内陆核电厂严重事故环境风险的评估与缓解措施知识课件
教学课件:第五章-核电厂的严重事故
严格遵守安全规定
核电厂工作人员必须严格 遵守安全规定,确保操作 过程的安全性。
提高员工安全意识
通过培训和教育,提高员 工的安全意识和应对突发 事件的能力。
应急预案
制定应急预案
针对可能发生的核电厂严 重事故,制定详细的应急 预案。
建立应急响应队伍
组建专业的应急响应队伍, 负责事故发生后的紧急处 理和救援工作。
严重事故的管理和应对措 施
为了应对核电厂严重事故,需 要采取一系列的管理和应对措 施。这些措施包括早期预警、 应急响应、疏散和救援等,旨 在减轻事故后果并保护公众和 环境安全。
展望
01
未来核安全改进的方向
随着核能技术的发展和核安全要求的提高,未来核安全改进的方向包括
提高反应堆设计的安全性、加强核设施的监管和监测、提高应急响应能
心理压力
事故产生的恐慌、焦虑和不确定性对受影响人群造成巨大的心理压力,可能导致 创伤后应激障碍等心理疾病。
对环境的影响
辐射污染
核事故释放的放射性物质可能污染水源、土壤、植被等环境 要素,影响生态平衡和生物多样性。
长期环境修复
需要长期的环境监测和清理工作,以降低核事故对环境的长 期影响。
对社会的影响
严重事故的起因和过程
核电厂严重事故通常由反应堆 冷却剂系统失效或失去外部电 源引发。这些事件可能导致反 应堆堆芯过热、熔化,进而引 发蒸汽爆炸和放射性物质释放 。
严重事故的后果和影响
核电厂严重事故可能导致放射 性物质释放到环境中,对人类 健康和环境造成严重影响。这 些影响包括急性辐射病、长期 健康影响以及生态系统的破坏 。
定期演练
对应急预案进行定期演练, 提高应急响应队伍的实战 能力和协调配合能力。
第5章 核电厂的严重事故及应用
温度, oC
2500
38kW/m
2000 1500 1000 500
0 0
燃料熔点 28kW/m
500 时间, s
关系到轻水反应堆安全的燃料和包壳温度水准
• 3120 K UO2.0熔化 • 2960 K ZrO2.0熔化 • 2900 K UO2+x熔化 • 2810 K (U、 Zr)O2液态陶瓷相形成 • 2720 K UO2、Zr和ZrO2低共熔混合物熔点 • 2695K (U, Zr)O2/Fe3O4陶瓷相估计熔点
蒸汽爆炸评价法
*现象模型和机械能的评价 *冲击波传播和相变化的模拟 *蒸汽爆炸各过程的模拟 *安全控制 *机械能的转换率的评价 *具有低的导温系数的高温金属块的触发现象的研究 *核电站严重事故中燃料冷却剂相互作用的评价方法的确定
3 下封头损坏模式
喷射冲击;喷射冲击引起消融(ablation)加速。 下封头贯穿件阻塞和损害; 下封头贯穿件喷出物; 球形蠕变 断裂;堆芯碎片和压力容器之间接触引发 对下封头的直接加热。
轻水反应堆风险评价中,蒸汽爆炸是一个争 论的课题。蒸汽爆炸评查小组(1985)得出的 结论是:概率极低,可以忽略。
在低压下的蒸汽爆炸:
(a)熔融的燃料初始是在冷却剂水池之上。
(b)落入水池,大的熔融燃料单元的分散,在 燃料和冷却剂之间产生粗粒的混合物,传热较 弱,在交界面膜状沸腾。
2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
液化材料重新定位引起局部肿胀,导致流 道堵塞,引发堆芯的加速加热。
物有可能落入下腔室,对压力容器的完整 性构成严重的威胁。
当温度大于3000K时,ZrO2和UO2层将熔化,所形成 含有高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其它与之接 触的氧化物和金属。
《核电厂事故》PPT课件
精选课件
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安全屏障与关键安全功能之间的关系
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系
3.关键安全功能状态树
关键安全功能状态树是用来引导操纵员对核电广安全功能状态进行系 统性诊断的系统。
(1 )结构
①整个安全功能状态树由六个具有树结构的状态树串接组成,由CSF1 ~ CSF-6 。每个状态树对应一个关键安全功能,负责对该安全功能 的状态进行诊断。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系
