低溫供熱堆選址階段的環(huán)境影響評(píng)價(jià)與分析

王 猛，陳海龍，陳長智，陳耀東，廉 冰

(1.中國輻射防護(hù)研究院，太原 030006；2.國核電力規(guī)劃設(shè)計(jì)研究院有限公司，北京 100124；3.國家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院有限公司，北京 100124)

前 言

低溫供熱堆是在低溫下運(yùn)行，具有固有安全性、可靠性高、技術(shù)成熟、系統(tǒng)簡單、運(yùn)行穩(wěn)定、占地面積小等優(yōu)點(diǎn)，并且建造成本低、運(yùn)行維護(hù)簡便，廠址能夠選在城市附近。從上世紀(jì)80年代開啟首次核能供熱工程試驗(yàn)以來，過去近四十年中，我國沒有中斷核能供熱的研發(fā)工作。截止目前，國內(nèi)已有且即將展開工程示范的供熱堆主要包括ACP100和CAP200小型供熱堆、“燕龍”池式低溫供熱堆、殼式供熱堆NHR200-Ⅱ、微壓供熱堆HAPPY200。目前，我國將采用成熟的NHR200-Ⅱ低溫供熱堆技術(shù)，在華北規(guī)劃建設(shè)我國首個(gè)小型核能供熱示范項(xiàng)目。

我國2015年1月1日實(shí)施的《中華人民共和國環(huán)境保護(hù)法》和2018年12月29日實(shí)施的《中華人民共和國環(huán)境影響評(píng)價(jià)法》均明確了建設(shè)項(xiàng)目必須根據(jù)其對(duì)環(huán)境的影響程度，對(duì)其環(huán)境影響評(píng)價(jià)實(shí)施分類管理。對(duì)于可能造成重大影響的，應(yīng)當(dāng)編制環(huán)境影響報(bào)告書，對(duì)產(chǎn)生的環(huán)境影響進(jìn)行全面評(píng)價(jià)。本文主要是基于上述規(guī)定，結(jié)合核設(shè)施選址階段的審評(píng)要求，依據(jù)低溫供熱堆初步可行性研究階段的工程設(shè)計(jì)方案進(jìn)行環(huán)境影響評(píng)價(jià)與分析。

由于目前我國還沒有針對(duì)低溫供熱堆的環(huán)境影響評(píng)價(jià)驗(yàn)收準(zhǔn)則，本文在低溫供熱堆選址階段的環(huán)境影響評(píng)價(jià)與分析過程中，主要參考了我國在1996年組織編寫的四項(xiàng)技術(shù)文件：《低溫供熱堆廠址選擇安全準(zhǔn)則》(HAF-J0059)、《低溫供熱堆運(yùn)行輻射防護(hù)安全準(zhǔn)則》(HAF-J0060)、《低溫供熱堆核事故應(yīng)急準(zhǔn)備安全準(zhǔn)則》(HAF-J0061)及《低溫供熱堆放射性廢物管理安全準(zhǔn)則》(HAF-J0061)，國家核安全局2016年組織編制的《小型壓水堆核動(dòng)力廠安全審評(píng)原則(試行)》(國核安發(fā)[2016]1號(hào))，國防科工局2017年印發(fā)的《陸上小型壓水堆核應(yīng)急工作指導(dǎo)意見(試行)》。同時(shí)參考了《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防規(guī)定》(GB6249-2011)和《環(huán)境影響評(píng)價(jià)技術(shù)導(dǎo)則 核電廠環(huán)境影響報(bào)告書的格式和內(nèi)容》(HJ808-2016)。

1 廠址環(huán)境

擬建低溫供熱堆初步選址在吉林省X市，分為A廠址和B廠址兩個(gè)候選廠址，兩候選廠址直線距離相距約4.45km。為了完成工程選址階段環(huán)境影響評(píng)價(jià)與分析，前期完成了一系列的專題研究，作為環(huán)評(píng)報(bào)告的編制依據(jù)。就兩個(gè)候選廠址主要環(huán)境影響因素對(duì)比分析如下：

