核环境学基础.docx
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核环境学基础
核环境学基础
学号：
08021235
姓名：
李昆
学院：
核工程技术学院
专业：
核工程与核技术
课程老师：
田丽霞
以日本福岛核电为例，
浅谈核事故的应急监测方法和技术
摘要
日本发生9级大地震福岛核电站发生爆炸，造成大量的辐射物泄露。
这显然对我们周围的环境及我们的健康产生极大的威胁，因而对事故后的辐射监测是必不可少的。
本文主要针对发生核事故后对周围环境及人员所受照剂量的大小进行检测，对辐射监测的对象、内容与方法作一叙述。
事故背景
当地时间2011年3月11日14时46分,日本发生里氏9级地震,震中位于宫城县以东的太平洋海域,震源深度20公里.地震引发的10米浪高大海啸随后横扫沿海地区.地震发生后,宫城县、福岛县的数所核电站自动关闭。
虽然核裂变被终止，但核反应堆还需要数天的冷却才可以完全关闭。
而随后而来的海啸损坏了福岛核电站冷却系统的紧急供电系统，导致反应堆冷却系统失效。
当地时间3月12日下午15时36分左右，福岛第一核电站1号机组发生爆炸，4人受伤，反应堆燃料可能发生熔化，官方要求方圆10公里范围内的居民紧急疏散，晚些时候将范围扩大到20公里。
当地时间3月14日上午11时左右3号机组发生爆炸。
当地时间3月15日晨6时10分左右，2号机组发生爆炸。
当地时间3月15日11时左右3号机组再次发生爆炸，4号机组起火，造成大量辐射物泄露。
日本福岛核电站概况
日本福岛基地有两个核电站，共10台机组。
第一核电站有6台机组，均为沸水堆（BWR）。
地震前，1、2、3号机正常运行，4、5、6号机正在大修或停堆检修。
机组堆型服役电功率核岛供应商
1号机BWR-31970460MWGeneralElectric
2号机BWR-41974784MWGeneralElectric
3号机BWR-41976784MWToshiba
4号机BWR-41978784MWHitachi
5号机BWR-41978784MWToshiba
6号机BWR-519791100MWGeneralElectric
第二核电站有4台机组，均为沸水堆（BWR），地震前均正常运行。
机组堆型服役电功率核岛供应商
1号机BWR-519821100MWToshiba
2号机BWR-519841100MWHitachi
3号机BWR-519851100MWToshiba
4号机BWR-519871100MWHitachi
沸水堆
沸水堆和压水堆都属于轻水堆，都是靠H2O做慢化剂和冷却剂。
都是用低浓缩铀做燃料。
目前全球400多台核电机组中，两百多压水堆，近一百台沸水堆。
沸水堆系统：
（1）双层安全壳，内层（primarycontainment）是钢衬安全壳，外层（secondarycontainment）是混凝土安全壳。
（2）全厂断电时，压力容器内高压蒸汽通过主蒸汽管线的安全阀（safetyvalve）释放到安全壳内的抑压水池（suppressionpool）。
（3）全厂断电时，非能动隔离冷凝系统（isolationcondenser）可以排除部分衰变热，但按设计能力不足以冷却堆芯。
和压水堆相比，沸水堆特点：
1、控制棒从堆芯下方插入
由于堆芯上方有汽水分离器，而且上部是蒸汽为主，中子慢化不充分。
但问题是不能像压水堆那样失电后靠重力落棒，未能停堆的预期瞬态事故概率增加，对控制棒驱动机构的可靠性要求更高。
控制棒在正常运行时是电驱动或机械驱动，失电时由备用液压把控制棒顶上去。
每组控制棒，或者每两组控制棒有单独的液压驱动装置。
2、沸水堆的反应性不用硼做化学补偿
压水堆一回路中是硼酸溶液，但沸水堆流过堆芯的是清水。
由于平时是清水，所以一旦注入硼水，会对反应堆将来的运行带来很大的影响，说严重点，注入硼水，反应堆基本也就不能再用了。
但是注入硼水的好处是在冷却的同时，保证较高的停堆裕度。
其实一般沸水堆核电站，都是有硼水储备的。
当事故发生后，操作员有两个选择：
一是注入清水，万一侥幸逃过一劫以后还能再用，这个比较保守。
二是注入硼酸，反应堆可能以后就不能再用了，但是能够比清水更好的降温，还能保证停堆裕度。
3、沸水堆正常工作于沸腾状态