1. 最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 ➢关键安全功能状态树的诊断是与最佳恢复规程的执行相并行。
➢只有当应急母线上有电且安全功能状态树诊断出某个关键安全功能
遭到严重破坏时才中断最佳恢复导则的执行,转而执行相关的功能恢 复导则。
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5.1 概述
2. 三哩岛事故后应急运行规程的特点 三哩岛事故后的应急运行规程主要是面向征兆的规程,或叫征兆定向 (也叫状态导向)的规程,其主要特点为: (1 )根据征兆边处置边诊断。 (2 )判明事故原因后,进行对症处置。 (3 )增加了关键安全功能定向的处置规程,在失去关键安全功能时, 首先要采取措施恢复关键安全功能。 (4 )对多重故障有较好的处置效果。
➢当相应的安全功能有所恢复后,再退出功能恢复导则,继续执行原 来中断的最佳恢复导则。
➢功能恢复规程中处理安全功能严重破坏的规程的优先级要比大多数 最佳恢复导则的优先级高。
精选课件
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 2. 关键安全功能(CSF) (1 )次临界度 (2 )堆芯冷却 (3 )二回路热阱 (4 )压力边界完整 (5 )安全壳完整 (6 )冷却剂装量
环境风险评价教材PPT76页
核工业、化学工业、石油加工业、有害物质运输、水 库、大坝等建设项目
25.01.2024
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环境风险评价与环境影响评价
环境影响评价所考虑的影响是建设项目引 起的相对确定的事件,而且其影响程度也 相对比较容易测量和预测;
环境风险评价是考虑建设项目引起的不确 定性的危害事件,或者说考虑潜在的危险 事件,这类事件的发生具有概率特征,危 害后果发生的时间、范围、强度等,事先 都难以准确预测。
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环境风险评价程序
环境风险识别 环境风险估计 环境风险决策和管理
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环境风险评价类型
化学物品的环境风险评价
建设项目的环境风险评价
工程项目在建设和正常运行阶段所产生的各种事故及 其引发的短期急性和长期慢性危害;
人为事故、自然灾害等外界因素对工程项目的破坏而 引发的各种事故及其短期、长期的危害;
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特尔裴法
将问题分头送予专家,并将专家意见统计 后再返回专家、经多次反复后得到最终识 别结果的方法。
较智力激励法好。
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幕景分析法
研究重点:
当某种能够引起环境风险的因素发生变化时,会有什 么危险发生?对整个工程项目又会发生什么作用?
适用情况:
提醒决策者注意某种措施可能ห้องสมุดไป่ตู้发的风险或危害性后 果。
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有害物质泄漏量的计算
有害气体泄漏——在假设为理想气体的绝热可 逆膨胀过程的条件下进行的。根据Crane (1998 年)提供的公式计算排放率:
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核电厂火灾风险分析及事故应急救援对策
核电厂火灾风险分析及事故应急救援对策摘要:核电厂火灾可以对核安全构成直接威胁,对其火灾风险进行分析,研究事故应急求援对策是十分必要的,对核电厂的安全运行有着极其重要的意义。
关键词:核电厂;火灾风险;应急求援前言核电厂是利用核能生产电能的电厂,主要是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电,火灾可以对核安全构成直接威胁,因此,核电厂的消防工作对核电厂的安全运行有着极其重要的意义。
核电厂的消防不仅涉及常规电厂消防的相关内容,更重要的是涉及核安全的内容,需要对其火灾风险进行分析,并采取事故应急救援对策。