人口分布：兩廠址半徑0.25km范圍內(nèi)人口數(shù)為0；距離A廠址最近的居民點(diǎn)距廠址直線距離約0.6km，距離B廠址最近的居民點(diǎn)距廠址直線距離約0.4km。從人口分布來看，綜合A廠址和B廠址的SPF值，兩個(gè)廠址均能滿足《低溫核供熱堆廠址選擇安全準(zhǔn)則》中“計(jì)算低溫核供熱堆周圍R≤50km范圍內(nèi)的加權(quán)人口數(shù)N(R)及其響應(yīng)的SPF(R)值，不同R對(duì)應(yīng)的SPF(R)值都以不大于10為宜”的要求(經(jīng)計(jì)算，SPF(R)值最大值為1，最小值為0.027)。兩個(gè)候選廠址半徑2km范圍內(nèi)無1萬人以上的人口集中居住區(qū)，滿足《小型核動(dòng)力廠非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)劃分原則與要求(征求意見稿)》的相關(guān)要求。

工業(yè)和交通：A廠址半徑15km范圍內(nèi)有規(guī)模以上工礦企業(yè)45家，共計(jì)職工31 180人，產(chǎn)值205.03億元，分布在廠址NNE～SSW方位，距廠址中心4km～12.5km范圍內(nèi)；B廠址半徑15km范圍內(nèi)有規(guī)模以上工礦企業(yè)45家，共計(jì)職工28 264人，產(chǎn)值201.3億元，分布在廠址N～WSW方位，距廠址中心3.4～13.7km范圍內(nèi)。兩廠址半徑15km范圍內(nèi)有高速公路2條(S0111、G11)、國道1條(G201)、省道2條(S205、S207)，鄉(xiāng)村道路網(wǎng)已普及到各個(gè)自然村，省、縣、鄉(xiāng)道可將各鄉(xiāng)鎮(zhèn)、村連接至交通干道，通達(dá)周邊城市。

環(huán)境敏感區(qū)：兩候選廠址半徑15km范圍內(nèi)均無國家級(jí)風(fēng)景名勝區(qū)、文物保護(hù)單位和自然保護(hù)區(qū)。

潛在的外部人為事件：潛在的外部人為事件包括民爆品儲(chǔ)運(yùn)、汽柴油儲(chǔ)運(yùn)、液化氣儲(chǔ)運(yùn)、危險(xiǎn)化學(xué)品儲(chǔ)運(yùn)、天然氣管線分布、機(jī)場及航線、軍事設(shè)施等。從外部人為事件角度而言，周圍現(xiàn)有危險(xiǎn)源不存在影響A廠址和B廠址核能小型堆安全的因素。

大氣彌散條件：從候選廠址周邊3個(gè)氣象臺(tái)站(A氣象站、B氣象站和C氣象站)全年風(fēng)向頻率玫瑰圖(2008～2017年)可見，A和C氣象站的最多風(fēng)向集中在SW，B氣象站的風(fēng)向集中在W和WSW，分析其原因主要是由于局部地形導(dǎo)致。A氣象站、B氣象站和C氣象站的靜風(fēng)頻率分別為20%、13%、18%?？傮w上看，各站風(fēng)向分布情況較為一致。通過對(duì)氣象要素進(jìn)行相關(guān)性、一致性和代表性分析，最終選擇距離廠址最近的A氣象站作為代表性氣象站。

放射性廢水彌散條件：考慮到核能小型堆放射性廢水實(shí)施零排放，可不考慮放射性廢水彌散條件[1]。

2 工程概況

擬建低溫供熱堆廠址的規(guī)劃容量配置為4臺(tái)核能供熱機(jī)組，分期建設(shè)。一期規(guī)劃建設(shè)熱功率為2×200MWt的HAPPY200型微壓供熱堆，可滿足1 000萬m2以上的居民供熱需求。

本工程專設(shè)安全設(shè)施由非能動(dòng)充排冷卻系統(tǒng)(PFB)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PHR)、非能動(dòng)池水空冷系統(tǒng)(PAC)以及氫氣消除系統(tǒng)(HCS)等組成。主要核輔助系統(tǒng)包括：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)、核取樣系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)、核島廠房通風(fēng)、空調(diào)系統(tǒng)等。核反應(yīng)堆主要技術(shù)參數(shù)和堆芯基本物理參數(shù)詳見表1。