沸水堆当然是沸腾态，沸水堆的事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生沸腾，与正常工况差别较大。
4、卸压方式和压水堆不同
压水堆也有堆芯超压的问题。
但是对二代压水堆来说，一回路超压，可以通过稳压器顶的先导式安全阀引入卸压箱。
卸压箱虽然体积不大水量不多但还在安全壳内。
对AP1000来说，一回路超压后通过稳压器顶的弹簧加载式安全阀和爆破膜通入安全壳内大气，第四级ADS爆破阀也是通向壳内大气。
而如果前三级ADS动作，是通向内置换料水箱。
总之，不管二代还是AP1000，卸压后，放射性还是被包容在安全壳内。
而沸水堆则不同。
它有一个容积约4000m³的水箱，相当于AP1000内置换料水箱的两个大。
但是这个驰压水箱不在压力边界内，卸压时，蒸汽直接通过压力容器和干井这两道屏障。
对半衰期长的污染物来说，几乎相当于直接排放到大气中。
5、沸水堆经济性高
沸水堆省去了稳压器和蒸汽发生器，节约了投资。
同时由于蒸汽压力能够比压水堆高，所以热效率也更高。
6、汽机厂房辐射较大
且不说裂变产物，光活化产物N16就够人受的。
所以压水堆运行时进安全壳等于他杀，沸水堆运行时进汽轮机厂房等于自杀。
事故发生和恶化的过程
1、2011年3月11日下午，地震发生，控制棒上插，反应堆安全停堆。
堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热，但仍有约4%，虽然仍在下降，但下降速度变慢。
2、停堆后应保证厂用电源不失，由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用；应急柴油机很争气的起来了，向堆芯内注入清水。
操作员采用了比较保守的方法。
3、好景不长，海啸来了，柴油机房被淹，应急柴油机不可用。
还好，还有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。
4、电池眼看就要耗尽，传来了好消息和坏消息：
好消息是卡车运来了移动式柴油机，坏消息是柴油发电机的接口和核电站的接口不兼容！
堆芯冷却暂时停止。
5、而为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。
而且操作员也确实是这样做的。
因此，3月12日，日本政府承认测到了放射性的碘和铯。
一方面说明操作员早就开始卸压了，另一方面说明燃料包壳已经有损坏的了。
6、悲剧的是，12日早，菅直人要来视察。
如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，卸压的事由于此次视察暂时中断。
但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。
7、菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。
此时压力容器内的温度约为550摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。
所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。
8、下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。
反应堆压力容器，依然完好。
稍外圈压力型的为干井，也叫primarycontainment，在爆炸后也依然完整，毕竟是15厘米厚的不锈钢外加一米厚的水泥。
也就是说第三道屏障仍然完整。
氢气在厂房上部爆炸，使强度不是很高的厂房上部混凝土完全炸开，只剩下钢结构。
9、而此时，反应堆的冷却问题仍没有解决。
爆炸后，利用消防水泵，直接向发生了燃料熔化的1号机组注入海水（并加入硼）进行冷却。
具体海水注入那个位置不是很清楚，但可以肯定的是，只要不出现新的灾害，一号机组能够稳定下来。
虽然卸压工作可能还要进行，也就是说还是要向外界排放含有碘131和铯137的蒸汽。
一号机组的事故暂时告一段落，但是二号机组和三号机组的危机仍然没有过去。
目前三号机组也发生了爆炸，后果和一号机组类似。
14日晚8时，二号机组堆芯已经全部露出水面，进入干烧状态。
核事故后的监测
