核安全知识手册(湖南核工局发布).doc

核安全相关知识手册湖南省核工业地质局2011年3月目 录l 核辐射防护相关知识l 日本福岛核电站事故 l 福岛核电站事故知识问与答 l 核电站相关基本知识 l 世界核电发展格局l 中国核电现状 l 湖南核电 核辐射防护相关知识一、辐射的概念 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射和医疗。目前，国际上普遍采用的辐射防护的三个原则：实践的正当性，防护水平的最优化和个人剂量限值。国际基本安全标准规定公众受照射的个人剂量限值为每年1毫希沃特，而受职业照射的个人剂量限值为每年20毫希沃特。希沃特是辐射剂量的一种单位，记作Sv。它代表了受到电离辐射照射的个人的剂量当量，反映各种射线或粒子被吸收后引起的生物效应强弱的辐射量。希沃特是个非常大的单位，因此通常使用毫希沃特（mSv），1mSv=0.001Sv。此外还有微希沃特（Sv），1Sv=0.001mSv。二、各种剂量核辐射对人体健康的危害1、一次小于100毫希沃特的辐射，临床上观测不到任何变化，视为对人体无影响。2、一次10002000毫希沃特，可能会引发轻度急性放射病，能够治愈。3、日常生活中，我们坐10小时飞机，相当于接受0.03毫希沃特辐射。4、一天抽一包烟,一年下来受到的剂量在0.51 毫希沃特。5、规定职业人员的年剂量最高限值为20毫希沃特,公众的年剂量最高限值为1毫希沃特。6、一次性遭受4000毫希沃特可能会致死。三、核应急响应核应急是针对核电站可能发生的核事故，进行控制、缓解、减轻核事故后果而采取的紧急行动，所有核电国家都设有核应急机构。中国是国际原子能机构成员国，同时也是“核应急两国际公约”及“核安全公约”的缔约国，承担着相应的国际义务。目前，我国为了应付万一发生的核事故，最大限度地控制和减轻事故的危害，保护公众，保护环境，国家在中央、省市区、核电厂建立应急组织，制定核应急计划，并做好应急准备。核电站建成后，在核原料进站之前，至少要进行两次应急演习。一旦核危机来袭，各级核应急中心都会有指令，政府会迅速通过媒体，进行应对部署。四、核电站事故后防辐射措施1、远离放射源。远离放射源是最好的防护办法。公众应迅速采取必要的自我防护措施，例如可以选用就近的建筑物，关闭门窗，并根据地方政府的安排实施有序撤离。核事故发生时，切忌不能迎着风跑，应尽量往风向的侧面躲。 2、放射性的粉尘和水蒸气在大气中随着气流传播，可以到达很远的地方，尤其是进入平流层。当年切尔诺贝利的放射性云层传播到了瑞典，最远达到了2000公里。粉尘和水蒸气剂量不会致命，但是会诱发癌症，基因变异，生殖畸形等问题。3、放射性粉尘和水蒸气落到地面，通常是夹在雨水之中。所以，在下雨天，绝对不要淋雨，尽量避免直接沾染雨水。并且要密切注意新闻，包括核污染方面的新闻及天气预报。 4、尽量避免裸露的身体表面直接接触放射性粉尘和水蒸气，尤其是口腔和嘴巴。在放射性尘土和水蒸气污染期间，多穿衣服出门，戴口罩、帽子、手套，尽量减少裸露身体表面。若怀疑身体表面有放射性污染，采用洗澡和更换衣服的方法减少放射性污染。 5、核辐射突发事件发生后，人有可能摄入放射性碘，并集中在甲状腺内，使器官受到较大剂量照射。服用稳定性碘片，能阻断90%放射性碘在甲状腺内沉积。但是，碘片的服用要根据政府的指示，只有政府在评估事故状态以后才能决定是否需要服用碘片。不能仅凭个人主观臆断或恐惧而擅自服用。此外，食物与水，要确定无污染才能摄入。 6、出现核辐射事故时，要注意心态平稳，千万不要惶恐不安。公众必须尽可能获取可信的突发事件信息，了解政府部门的决定、通知。应通过各种手段保持与地方政府信息沟通，切不可轻信谣言与小道消息。 7、污染期结束后，做一个放射性检查。日本福岛核电站事故一、福岛核电站简介福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。它是目前世界最大的核电站之一，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆，属于第二代核电站。二、核电站事件分类1级异常，核电站运行偏离规定的功能范围。2级事件，核电站运行中发生具有潜在安全后果的事件。3级严重事件，核电站纵深防御措施受到损害。厂内污染严重，工作人员受到过度的辐照。向厂外环境释放极少量放射性物质，公众受到的照射远低于规定限值。4级主要在核设施内的事故，核电站反应堆堆芯部分损坏，对工作人员具有严重健康影响。向厂外环境释放少量放射性物质，公众受到规定限值量级的照射。