表1 核反應(yīng)堆主要技術(shù)參數(shù)和堆芯基本物理參數(shù)Tab.1 Main technical parameters and core basic physical parameters of nuclear reactor

放射性廢氣管理系統(tǒng)收集放射性氣體和含氫氣體，并對(duì)放射性氣體進(jìn)行處理后，向環(huán)境受控排放(通過60m煙囪排放)。低放廢液主要采用過濾+蒸發(fā)+離子交換方法處理， 經(jīng)過處理后的廢液年產(chǎn)生量估算為300m3/年，通過建造長寬為10m×10m，深度1.5m的蒸干池，使廢液定時(shí)定量流入蒸干池后自然蒸發(fā)，實(shí)現(xiàn)廢液零排放。保守考慮核素在蒸發(fā)池中全部以氣態(tài)形式排放。放射性固體廢物中低放廢液蒸發(fā)處理產(chǎn)生的濃縮液、帶放射性的廢樹脂經(jīng)過水泥固化轉(zhuǎn)變?yōu)楣腆w廢物；其它廢物分為可壓縮及不可壓縮廢物兩類并分別收集，可壓縮廢物主要為運(yùn)行和檢修過程中控制區(qū)內(nèi)被放射性污染的廢棄非金屬材料及部件，使用后廢棄的各種去污和勞保用品等。不可壓縮廢物主要指廢棄的小型金屬設(shè)備及零部件等。廢樹脂采用的是桶內(nèi)干燥+二次包裝水泥固定法；可壓縮廢物是采用壓縮打包的方法；不可壓縮廢物是直接放入到200L金屬桶內(nèi)。廢物桶最終采用超級(jí)壓縮的方法進(jìn)一步壓縮[1]。

3 放射性流出物產(chǎn)生和排放

3.1 正常運(yùn)行工況下放射性流出物的產(chǎn)生和排放

低溫供熱堆正常運(yùn)行工況下，氣載放射性流出物主要包括惰性氣體、碘、粒子、碳14和氚。根據(jù)工程初步可行性研究報(bào)告給出的放射性氣載流出物的排放源項(xiàng)，單堆放射性惰性氣體排放量為6.2×1013Bq/a，碘排放量為4.63×107Bq/a，粒子排放量為5.95×106Bq/a，碳14排放量為1.0×1010Bq/a，氚排放量為1.62×1012Bq/a。放射性氣載流出物經(jīng)排風(fēng)凈化后，均通過60m煙囪(評(píng)價(jià)中心)排入外環(huán)境。

國家標(biāo)準(zhǔn)《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB6249-2011)[2]要求核動(dòng)力廠必須按每堆實(shí)施放射性流出物的年排放總量控制，對(duì)于熱功率大于或小于3000MW的反應(yīng)堆，應(yīng)根據(jù)其功率適當(dāng)調(diào)整排放總量。對(duì)于同一堆型的多堆廠址，全廠所有機(jī)組的年總排放量應(yīng)控制在單堆排放控制值的4倍以內(nèi)。表2給出了該核能供熱示范項(xiàng)目單堆機(jī)組的各類放射性流出物年排放量與本工程管理限值相應(yīng)總量控制的比較，從表2可以看出，該核能供熱示范項(xiàng)目正常運(yùn)行狀態(tài)下，單臺(tái)機(jī)組的各類放射性流出物的年設(shè)計(jì)排放量均能滿足管理限值規(guī)定的總量控制要求。

表2 各類放射性流出物年排放量與本工程管理限值的比較Tab.2 Comparison between the annual discharge of various radioactive effluents and the management limit of the project (Bq/a)

本工程放射性廢水實(shí)行零排放，放射性廢液經(jīng)過過濾、蒸發(fā)、離子交換三級(jí)處理，最終排水出口濃度不高于100Bq/L，處理后的廢水排入本項(xiàng)目設(shè)置的天然蒸發(fā)池中進(jìn)行自然蒸發(fā)。因此，假定天然蒸發(fā)池中的放射性核素以氣態(tài)形式排放，進(jìn)而對(duì)廠址周圍環(huán)境產(chǎn)生輻射影響。微壓供熱堆液態(tài)流出物排放量總計(jì)1.42E+12Bq/a(以氚的排放為主，其它可以忽略不計(jì))[1]。

