裂變產(chǎn)物會隨著系統(tǒng)的泄漏，在核島廠房內(nèi)部形成氣溶膠，放射性廢氣處理系統(tǒng)以及通風系統(tǒng)的設(shè)計使得廠房空氣排入外部環(huán)境前能夠有效地凈化處理這部分氣載污染物，不會對環(huán)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(guān)于內(nèi)陸核電廠散熱系統(tǒng)運行的熱影響
問：“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(chǎn)生什么影響�！保ê穗姷臒嵛廴颈然痣妵乐氐枚�，發(fā)達國家已注意到內(nèi)陸核電對氣候變化呈干旱趨勢的區(qū)域造成很大負面影響；每個內(nèi)陸核電站每天向空中排放2000億大卡廢熱，這一史無前例且?guī)缀踟灤┤甑木蘖繜嵛廴緦﹂L江流域旱情的加重不容忽視。）
答：我國還沒有內(nèi)陸核電廠，但我們可以借用美國的相關(guān)評價資料。NRC分別在1996年和2009年對美國運行核電廠的環(huán)境問題進行總體評估。在這兩次環(huán)境問題識別中，均未提出冷卻塔散熱系統(tǒng)運行會加重流域旱情的問題，但均包括冷卻塔運行產(chǎn)生的鹽霧漂滴、結(jié)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(tǒng)對于局地氣候的影響是小尺度的（幾km以內(nèi)），并且指出對于局地氣候的影響均在各局地氣候參數(shù)的年際變化范圍內(nèi)。此外，按國家能源局統(tǒng)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(shù)據(jù)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
問：“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(nèi)’？”（“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(qū)50多萬噸核污水早已堆滿為患，不得不排向大海；……我國內(nèi)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(shù)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(qū)、通過雨水進入地下和江河湖泊’的應急預案�！保�
答：（1）日本福島核事故產(chǎn)生大量放射性污水的原因
福島核事故現(xiàn)場貯存的放射性污水量不斷增加的原因主要有兩點：首先，一段時間內(nèi)未能實現(xiàn)堆芯閉式循環(huán)冷卻；其次，地震使反應堆廠房、汽機廠房以及周圍的地下水疏水系統(tǒng)遭到損壞，來自靠山側(cè)的地下水可以通過含水層流入損壞的廠房（每天約400 m3）并與放射性污水混合。為避免廠房內(nèi)的放射性污水流出，東京電力公司保持廠房內(nèi)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(nèi)抽出約800 m3的高放射性污染水。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(nèi)。
目前，東京電力公司與日本政府共同采取的多重措施已經(jīng)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(nèi)陸核電廠址的安全性
日本福島核事故由超設(shè)計基準地震和海嘯事件引發(fā)，我們認為，這樣的災難性事件在我國內(nèi)陸核電廠是極不可能發(fā)生的。因為這次地震發(fā)生在太平洋板塊和歐亞大陸板塊碰撞的板塊俯沖帶，而我國屬于歐亞大陸板塊，相比之下釋放的能量要小很多。另外，我國核電廠廠址設(shè)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(nèi)陸核電項目的設(shè)計基準地面地震動參數(shù)（SL-2）值低于0.2g，而我們設(shè)計采用的為0.3g，有很大裕量。
我國內(nèi)陸核電廠的防洪設(shè)計采用國際上最嚴格標準，設(shè)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(shè)計基準洪水位。各擬建內(nèi)陸核電廠址按照洪水事件組合確定設(shè)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(nèi)陸核電廠與放射性污水有關(guān)的事故場景分析
我國內(nèi)陸核電廠采用第三代核電技術(shù)，目前可供選擇的堆型有AP1000和“華龍一號”。大量的安全論證結(jié)果表明，這些堆型即使發(fā)生嚴重事故工況，安全殼內(nèi)也可實現(xiàn)堆芯的閉式循環(huán)冷卻。在此場景下，以AP1000機組為例，即使考慮了非閉式循環(huán)冷卻的極端事故場景（如考慮7天的應急補水），最終需要處理的總水量將為7200m³，遠低于福島核事故產(chǎn)生的放射性污水量，這些水量可以貯存在反應堆和核輔助廠房的自由空間內(nèi)。產(chǎn)生這種差別的原因在于我國內(nèi)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），而福島第一核電廠Mark I型和Mark II型抑壓式安全殼分別僅為4280m3和4420m3，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(huán)境風險可控