一、核电厂火灾风险分析1、引发火灾因素多,火灾危险性大 与其他大多数工厂一样,核电厂内使用不同数量的各种可燃物料。
虽然尽可能避免物料的积累是一种良好的管理实践,但仍必须假定会由于各种原因发生火灾。
例如,核岛厂房里使用了大量的变压器、开关柜、电缆、蓄电池等电气设备,若选择不当,这些电气设备自身将存在着易燃、易爆等危险因素;在特殊情况下,如雷击放电、各种原因引起的短路,还会成为引发火灾的根源;卤素电缆在燃烧时会释放出毒气;电气设备绝缘的损坏会造成触电;这些都直接威胁着电站和人身安全。
 2、核电站建设周期长核电厂建设周期长,土建、安装阶段的易燃、可燃的建筑辅助材料大量使用;每天动火作业高峰可达上百处;机械、照明用电多;人员流动性大,施工作业分散;道路不平整,障碍物多等。
设备、系统调试期间系统情况复杂;保护设施不完善;人员多,责任不明确;误操作和违章作业等都会造成火灾事故的发生。
3、火灾荷载量大,火灾持续时间长 核电厂内可燃物含量较高,一旦发生火灾则可能造成比较严重的后果。
核电厂采取了各项切实有效的消防措施,保证灭火功能的实现:在核岛范围设置有关消防系统,包括消火栓系统、自动喷水灭火系统、泡沫喷淋系统、气体消防系统等;厂房通道设计有足够的空间以利人员撤退和消防队工作;根据情况分别设置手提式、推车式或固定式灭火装置等。
防止和缓解核电厂严重事故的对策探讨
防止和缓解核电厂严重事故的对策探讨我国对新建核电厂的安全性提出了更高的安全目标和要求。
对新建核电厂的几个重要安全要求和安全改进方向进行了分析和阐述,在安全目标实现,厂址安全评价,内、外部事件设防,严重事故预防和缓解,堆芯、安全壳系统和仪表控制系统的设计以及工程技术优化等几个主要方面提出了技术观点。
为我国新建核电厂的设计、建造及安全改进提供了参考。
标签:防止和缓解核电厂;严重事故经过数十年的发展,我国已经建立了一套较为完整的核安全法规体系,在核安全标准上与国际水平保持了一致,并且基本满足核电厂安全管理的需求。
实践证明这套核安全法规体系是行之有效的,我国运行和在建核电厂的安全是有保障的。
在福岛核事故发生后,国际社会普遍认识到现有核电厂仍存在进一步安全改进的需要。
国际原子能机构以及一些核能组织、核能国家基于最新的研究成果,并吸取福岛核事故的重要经验教训,正在或计划修订相关的核安全法规和标准。
1 安全目标的设定我国新建核电厂的设计应满足我国核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)及配套导则的要求,对于辐射防护目标和技术安全目标,我们还必须全面落实《核安全规划》中提出的两个概率安全目标值,他们分别是:每堆年发生严重堆芯损坏(CDF)事件的概率低于十万分之一;每堆年发生大量放射性物质释放(LRF)事件的概率低于百万分之一。
将这两个概率安全目标作为评估核电厂设计安全水平的重要指标,用来衡量技术安全目标的实现,也可作为评价严重事故预防和缓解措施完备性的指标。
同时上述两个概率安全目标也是国际上对新一代核电厂普遍提出的目标值。
实现上述两个安全目标,意味着新建核电厂的设计需要在目前已运行核电厂的基础上,进一步地完善严重事故预防和缓解的措施,即进一步地提高核安全水平。
2 纵深防御的考虑纵深防御原则应该在核电厂整个设计和运行过程中得以贯彻,核电厂内设备故障、人员活动和各种外部事件引起的瞬变、预计运行事件及事故,需要核电厂设置多层次的保护措施,以实现控制反应性、排出堆芯和乏燃料热量、包容放射性物质和控制运行排放,以及限制事故释放等基本的安全功能,以此来确保核电厂的安全。
有关核电安全pptPPT课件
04
核电安全风险评估与控制
核电安全风险识别
核电安全风险定义
核电安全风险来源
核电安全风险是指在核电站运行、维 护、退役等过程中可能出现的不利事 件或事故,可能对人员、环境、设施 等造成危害。
核电安全风险主要来源于核电站内部 的核反应、放射性物质、以及相关设 施和操作过程。此外,外部事件如地 震、洪水、恐怖袭击等也可能对核电 站安全造成威胁。
应急电源和冷却水供应系统
确保在事故情况下,核电站有足够的 电力和冷却水供应,维持必要的安全 功能。
应急响应中心
设立应急响应中心,配备必要的设备 和人员,负责协调核电站应急响应工 作。
应急物资储备
储备必要的应急物资,如防护服、呼 吸器、探测仪器等,以备不时之需。
应急疏散区