5级具有厂外风险的事故，核电站反应堆堆芯严重损坏。向厂外环境有限度地释放放射性物质，需要部分地实施当地应急计划。6级严重事故，核电站向厂外明显释放放射性物质，需要全面地实施当地应急计划。7级极严重事故，核电站向厂外释放放射性物质，产生广泛的健康和环境影响。三、福岛核电站事故分级福岛核电站事故发生后，日本原子能与工业安全局把事故定级为4级，随着事态的发展，放射性物质释放量进一步加大，几台机组同时出现问题，3月15日晚法国核安全局依据国际核能事件分级表（上图），已将福岛核电站事故列为6级，但日本原子能与工业安全局仍定级事故为4级。最终究竟定多少级，还需随事态最终发展，经国际专家的评估才会有确定的说法。四、福岛核电站事故原因与图解 核反应堆的中心部位包括水和核燃料棒，以启动受到控制的核反应，燃料棒由铀、锆等核燃料块组成，核反应会将水加热，产生高温蒸汽，再由蒸汽驱动涡轮发电，地震发生后，反应堆自动停止运行，控制棒插入堆芯内，链式反应即刻终止。 地震摧毁了核反应堆的外部电力供应，冷却水不能传送到反应堆将其冷却，堆芯水位下降，核燃料棒露出水面，核燃料棒无法冷却，热量在反应器中集聚，高温下堆中水分解为氢气和氧气，氢气无法排出，导致浓度过高，高温下与氧气作用发生爆炸，掀翻混泥土顶盖，核反应堆失去水后，而燃料中的放射性物质产生的热量无法去除，高温使燃料棒融化，落到反应堆的底部，炽热的辐射物质刺穿防护屏障释放出外界,造成核泄漏事故。五、福岛核电站事故发展情况中新网3月16日电 日本共同社公布了截止到当地时间16日下午，福岛第一核电站六个反应堆和福岛第二核电站四个反应堆的情况，如下：1、福岛第一核电站一号机组：冷却系统停止运转，反应堆部分发生“堆芯熔化”，已排出蒸汽，在当地时间12日的爆炸中建筑部分损坏，已向该反应堆注入海水。二号机组：冷却系统停止运转，反应堆部分发生“堆芯熔化”，反应堆燃料棒一度完全暴露在水面以上，已排出蒸汽，当地时间14日三号反应堆发生爆炸，导致二号反应堆建筑部分损坏，15日反应堆外安全壳部分受损，可能发生“堆芯熔化”现象。三号机组：13日，反应堆丧失冷却功能，可能已出现“堆芯熔化”。之后采取释放蒸汽及注入海水措施。14日发生氢气爆炸，导致该反应堆厂房部分受损。15日检测到该反应堆附近辐射量增高，16日该反应堆区域冒出白色烟雾，反应堆安全壳存在毁坏的可能性。四号机组：地震发生时反应堆正在进行维护检修工作，15日起火，可能是反应堆乏燃料储存池发生氢气爆炸，无法观测到乏燃料储存池水位。16日放置反应堆的厂房起火，无法注水冷却该反应堆。五号、六号机组：地震发生时正反应堆在进行维护检修工作，16日观测，这2个机组装有反应堆乏燃料的水池温度轻微上升。2、福岛第二核电站一号、二号、三号机组：地震后冷却系统自动停止运转，丧失冷却功能，后经采取措施，已进入稳定的“冷温停止”状态。四号机组：已进入“冷温停止”状态。福岛核电站事故知识问与答1、核电站会像原子弹一样爆炸吗？核反应堆是不可能像原子弹那样爆炸的。这个结论的原因很简单：核反应堆的燃料铀-235含量不高。 虽然核弹和核反应堆都是以铀为原料，但两者对铀-235的要求完全不同，天然铀含99.28%的铀-238，微量的铀-234，0.71%的铀-235，而只有铀-235是能够发生链式反应的铀。生产核弹时，需要付出昂贵的代价去除铀-238，要求铀-235的浓度在90%以上，而反应堆中核燃料一般只有要3%左右铀-235，如烈度白酒可以点燃，啤酒却不能点燃的道理一样，反应堆即使失控，也不会像原子弹那样爆炸。2、不是说反应堆已经停止了，那么为什么还要降温散热？ 我们通常意义上说的可控裂变在一开始关堆成功时就停止了，只是有大量的余热和同位素衰变的少量继续发热需要冷却。 如果冷却泵没坏，这点热本来根本不是问题。现在冷却泵坏了，还一直持续不断产生低水平的热量，把反应堆压力容器里的水都蒸发了，没有水冷却，这点热足够最终融化堆芯，造成烧穿反应堆压力容器的事故。 一旦烧穿压力容器，融化堆芯到安全壳里，可以用喷水的办法包住放射物质，继续降温。按设计这个时候堆芯会冷却固化，预置在安全壳里的去氢剂会把氢和氧结合生成水，减低壳内压力，最终形成稳定的状态。3、放射性尘埃会吹到中国来吗？地球自转是由西向东转的。热带气温高、寒带气温低，所以除了一般的风以外，有一个空气在低纬度上升、到高纬度下降的大对流过程。高空气流向北流动的过程中，由于低纬度线速度高，流向会偏东，形成固定西风带。