國際核能界在總結(jié)福島核事故教訓中均未提出內(nèi)陸核電廠有危及水資源安全的風險，這表明內(nèi)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(guī)、標準中要求設(shè)防�？紤]到我國社會公眾的關(guān)切，內(nèi)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(xiàn)環(huán)境風險可控。應急預案中考慮一系列措施，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(guān)的風險評估與應急計劃
問：“我國內(nèi)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？”
答：歐美等國的內(nèi)陸核電廠周圍人口密度并非全部低于我國內(nèi)陸核電站，另外，到目前為止，我國已選的內(nèi)陸核電廠址均能滿足國家標準《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB6249-2011）中規(guī)定的場址周圍人口分布相關(guān)要求。
（1）內(nèi)陸核電廠與沿海核電廠的人口分布比較
對于全球范圍內(nèi)211個核電廠的人口分布，已經(jīng)有學者（楊端節(jié)等）進行了比較分析，分析顯示，核電廠址周圍一定范圍內(nèi)的人口數(shù)和人口密度不完全取決于廠址選擇在內(nèi)陸地區(qū)還是沿海地區(qū)，還取決于所在地區(qū)的經(jīng)濟發(fā)達程度和人居環(huán)境等因素，因此，籠統(tǒng)地認為，我國內(nèi)陸地區(qū)人口稠密因而建核電廠的風險太高，是有失偏頗的。而王亦楠研究員在《湘鄂贛三省發(fā)展核電的安全風險不容低估》一文中，質(zhì)疑我國湘鄂贛三個內(nèi)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(nèi)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(nèi)2000年底的總?cè)丝诜謩e為734萬人和765萬人。
（2）內(nèi)陸核電廠址周圍人口分布的評價
國家對核電廠近區(qū)范圍內(nèi)的人口數(shù)作出限制，旨在發(fā)生事故時能有效執(zhí)行應急響應計劃。國家標準《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB6249-2011）中規(guī)定：規(guī)劃限制區(qū)范圍內(nèi)不應有1萬人以上的鄉(xiāng)鎮(zhèn)，廠址半徑10km范圍內(nèi)不應有10萬人以上的城鎮(zhèn)；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(wěn)定度等。到目前為止，我國已選的內(nèi)陸核電廠址均能滿足上述要求。
（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(nèi)陸核電廠與沿海核電廠沒有區(qū)別。內(nèi)陸核電廠在應急計劃執(zhí)行范圍內(nèi)除與沿海核電廠那樣可能涉及不同省界、地界的行政區(qū)劃之間的協(xié)調(diào)外，還可能涉及上下游行政區(qū)間的協(xié)調(diào)。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(guī)、標準要求，協(xié)調(diào)解決所有與應急組織和應急響應措施有關(guān)的問題。我國沿海核電廠在制定和實施應急計劃方面，已經(jīng)積累了大量的經(jīng)驗反饋，可供內(nèi)陸核電廠參考。
10．關(guān)于核廢物處置與核設(shè)施退役
問：“發(fā)達國家頻頻發(fā)生的核廢料泄漏事故如何在我國避免？如何攻克‘核設(shè)施退役和高放廢液處理’的風險隱患？”
答：首先，核廢料處置與核設(shè)施退役不是內(nèi)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(nèi)陸核電建設(shè)的理由。其次，核廢物處置與核設(shè)施退役是核電產(chǎn)業(yè)鏈中的一個重要組成部分，國家有關(guān)部門和企事業(yè)單位在政策制訂、科研攻關(guān)、設(shè)施建設(shè)等方面都在按規(guī)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(guān)。
（1）我國對核電廠放射性固體廢物的管理原則及低中放廢物處置
放射性廢物處置是指把廢物安放進經(jīng)過批準的設(shè)施中，實行與人類生存環(huán)境的安全隔離，確保進入環(huán)境的放射性核素的濃度處于可接受的水平。對于低、中水平放射性固體廢物在符合國家規(guī)定的區(qū)域?qū)嵭薪乇砘虻叵绿幹�。高水平放射性固體廢物實行集中的深地質(zhì)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(guān)省份也已安排中低放固體廢物處置場的規(guī)劃和選址工作。