设立应急疏散区,用于疏散周边居民 和工作人员,避免事故影响扩大。
确保在反应堆运行过程中,即使出现冷却 剂丧失事故,也能通过余热排出系统将堆 芯余热排出,防止燃料过热或熔化。
安全壳
辅助系统
用于包容和隔离反应堆厂房和放射性物质 ,防止放射性物质外泄。
包括化学水处理系统、废液处理系统、通 风系统等,确保核电站正常运行和事故情 况下安全。
辐射防护设施
辐射监测系统
实时监测核电站周围环境的辐射水平,以及工作场所和设备的辐射泄 漏情况。
标准,并设立监管机构对核电站进行安全监管。
03
国际核电安全合作
国际核电安全合作对于提高全球核电安全水平至关重要,各国之间可以
互相学习、交流经验,共同推进核电安全技术的发展。
02
核电安全设施与技术
反应堆安全设施
反应堆停堆系统
堆芯冷却系统
用于在紧急情况下迅速停止核反应,包括 控制棒插入和紧急停堆按钮等。
核电厂的事故及防范
2013-9-10
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预防
设置三道屏障 核安全三大功能的定义以避免三道屏障的失效 定义正常运行与调节区域,遵守技术规格书的要求 定义四类运行工况 设备材料的选择与安全等级的遵守 设计和运行中考虑一定的裕量 单一故障准则的应用、冗余设计 共模故障的预防,采用实体隔离,多样性选择 失电失气,释压后的位置安全准则 内外部侵害的预防
频度10-4_ 10-6 /堆年。这类事故一旦发生,可能会释放 出大量的放射性物质,所以在核电站设计中必须加以考 虑。 包括: 主蒸汽管道断裂 主给水管道断裂 一根控制棒弹出堆芯 一根SG“U”型管断裂+同SG上某个安全阀卡开 一回路LOCA(当量直径大于25mm) 燃料装卸事故 废料罐装卸事故
2013-9-10
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二、什么是风险?
人类工业化文明带来不少的便利,但是先进的科学技 术同样也带来了各种风险。 风险=发生的频率×危害的程度 对核电厂而言,风险就是事故工况下向环境释放的放 射性污染。所谓核安全说到底就是辐射安全。 为了核安全,核电站在设计上作了一系列的改进。现 在中国运行的核电站都属于第二代,即三哩岛事故后 的改进版。今后要大力发展的核电站属于第三代。其 主要区别第三代比第二代更加安全、可靠,但是要做 到绝对安全,彻底消除核安全风险是不现实的。
③第三类工况:稀有事故 (发生概率10-2_ 10-4 /堆年) 包括:
满功率时,一根控制棒不可控抽出 一回路小破口(当量直径9.5-25mm) 稳压器某安全阀误开启 VCT破裂 放射性废气系统(TEG)某个储气罐 破裂 单根SG传热管断裂
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④第四类工况:假想事故
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七.发生事故后应怎么办?
核电厂事故应急预案模版课件
国内典型案例介绍
秦山核电站事故
2004年秦山核电站发生蒸汽泄漏事故,由于设备老化和管理不善导致放射性物质 泄漏,造成一定范围的环境污染和人员受影响。
大亚湾核电站事故
2013年大亚湾核电站发生燃料棒破损事故,由于燃料棒制造缺陷导致破损,产生 放射性物质泄漏,但未造成人员伤亡。
案例分析与启示
强化核设施安全监管
事故。
核废料处理事故
核废料处理过程中发生事故, 可能导致放射性物质泄漏。
事故对环境和人员的影响
放射性物质污染
核事故可能导致放射性 物质泄漏,对环境和人
员造成辐射污染。
生态破坏
核事故可能对周围生态 环境造成严重破坏,影 响动植物生长和生存。
人员伤亡
核事故可能导致人员伤 亡,特别是处理事故和 清理现场的工作人员。
演练计划与组织
确定演练目标和要求
组织演练实施
明确演练的目的、任务和要求,确保 演练的有效性和针对性。
按照演练计划组织相关人员进行演练 ,确保演练的顺利进行。
制定演练计划
根据实际情况制定详细的演练计划, 包括演练时间、地点、参与人员、演 练内容等。
演练实施与评估
01
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实施演练
按照演练计划进行实际操 作,模拟核电厂事故应急 处置过程。
更新演练计划
