核安全知识手册湖南核工局发布.docx

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核安全知识手册湖南核工局发布

核安全

相关知识手册

湖南省核工业地质局

2011年3月

目录

●核辐射防护相关知识

●日本福岛核电站事故

●福岛核电站事故知识问与答

●核电站相关基本知识

●世界核电发展格局

●中国核电现状

●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（μSv），1μSv=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1000－2000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0.5—1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（FukushiniaNuclearPowerPlant）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1~10mSv，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（1.6mSv/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850~1000℃，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-Ⅱ）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-Ⅲ）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-Ⅳ）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，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。

这一设计理念的更新，还使核电厂成本显著下降。

正是基于这种设计理念，

1、非能动堆芯冷却系统

AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。

与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。

在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。

当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。

传热过程无需动力。

当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。

安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。

当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。

依靠IRWST提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。

2、非能动安全壳冷却系统

AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。

非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。

由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。

在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。

当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。

由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。