（2）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(jīng)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，我國采取第二種方式，以實現(xiàn)資源的充分利用和減輕環(huán)境保護負擔，有利于放射性廢物處置。我國已經(jīng)有核電廠乏燃料后處理的部署，相關(guān)的準備工作（包括設(shè)備與技術(shù)引進談判）正在進行中。
目前，我國運行核電廠產(chǎn)生的乏燃料貯存在電廠的乏燃料水池。大亞灣核電廠產(chǎn)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(guī)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(shè)獨立的乏燃料貯存設(shè)施，這種貯存設(shè)施在美國已有成熟的建造和運行經(jīng)驗。
（3）核電廠退役
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(guān)核電廠退役的設(shè)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(guī)定提取退役基金，因此，核電廠退役經(jīng)費是有保障的。在退役技術(shù)研究方面，我國正在積極開展相關(guān)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(lián)合研究與創(chuàng)新中心聯(lián)合聲明》，這個研究中心研發(fā)的內(nèi)容包括了核設(shè)施退役的研究開發(fā)。
最后，關(guān)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(fā)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(nèi)陸核電廠的“禁區(qū)”，這無疑是夸大了內(nèi)陸核電廠的風險，將會對我國內(nèi)陸核電發(fā)展的布局和安排產(chǎn)生重大的不利影響。
由于長江流域在我國國民經(jīng)濟、生態(tài)與環(huán)境方面占有十分重要的地位，所以中央在長江流域發(fā)展核電問題上持十分慎重的態(tài)度，這是十分正確的，這充分體現(xiàn)黨中央、國務院對人民、對社會高度負責。國家有關(guān)政府部門也從我國長遠的能源供應安全、改善能源結(jié)構(gòu)、改善日益惡化的生態(tài)環(huán)境、滿足區(qū)域經(jīng)濟發(fā)展對能源迫切需求出發(fā)，在過去十多年對包括長江流域在內(nèi)的內(nèi)陸核電發(fā)展作了大量的前期準備工作，組織中國工程院、有關(guān)研究單位、企業(yè)集團開展我國內(nèi)陸地區(qū)安全發(fā)展核電可行性的深入研究和再研究，結(jié)論是正面的、積極的。特別是“兩湖一江”地區(qū)，由于缺煤少氣，嚴重制約社會經(jīng)濟的發(fā)展，國家有關(guān)部門在充分調(diào)查，反復論證的基礎(chǔ)上，把它放在了優(yōu)先發(fā)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(nèi)陸核電建設(shè)的禁區(qū)。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(chǎn)生的技術(shù)背景（這些反應堆都是上世紀70年代的產(chǎn)品，限于當時技術(shù)水平，設(shè)計本身就存在缺陷等等）以及事故后包括我國在內(nèi)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(shè)計基準事故的預防上，而對嚴重事故的發(fā)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(jīng)驗和總結(jié)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(jīng)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(shè)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(fā)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(xiàn)在AP1000和“華龍一號”設(shè)計當中，也體現(xiàn)在內(nèi)陸核電的廠址選擇當中。盡管如此，我們?nèi)圆荒苷f“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(fā)生了極不可能發(fā)生的嚴重事故，基于目前的設(shè)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(qū)以內(nèi)，不會對外部環(huán)境造成不可接受的影響，確保公眾和環(huán)境的安全。
基于以上認識，趙成昆等專家建議有關(guān)政府部門：
（1）不要簡單地把長江流域劃為核電禁區(qū)；
（2）在作好充分論證和技術(shù)準備的基礎(chǔ)上，把內(nèi)陸核電納入“十三五”核電發(fā)展規(guī)劃，穩(wěn)扎穩(wěn)打，項目成熟一個，推出一個，發(fā)展初期不在數(shù)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(nèi)陸廠址要積極加以保護。