3.2 選址假想事故與源項(xiàng)估算假設(shè)

選址假想事故是用于廠址適宜性評(píng)價(jià)的假想事故，這種事故發(fā)生的概率極小，是在壽期內(nèi)極不可能發(fā)生的假想事故。本工程為選址階段，初步考慮全堆熔事故作為選址假想事故，事故源項(xiàng)計(jì)算基本假設(shè)如下：

(1)反應(yīng)堆核功率為200MW；

(2)核燃料燃耗深度為：燃耗18個(gè)月?lián)Q料40346MWd/tU；

(3)假定全堆37盒組件全部熔化；

(4)從熔化的燃料中釋放到水池的釋放份額按照RG 1.183《評(píng)價(jià)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的替代源項(xiàng)》[3]中的釋放份額；

(5)從燃料組件釋放出來的放射性物質(zhì)先進(jìn)入水池，考慮水對(duì)裂變產(chǎn)物的滯留，其釋放比例為：碘為5.0×10-4；銫1.0×10-5；惰性氣體1.0；其它固體裂變產(chǎn)物及氣溶膠1.0×10-4。(冷卻劑對(duì)裂變產(chǎn)物的滯留份額)；

(6)釋放的裂變產(chǎn)物直接進(jìn)入反應(yīng)堆廠房氣空間，并且在反應(yīng)堆廠房氣空間內(nèi)均勻混合分布；

(7)反應(yīng)堆廠房氣空間內(nèi)碘的組分為：有機(jī)碘0.5%，碘化銫99.5%；

(8)在設(shè)計(jì)壓力下，反應(yīng)堆廠房每天的總泄漏量為反應(yīng)堆廠房內(nèi)包容的自由氣體和蒸汽總量向環(huán)境中的釋放量等。反應(yīng)堆廠房氣體容積3 000m3，每天允許泄漏率為0.3%[1]。

4 評(píng)價(jià)準(zhǔn)則與預(yù)測方法

參考《低溫供熱堆運(yùn)行輻射防護(hù)安全準(zhǔn)則(HAF-J0060)》[4]，本次評(píng)價(jià)范圍為以一期反應(yīng)堆60m高煙囪位置點(diǎn)為中心，半徑為50km的區(qū)域。

本工程正常運(yùn)行工況和事故條件下的劑量評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)如下：

(1)正常運(yùn)行工況對(duì)公眾的劑量限值

《低溫供熱堆運(yùn)行輻射防護(hù)安全準(zhǔn)則》(HAF.J0060)2.3.3.1條的要求，每座核供熱堆放射性排出流(氣態(tài)和液態(tài))對(duì)公眾成員個(gè)人造成的年有效劑量管理限值為0.1mSv。50km范圍內(nèi)的集體年有效劑量管理限值為50人·Sv。

《小型壓水堆核動(dòng)力廠安全審評(píng)原則(試行)》[5]的規(guī)定，預(yù)計(jì)運(yùn)行事件用于小型壓水堆核動(dòng)力廠正常運(yùn)行工況下的環(huán)境評(píng)價(jià)，向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對(duì)公眾個(gè)人(成人)造成的有效劑量約束值是0.25mSv/電廠·年。

參考上述要求，本階段一期規(guī)劃建設(shè)熱功率為2×200MWt的HAPPY200型微壓供熱堆，考慮到為后續(xù)工程留有足夠的裕量，采用0.1mSv/a的十分之三作為本期工程的公眾劑量約束值，即本期工程正常運(yùn)行情況下，放射性流出物對(duì)公眾劑量約束值不超過0.03mSv/a的要求。

(2)事故工況下的劑量控制值

《低溫供熱堆運(yùn)行輻射防護(hù)安全準(zhǔn)則》(HAF.J0060)2.3.3.3條的要求，核供熱堆各種事故工況下放射性流出物對(duì)公眾成員個(gè)人造成的有效劑量控制值為5mSv。