出事的福岛核电站大约处于北纬38度左右，正是西风带影响范围，高空气流永远是自西向东运动，如果真的发生强力爆炸将放射性尘埃吹向高空，那么只有可能影响到人迹罕至的阿留申群岛，阿拉斯加等等，并且在气流吹动的过程中，放射性尘埃也会不断的被稀释扩散在大气层中，到达北美大陆时影响已经相当微弱。4、穿白衣戴口罩喝板蓝根用茶油吃碘片能防辐射吗？穿白衣完全没有意义，戴口罩可能能够阻止部分放射性微粒进入体内形成内照射，不过光戴口罩也没用处，还要戴防毒面具。至于中华神油板蓝根或者茶油之类的，完全没有用处，不是以讹传讹，就是别有用心。碘防御辐射的原理是甲状腺容易吸收碘，放射性尘埃中有碘131，如果被吸收危害大，那么就提前服用碘片，一般是碘化钾，用没有放射性的碘先让甲状腺饱和，然后就不会吸收放射性的碘同位素了。5、受到大剂量辐射会有什么后果？短期内接受约1000mSv剂量以上的辐射，人体会产生急性辐射病的症状。在此剂量以下，一般不会有明显的可见的症状。切尔诺贝利有134人被确认受到了的严重辐射，并诊断为急性辐射病。后来有28人在3个月内去世，有14人在10年内去世。这是非常可怕的后果。6、事故核电站所在国家作物和海鲜能否安全食用？按目前公布的辐射剂量，就没有必要担心这方面的问题。即使在自然环境中，也是有天然放射性物质存在的。如果情况进一步恶化下去，即使达到切尔诺贝利的水平，则会对生态造成较大的影响，相应的进出口检验环节也会建立，受辐射的作物和海产等不太可能出现在选购和食用范围内。7、空气中的放射性物质会存在多久？有多危险？如果水蒸气中含有的放射物质是N和Cs的同位素的话，会迅速降低辐射强度，随风扩散后，对较远地方影响不大。事实上，即使没有核电站，自然界中也有天然的辐射，主要来自宇宙射线，氡气，人体辐射和去医院看病需要的检查。天然的辐射和人类排放的辐射没有本质区别，只要剂量小就无危险。但是如果反应堆堆芯熔化破裂，裂变产物中，碘141半衰期约为8天，铯137半衰期约为30年，这两样尤其是后者是比较致命的放射性元素。8、到目前为止的辐射水平，会对人类造成伤害吗？NHK的放射物质监测报告说茨城的辐射测量值为正常的100倍以上, 宇宫都、奇玉县40倍以上,多数地区浓度为正常值个位倍数，东京大约20倍左右，这些正常值的100倍、40倍的数字应该是相对本底辐射强度而言，看起来很可怕，但放射性元素会衰变，这个效应不一定是长期的。影响主要看总剂量。自然本底一年的总剂量是110mSv，而一年之中吸收的辐射超过这个剂量的几倍几十倍，不会造成显著的损害。只能从理论上估计增加了某些疾病的概率，并没有得到数据支持。9、为什么有些地方辐射本底偏高？ 人生活在地球上，无时无刻不在接受辐射的照射，宇宙射线、宇生放射性核素、原生放射性核素等等天然辐射对人类每一年的平均的年有效剂量是2.4mSv/年，主要以吸入建筑物内常见的放射性气体氡-222为主（1.6 mSv/年），这个数值是UNSCEAR统计出来的平均数值。生活在高原、花岗岩、铀矿化度高地区，天然放射性本地偏高。核电站相关基本知识一、核反应堆核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重金属的可控自持链式裂变反应。核反应堆由堆芯、冷却剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。核反应堆堆芯是核燃料存放的区域，是核电站的心脏，核裂变链式反应就在其中进行。链式裂变反应释放出来的能量，大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料原件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过热力系统转化为所需的动力。二、核反应堆类型压水堆：使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。20世纪80年代，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。其装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60以上。最早用作核潜艇的军用反应堆。压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。沸水堆：沸水堆为压水堆的孪生姐妹，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 重水堆：重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。