核电厂发生事故时，可能向环境释放大量放射性物质，这些放射性物质通过两种途径使人员受照，一种是放射性烟羽或其沉降物的γ、β辐射所致全身外照射，以及吸入烟羽中放射性物质产生内照射—即烟羽照射途径；一种是摄入被放射性物质污染的食物和水引起内照射—即食入照射途径。
因此，发生事故后要对周围环境的放射性进行检测，以便采取有效的措施防止事故的严重化。
辐射监测的目的在于迅速了解污染程度与范围以及人员受照剂量大小，是提供采取应急防护措施和医学急救的重要依据。
本文对核突发事故中辐射监测对象、内容与方法作一叙述。
一、监测对象
核突发事故发生时，大量放射性物质向大气中释放，由于突发事故源项和途径多种性，一般将核突发事故全过程分三个阶段，即早期、中期和后期，这种划分对于确定监测手段，制定应急计划采取相应防护措施都有现实意义。
因为各阶段特点、主要辐射来源以及照射途径各不相同，所采取措施也不相同。
主要照射来源和途径如表1所列。
一般来说，事故早期，主要是烟羽外照射和吸入烟羽中放射性核素的内照射；事故中期是地面沉淀的放射性核素外照射以及摄入污染食品和水引起的内照射；事故后期是摄入污染食品和水引起的内照射。
表1核突发事故对各阶段主要照射来源和途径
途径
来源
事故阶段
外照射
核设施本身
早期
烟羽中放射性物质
早期中期
沉积于衣服、体表上放射性物质
早期中期
沉积于地面放射性物质
早期后期
内照射
吸入烟羽中放射性物质
早期中期
吸入再悬浮放射性物质
中期后期
食入放射性物质污染的食物和水
中期后期
二、监测项目
核突发事故使大量放射性物质持续释放，在此期间根据烟羽照射应急区、食入照射应急区内公众成员和应急工作人员应采取防护措施要求，其监测项目如表2所列：
表2核事故不同时期主要监测项目
项目
事故前
事故发生后
早期
中期
后期
场外固定
监测
固定点γ外照射连续监测
用于监测异常释放
固定点γ外照射连续监测：
用于提供事故释放连续变化情况
烟羽照射
途径监测
1.γ外照射量率测量
2.放射性碘和气溶胶测量
食入照射
途径监测
奶、水和农作物等采样测量其放射性活度和核素分析
恢复期
测量
1.γ外照射量率及其分布测量
2.食品和环境样品放射性活度测量及分布
3.表面放射性污染测量
应急工作人员
受照监测
1.γ外照射累积剂量测量
2.甲状腺累积剂量测量
3.人体与防护服表面污染测量
4.体内污染测量
三、场外环境辐射监测
核突发事故大量放射性物质释放在较大范围内，产生裂变产物沉降，因此对沉降的性质和程度要做出较为准确和快速估测。
放射性危害主要有两类，一是外照射，直接定量地反映这种危害大小的物理量是外照射水平，辐射监测是在离地面1m处，剂量当量率的测定；二是潜在的内照射，途径是呼吸、进食，相应监测对象是空气和食物（含食物原料和水），反映其危害大小是核素种类及其活度（Bq/kg）。
（一）早期应急监测
事故早期场外应急监测主要任务是尽可能多地提供有关放射性释放资料数据及初步监测结果。
例如：
烟羽方向、高度、放射性水平、核素成份以及地面辐射水平、空气中放射性浓度等方面数据资料。
1.测量源项
核突发事故大气释放途径中，关键核素就是放射性碘，其中131I是主要成份，131I释放量是评价事故等级及后果的重要依据。
地面γ照射量测量，它与放射性沉积物有关，对食入照射途径评价具有一定价值。
2.监测方法与要求
（1）环境辐射监测网络系统
核设施运营单位为了加强核设施正常运行和事故状态的监测应设有完整环境辐射连续监测系统。
该系统可由若干子系统组成，例：
辐射监测站系统、气象站系统、中央处理机系统、废液监测系统等。
其中辐射监测站包括γ辐射监测站系统与空气放射性取样监测系统。
γ辐射连续监测系统对核电站正常运行和事故运行状态下环境γ剂量率进行连续监测，该系统主要由各监测站γ剂量率仪（GBS）、无线电通讯设施构成。
γ辐射剂量率仪（GBS）由一个半导体探测器和一个微处理器MPU以及相应配件组成，探测信息和运行参数在显示器上直接读出。
如：
测量日期、时间、站号、瞬间剂量率、累积剂量、报警阈值、测量单位、运行状态及故障诊断信息。
空气放射性取样监测系统，气体采样泵可24h连续运行，能自动或人工定时更换滤膜，然后再对样品进行测量和核素γ谱分析。
（2）事故释放监测—多功能快速监测系统
核突发事故发生后，要尽快查明烟羽放射性强度以及地面污染分布情况，建立一个快速多功能放射性环境监测系统，它应由探测器和微处理机组成。