《小型壓水堆核動(dòng)力廠安全審評(píng)原則(試行)》的規(guī)定，對(duì)于小型壓水堆核動(dòng)力廠在每發(fā)生一次稀有事故時(shí)，場址邊界上公眾個(gè)人(成人)在整個(gè)事故持續(xù)時(shí)間內(nèi)(一般可取30 天)可能受到的有效劑量應(yīng)控制在5mSv 以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在50mSv以下；在每發(fā)生一次極限事故時(shí)，場址邊界上公眾個(gè)人(成人)在整個(gè)事故持續(xù)時(shí)間內(nèi)可能受到的有效劑量應(yīng)控制在10mSv 以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在100mSv以下。

參考上述要求，本階段為廠址初可研階段，確定本項(xiàng)目事故工況下放射性流出物對(duì)公眾成員個(gè)人造成的有效劑量在整個(gè)事故持續(xù)時(shí)間內(nèi)場址邊界控制值為10mSv，甲狀腺當(dāng)量劑量控制值為100mSv。

4.1 氣態(tài)途徑

低溫供熱堆工藝過程中對(duì)環(huán)境的影響主要來自放射性氣態(tài)途徑。在工程正常運(yùn)行工況下，放射性氣載流出物排放源項(xiàng)主要包括工藝廢氣、放射性廠房通風(fēng)、蒸發(fā)池含氚廢水載帶排放廢氣等。放射性氣載流出物釋放到環(huán)境后，對(duì)周圍公眾的照射途徑為煙云浸沒外照射、地面沉積外照射、吸入空氣內(nèi)照射和食入農(nóng)牧產(chǎn)品內(nèi)照射。本階段為選址階段，工程在正常運(yùn)行狀態(tài)時(shí)，放射性氣載流出物在大氣中遷移和擴(kuò)散及對(duì)公眾的輻射劑量估算采用的是IAEA安全系列19號(hào)報(bào)告中給出的篩選模式(稀釋模式)[6]。表3給出了評(píng)價(jià)廠址周圍的環(huán)境參數(shù)和其它參數(shù)。

表3 評(píng)價(jià)廠址周圍的環(huán)境參數(shù)和其它參數(shù)Tab.3 Evaluate the environmental parameters and other parameters around the plant site

續(xù)表3

在本工程選址階段環(huán)評(píng)中，保守考慮全堆熔事故作為選址假想事故，來進(jìn)行低溫供熱堆事故的環(huán)境影響評(píng)價(jià)基準(zhǔn)。鑒于本工程為預(yù)可研階段，難以獲得整年的逐時(shí)氣象數(shù)據(jù)，一般采用確定論的模式，報(bào)告書中采用USNRC RG1.4[7]中給出的最大可信事故(30d)發(fā)生后的0～8h、8～24h、1～4d、4～30d時(shí)間段的大氣擴(kuò)散因子計(jì)算方法，估算假想事故各時(shí)段的大氣擴(kuò)散因子。事故工況的劑量計(jì)算主要考慮了放射性煙云浸沒外照射和吸入放射性物質(zhì)內(nèi)照射兩個(gè)照射途徑。

4.2 液態(tài)途徑

本工程放射性廢水實(shí)行零排放，放射性廢液經(jīng)過過濾、蒸發(fā)、離子交換三級(jí)處理，最終排水出口濃度不高于100Bq/L，處理后的廢水排入本工程設(shè)置的天然蒸發(fā)池中進(jìn)行自然蒸發(fā)，不排入外環(huán)境。運(yùn)營期的非放廢水主要為生活污水、工藝設(shè)備生產(chǎn)廢水、除鹽水濃水、冷卻塔排污廢水、生活垃圾和冷卻塔噪聲等。生活污水、工藝設(shè)備生產(chǎn)廢水和冷卻塔排污廢水通過廠內(nèi)污水處理設(shè)備處理后回用，不排入外環(huán)境；除鹽水濃水經(jīng)廠內(nèi)除鹽水處理設(shè)備處理后排入廠區(qū)雨水系統(tǒng)；冷卻塔噪聲通過采取優(yōu)化設(shè)計(jì)、消聲等措施后，對(duì)周圍環(huán)境的影響是較小的[8]。

5 預(yù)測結(jié)果分析

通過計(jì)算分析，本低溫供熱堆工程工藝生產(chǎn)過程中對(duì)環(huán)境的影響主要來自氣載途徑的放射性流出物。結(jié)合候選廠址周圍的環(huán)境參數(shù)，并利用專業(yè)的輻射環(huán)境影響評(píng)估軟件，分析預(yù)測的結(jié)果表明。