高温气冷堆：用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为8501000，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀。快中子堆：快中子堆全称为快中子核反应堆，是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使铀资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。三、核电站代级发展历程第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。 第二代（GEN-）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。 第三代（GEN-）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开发设计的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、非能动先进压水堆AP1000等。 第四代（GEN-）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。世界核电发展格局核能的利用已经经历了50多年的发展，截至2009年7月底统计数据，世界上已有运行核电机组441座、在建核电机组52座，核发电占世界总发电的16%。世界核电机组数和分布如图1和图2所示。由图可知世界核电主要分布在北美、欧洲、日本、韩国。中国核电现状 一、已建成的核电站中国目前已建成核电站有6个，共13个机组，分别为浙江秦山一期、二期、三期核电站、广东大亚湾核电站、广东岭澳一期、二期核电站、江苏连云港田湾一期核电站。二、在建核电站 我国建设中的核电站有24台机组，分别为广东岭澳二期核电站、辽宁红沿河一期核电站、福建宁德一期核电站、福建福清核电站、广东阳江核电站、浙江秦山一期扩建方家山核电站、浙江三门核电站、广东台山核电站、山东海阳核电站、海南昌江核电站。三、筹建中的核电站我国目前筹建中的核电站约有几十个，包括湖南桃花江核电站、江西彭泽核电站、湖北咸宁大畈核电站等。湖南核电一、湖南核电情况及影响几十年以来，我国的核电发展技术路线规划是以国产化为主,统一组织消化吸收,再创新后实现自主化,追赶世界核电先进水平。在三代核电技术还未完全消化吸收掌握前,以现有改进型核电技术为基础,自主建设适当规模核电站。三代核电技术将为我国未来20年内核电发展的主导。湖南益阳桃花江核电站采用的就是第三代核电技术AP1000，AP1000是一种先进的非能动型压水堆核电技术。AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。相比较日本福岛核电站所采用的沸水堆，由于它直接从堆芯产生蒸汽驱动汽轮机，安全系数低，并且机型老化，当初设计和安装时，也没有对抗震能力做比较充分的估计。桃花江核电站的选址更加保守、安全，远离地质断裂带，抗震标准以及防洪标准等都做到了“高一级”设防，并且受到国家核安全局的严格审查，再加上AP1000安全技术能力，风险是可控的。二、AP1000核电技术 - 原理特点1、工作原理AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在 “反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。2、核心技术核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。3、主要特点1）AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。2）进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。3）AP1000在建设过程中，可利用模块化技术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。三、非能动安全系统AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否 依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而