根据预案修订情况,更新 演练计划,确保演练与预 案保持一致。
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核电厂事故应急预案案例分析
国际典型案例介绍
切尔诺贝利核事故
1986年发生在乌克兰切尔诺贝利核电站的严重事故,由于反 应堆设计缺陷和操作失误导致放射性物质大量泄漏,造成大 量人员伤亡和环境污染。
三里岛核事故
1979年美国宾夕法尼亚州三里岛核电站事故,由于反应堆冷 却系统故障导致堆芯熔化,放射性物质部分泄漏,但未造成 大规模人员伤亡。
核电厂安全分级课件
人员培训与素质
具备合格的运行、维修和管理人员 定期进行模拟演练,提高员工应对突发事件的能力
员工培训计划涵盖核安全法规、应急响应、安全设施操 作等方面
对员工进行健康和职业病监测,保证员工身体健康
04
核电厂安全分级的实践
安全分级的方法与流程
01
确定核电厂安全分级的标准和依据
根据国际原子能机构(IAEA)的相关安全标准和国内核安全法规,明
03
核电厂安全分级的依据
核安全法规与标准
符合国际原子能机构 (IAEA)的安全标 准
执行安全许可证制度 ,确保核电厂运行符 合相关要求
遵守国家核安全法规 和政策
安全设施与条件
01
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具备完善的应急响应体系和设 备
安全壳设施完备,满足防辐射 、防泄漏等要求
设有安全分析、控制和监督系 统
配备性能良好的核安全监测设 备
核电厂安全分级课件
目录
• 核电厂概述 • 核电厂安全的重要性 • 核电厂安全分级的依据 • 核电厂安全分级的实践 • 安全分级的监管与要求 • 安全分级的发展趋势与展望
01
核电厂概述
核电厂的定义与特点
核电厂定义
核电厂是一种利用核能发电的工 厂,它利用核裂变或核聚变反应 所释放的能量转换成电能。
强化安全分级的实践和应用
03
加强安全分级的实践和应用,提高安全分级的科学性
和有效性。
THANKS
感谢观看
核电厂特点
核电厂具有高效、清洁、可再生 的特点,能够满足大规模的电力 需求。
核电厂的组成与运行
核电厂组成
核电厂主要由反应堆、蒸汽发生器、 汽轮机、发电机等组成。
《核电厂事故》PPT课件_OK
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流最
程佳
图恢
复
导
则
转
换
2021/7/26
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5.1 概述
5. 1. 2 最佳恢复导则 1. E导则 (1)E-0 导则(规程)——反应堆紧急停堆或安注 (2)E-1 导则(规程)——失去反应堆冷却剂或二次冷却剂 (3)E-2 导则(规程)——破损蒸汽发生器隔离
2021/7/26
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第5章 事故
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5.1 概述
➢ 核电厂的系统、部件或设备出现异常,如果处理的不及时、不正确,就有可能将异常扩大,甚至会扩大成部分燃料元 件损坏或堆芯部分熔化和/或放射性物质向环境释放的事故。
➢ 实践证明,操纵员处理不当,会使事故扩大。如三哩岛事故本是小破口失水事故,分析认为不应造成反应堆堆芯燃料 棒损坏,而事实是造成了堆芯部分熔化,可见操纵人员知识和正确及时处理事故的重要性。
5. 2. 1 概述 对ATWS的瞬变分析结果表明,偏离泡核沸腾比RDNB和反应堆冷却剂系统压力在ATWS过程中可能超过限制值。 在丧失给水和丧失负荷的情况下, RDNB随时间延长而增大。因此,反应堆冷却剂系统的峰值压力是所关心的参数。 对产于生反的应热堆量冷的却速剂率系快统于的它偶能然从降二压回,路系RD统NB中是排人出们的关热心量的的安速全率限。值这。将大引多起数反未应紧堆急冷停却堆剂的压预力期升瞬高变。事件导致在反应堆冷却剂系统中 反应堆冷却剂系统压力升高正是大多数未紧急停堆的预期瞬变事件的限制参数。所以缓解未紧急停堆的预期瞬变事件结果的最重 要的特点之一是靠稳压器卸压阀和安全阀限制压力上升的能力。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 (2)安全状态的诊断参数及其判据 ①次临界度:核功率、中间量程启动率、源量程启动率。 ②堆芯冷却:反应堆堆芯出口温度、反应堆冷却剂过冷度、反应堆冷却泵运行状态、压力容器水位。 ③二回路热阱:蒸汽发生器水位、总给水流量、主蒸汽压力。 ④压力边界完整:反应堆冷却剂的冷却率、反应堆冷却剂冷段温度、反应堆冷却剂系统压力。 ⑤安全壳:安全完压力、安全壳地坑水位、安全壳放射性水平。 ⑥冷却剂装量:稳压器水位、压力容器水位。