它可以用于环境监测，也可用于高辐射强度监测，同时能显示出辐射强度、位置、时间等信息。
该系统可作多功能使用，可用作移动式、固定式或车载和机载使用，能记录时间、位置和行驶距离，能对烟羽照射途径获得大面积γ剂量数据，来确定烟羽方向和环境辐射水平，划定污染边界。
（3）巡测
核突发事故发生后，巡测人员应立即携带便携式、手持式或车载式监测仪到达预定参考点开展工作。
监测点数量及频率要根据离核设施距离、地形、人口和交通道路情况而定，同时也要考虑事故发生地气象变化条件、放射性浓度及可能受照人数等因素。
巡测结果及时输入事故应急剂量计算机程序，并做出烟羽走向和辐射水平判断。
部署下一步监测计划和防护措施。
（二）中、后期应急监测
1.测量对象与源项
（1）中期监测
事故中期的场外监测应在早期已经开展的地面和水体污染巡测基础上，从地域范围及详细程度上更加深入。
由于烟羽基本上沉积到地面，中期对地表污染监测已成为进一步防护行动决策的重要依据，当污染范围很大时，应进一步作巡测或航测来确定污染范围，为了确定沉积物再悬浮的危害程度还应采集空气样品进行监测。
并要进行牛奶、水和食物污染水平测定。
（2）后期监测
后期监测主要任务应对外照射剂量、表面污染、空气污染及环境物质中放射性进行必要补充测量，确定整个事故释放所造成的污染水平和范围。
特别要注意对道路、建筑物、动物、土壤和作物进行污染水平监测，为后期恢复行动决策提供依据。
2.测量方法与要求
核突发事故发生后，根据核设施监测系统对烟羽照射途径监测提供的信息，对核设施周围80km应急计划区内生产、生活状态包括奶站分布和生产与供应、农作物种植、食品与水摄入途径等来确定监测项目。
（1）牛奶途径监测
⑴确定奶源：
根据应急计划区内奶站分布、生产和供货系统情况以及当时人力设备来确定监测点。
其中较为可行的措施是在转运站、接收站或加工场所进行监测。
⑵监测要求：
牛奶采样监测和管理，应尽可能靠近生产点或供应点，尽可能采用快速、灵敏方法就地监测，使得受污染奶被发现以后，能及时阻止其到达用户手中。
⑶监测方法：
在事故情况下尽可能采取简单、快速灵敏的方法，通常监测方法：
将探测器置于采样容器（运奶罐、贮奶桶）外表面进行监测。
（奶中γ放射性被容器壁减弱情况应事先予以校正）
将探测器的探头给予保护后直接浸入盛奶容器中，使探头处于奶的中心进行监测。
离子交换法，采集3—4升奶样，使其通过碱性阴离子交换树脂柱，然后用手持式NaI（Tl）探测器对准树脂侧面在现场测量，即可得到奶中131I浓度，此法无需用大体积奶样就可提高灵敏度。
（2）非奶类食品摄入途径的监测
非奶类食品摄入途径的监测，应参照核设施监测系统对烟羽照射途径监测提供信息，重点考虑放射性物质直接沉积在食物上的途径，尽快确定可能被污染面积和水平以便选点进行监测，可以选择监测点有①生长、成熟阶段（农田）②运输贮存阶段③加工阶段④销售市场。
对非奶类食品摄入途径的监测的要求取决事故发生时释放组份，事故发生季节以及在应急计划区内农田数量与类型。
至于事故发生季节是监测计划需考虑的重要因素，收获季节监测最紧迫，如有成熟蔬菜、谷物、鱼类，要收获前应尽快监测防止食入，处于生长季节的作物，虽然成熟后也有被食入的可能，但不要急于监测。
（3）饮水途径的监测
对饮水途径监测的要求，取决于事故释放模式和释放的组份，还取决水源数量和类型。
应考虑场所有①初始水源（如小溪、湖泊和水库等）②水处理厂。
对露天饮用水源如小溪、湖泊和水库应在饮用前应急监测，对水处理厂进行采样监测以便了解公众饮用水中放射性核素浓度，而采取合适防护措施。
送到用户的饮用水和生活用水也应取样监测，其目的是确定防护措施是否有效，以及居民用水是否达到可接受水平。
（4）样品快速测量
对于非奶食品和水中放射性监测，能及时给出样品污染水平信息，以便为确定防护对策提供依据。
为此在核突发事故时，食物和水中放射性核素含量快速测量是应急监测中一项十分重要的工作。
随着hpGe或NaI（Tl）γ谱仪技术发展，对样品的放射性核素含量分析已经相当普遍，为了适应核应急监测样品多、时间紧的情况，一个简单快速样品测量装置已经问世。
该设备为一柱状圆筒，探测器置于圆筒中心，样品装入一个特殊塑料筒中，套在探头四周。
整个设备置于一个专用铅室内。