5.1 正常運(yùn)行工況下，在半徑1km的環(huán)形區(qū)域內(nèi)煙囪排放和蒸發(fā)池排放疊加的最大個(gè)人有效劑量為7.84×10-6Sv/a，小于本工程對(duì)公眾的劑量約束值0.03mSv/a，占本工程公眾劑量約束值的26.1%。關(guān)鍵照射途徑為吸入內(nèi)照射，其最大個(gè)人劑量值為5.37×10-6Sv/a，占總劑量的68.46%；其次為食入內(nèi)照射，其個(gè)人劑量值為1.19×10-6Sv/a，占總劑量的15.17%；空氣浸沒外照射劑量占14.75%；地面沉積外照射占總劑量的1.73%。公眾(成人)劑量主要是H-3(關(guān)鍵核素)貢獻(xiàn)的，為5.53×10-6Sv/a，占總劑量的70.55%；其次為C-14，占總劑量的8.69%；然后為Xe-133，占劑量的6.57%。其它一些核素(Kr-88、Xe-138、I-131)占總劑量的3%～4%左右；另外一些核素占總劑量份額在3%以下，基本可以忽略。本工程50km范圍環(huán)形區(qū)域內(nèi)的公眾年集體劑量A廠址為0.05人·Sv，B廠址為0.08人·Sv。集體劑量均遠(yuǎn)小于HAF.J0060集體年有效劑量管理限值(50人·Sv)的規(guī)定。

5.2 假想事故發(fā)生時(shí)，兩廠址事故工況下所致公眾個(gè)人(成人)在整個(gè)事故持續(xù)時(shí)間內(nèi)廠址邊界處(150m)最大有效劑量為5.66mSv，甲狀腺當(dāng)量劑量為7.43mSv；非居住區(qū)邊界處(250m)最大有效劑量為2.93mSv，距廠址最近居民點(diǎn)的公眾在整個(gè)事故持續(xù)時(shí)間內(nèi)的有效劑量為1.14mSv(A廠址，600m處)，1.89mSv(B廠址，400m處)；非居住區(qū)邊界處(250m)2h個(gè)人有效劑量為2.33mSv，甲狀腺當(dāng)量劑量為0.6mSv。以上在整個(gè)事故持續(xù)時(shí)間內(nèi)廠址邊界處公眾個(gè)人有效劑量均小于《小型壓水堆核動(dòng)力廠安全審評(píng)原則(試行)》要求(10mSv)，甲狀腺當(dāng)量劑量小于控制值100mSv。

6 結(jié)論與建議

本文根據(jù)低溫供熱堆選址階段環(huán)評(píng)的特殊要求，通過對(duì)候選廠址周邊環(huán)境現(xiàn)狀的調(diào)查分析，并結(jié)合工程具體設(shè)計(jì)方案，對(duì)低溫供熱堆在正常運(yùn)行工況和事故條件下可能造成的環(huán)境影響進(jìn)行了分析、預(yù)測與評(píng)價(jià)，計(jì)算結(jié)果表明，本工程兩候選廠址對(duì)周圍環(huán)境和公眾的影響均滿足參考的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)要求。

從低溫供熱堆的工藝特點(diǎn)來看，其是有別于核電廠的小型反應(yīng)堆，目前我國采用核電廠通用的標(biāo)準(zhǔn)、模式和程序進(jìn)行低溫供熱堆的輻射環(huán)境影響評(píng)價(jià)[9]，面臨輻射防護(hù)評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)、評(píng)價(jià)模式、廠址環(huán)境參數(shù)獲取技術(shù)等不能滿足評(píng)價(jià)需要、流出物排放限值等環(huán)境管理限值導(dǎo)出合理性不強(qiáng)等問題，需要根據(jù)低溫供熱堆環(huán)境排放及廠址環(huán)境特征，通過必要的試驗(yàn)和數(shù)值模擬比對(duì)等手段，建立適用于我國低溫供熱堆環(huán)境影響評(píng)價(jià)的標(biāo)準(zhǔn)體系及評(píng)價(jià)方法，填補(bǔ)我國在低溫供熱堆工程中環(huán)境影響評(píng)價(jià)研究方面的空白。