该装置适合于室内测量，也适合于便携式γ谱仪用于车载机动测量。
四、应急工作人员的监测
核突发事故发生以后，为了保证应急处置工作顺利进行，保障应急工作人员身体健康与安全，必须对应急工作人员进行个人剂量监测工作。
并对应急工作人员配备专职剂量监测人员。
（一）γ外照射剂量监测
对所有进入应急计划区的工作人员都应进行个人剂量监测，佩戴个人剂量计。
一方面使工作人员了解γ照射情况，另一方面为管理部门记录这些人员受照情况。
目前可供使用的个人剂量计有直读式剂量计和热释光剂量计。
对辐射应急个人剂量监测来说，直读式剂量计用于全身γ外照射量测量较为适宜，应急工作人员可直接读出自己受照剂量值，便于控制执行任务总时间。
对进入事故区参与抢救和执行任务有可能遭受大剂量照射的人员应配备报警式个人剂量计。
较为理想的应急个人剂量监测，应由两个不同量程的直读式剂量计组成，能满足1×10-3—10Sv剂量范围，剂量值不确定度<25%，使用方便，操作简易，并能在达到累积剂量预置水平时发出声响或视觉警报。
若有条件，工作人员再配备一个记录式剂量计（热释光剂量计）作为直读式补充，使应急个人剂量监测系统更加完善。
在事故后的返回和恢复阶段，应急工作人员可能受到低剂量率照射，并持续时间较长，在这种条件下，直读式剂量计的灵敏度难以满足要求，此时可使用常规防护监测个人剂量计，如热释光剂量计等。
对γ外照射剂量监测，除了应急个人剂量计外，专职剂量员还应配备携带式剂量报警仪和个人辐射监测仪。
（二）甲状腺监测
对进入应急计划区，直接受到放射性烟羽照射的应急工作人员，或在撤离应急区前已知受到长时间烟羽照射的工作人员，可能因吸入放射性碘而使甲状腺受照，此时可用γ辐射探测器对准甲状腺进行监测。
若监测结果超过规定限值，应及时送医院或实验室进行精确测定与治疗。
（三）皮肤和衣服污染监测
应急工作人员的皮肤和衣服受到放射性物质污染后，应及时进行污染监测并尽快去污。
皮肤表面污染往往容易发生在身体某些特定部位，如手、足和颈部等处，而且皮肤表面污染是很不均匀的，因此监测皮肤表面污染的分布非常重要。
一般来说可以用任何射线探测器对皮肤、衣服的污染进行测量，只要这种监测仪器对相应射线具有足够的探测灵敏度。
为了便于监测，可将皮肤污染监测器设计成在探测灵敏区具有均匀响应，一般皮肤监测面积可取100cm2，当100cm2上的污染平均值超过导出限值时，则要对污染情况进行详细调查和分析。
（四）体内污染监测
对事故人员、现场工作人员或应急响应抢救人员体内污染的监测，常用监测方法分为：
体外直接测量和生物样品（排泄物）分析两种。
1.体外直接测量
主要是能直接从体外测量全身或器官内放射性核素的含量，可快速而简便地估算体内放射性核素的活度。
本方法可适用于能释放X线和γ射线的放射性核素。
体外直接测量装置通常由1—n个屏蔽性能好、探测效率高的探测器、信号收集系统和数据处理系统等组成。
可测量人体部位，如全身、胸部或甲状腺等。
使用体外直接测量装置的优点是可在邻近事故的现场进行监测，以快速及时地发现异常放射性摄入。
2.生物样品检测
生物样品检测习惯上又称排泄物分析。
生物样品包括尿、粪、血液、呼出气、鼻拭物、唾液和汗等，但常用的是尿和粪样分析。
尿样检测若发现放射性活度异常增高，则证明摄入体内的放射性核素已吸收进入体液中。
收集尿样时应避免外来污染，为估计每日尿排出的总活度，常规分析时宜收集24小时全尿。
对那些主要由胃肠道排出或吸入后自肺部排出的半廓清期以周计或以年计的放射性核素，在这种情况下，测量逐日随粪便排出的放射性活度是有意义的。
事故早期的粪样检测结果将有助于判断人员是否受到体内放射性污染。
对生物样品中的γ辐射核素可用闪烁探测器或半导体探测器直接测量；而对α或β放射性核素的分析，一般是要进行化学分离，然后再进行相应的测量。
作为一种简便的普查定性技术，对样品中总的α或β活度的测量是有一定用处的，但它不能用于定量估算核素的摄入量或待积当量剂量的判断。
当用液体闪烁计数法测定尿样中的氚水含量时，其探测限为400Bq/L。
用α谱仪测定尿样中的235U、238U、238Pu、239Pu、241Am、242Cm和252Cf等铀和超铀核素时，其探测限可达0.01Bq/L。
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