有关核电安全的课件
确保核燃料循环设施在设计、建造、 运行等各个环节都符合安全标准,防 止发生事故。
放射性废物处理与处置
对核设施产生的放射性废物进行妥善 处理和处置,避免对环境和人类健康 造成影响。
核辐射防护技术
1 2 3
个人防护措施
为工作人员提供必要的个人防护装备,如防护服 、手套、口罩等,以降低辐射暴露风险。
环境监测与控制
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核电安全事故案例分析
三里岛核事故
总结词
美国历史上最严重的核事故之一
详细描述
1979年3月,美国宾夕法尼亚州三里岛核电站发生反应堆堆芯熔毁事故,导致反应堆堆芯严重损坏, 大量放射性物质泄漏。事故发生后,核电站工作人员和附近居民被迫撤离,对环境和公众健康造成了 严重影响。
切尔诺贝利核事故
总结词
核与辐射安全法规
中国已经建立了一套完整的核与辐射安全法规体系,包括《 中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国放射性污染 防治法》等。
核电安全法律法规的制定与执行
法律法规制定
在制定核电安全法律法规时,需要充分考虑国际标准和国内实际情况,确保法律 法规的科学性、合理性和可操作性。
法律法规执行
各级政府和监管机构应加强核电安全法律法规的宣传和培训,提高从业人员的法 律意识和安全意识。同时,应加强监督检查,对违法违规行为进行严肃处理,确 保法律法规的有效执行。
核电安全课件
• 核电安全概述 • 核电安全技术 • 核电安全标准与法规 • 核电安全事故案例分析 • 核电安全风险评估与管理 • 核电安全未来发展展望
01
核电安全概述
核电发展历程
核电起步阶段
20世纪50年代,人类开始探索核 能发电,建立了世界上第一座核
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急停堆(反应性得到控制),堆芯因丧失冷却而损毁,但 由于有坚实安全壳的包容功能,释入环境的放射性物质是 有限的,相当于INES 4级事故的释放量。由于堆芯有约二 分之一的燃料损毁,该事故被评定为INES 5级事故。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
内陆核电厂严重事故环境风险 的评估与缓解措施
周如明
中国核能行业协会《内陆核电厂环境影响的评估》课题组 2013年5月·湖南益阳
1. 引言
• 日本福岛核事故发生后,我国社会公众对于内陆核电建设的
疑虑明显增加,政府有关部门对于内陆核电厂项目的审批也 采取了极为审慎的态度。
• 由于福岛核事故过程中有一定数量的高放射性污水泄漏入海
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(2)前苏联切尔诺贝利核事故
• 切尔诺贝利核事故中,由于丧失了反应性控制和堆芯冷却
的功能,加上没有包容放射性物质的安全壳,造成了迄今 为止最严重的INES 7级事故。
• UNSCEAR(联合国辐射效应科学委员会)给出了与大气
核武器试验的I-131释放总量和Cs-137释放总量作为比较, 切尔诺贝利核事故的I-131和Cs-137释放总量分别仅占大气 核武器释放量的0.26%和9%。
(2)前苏联切尔诺贝利核事故
• 事故发生在1986年4月26日,其时,切尔诺贝利核电厂4号
反应堆正在进行低功率下试验。试验中违反操作规程,完 全忽视了石墨水冷堆在低功率长时间运行会发生石墨砌体 瞬时释热以及在低功率下具有正的温度反应性系数的特点 ,造成反应堆功率失控骤增(链式裂变反应失去控制), 核燃料过热损毁,继而导致连续的蒸汽爆炸,反应堆厂房 严重损毁。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(3)日本福岛核事故
• 按照日本政府向IAEA提交的报告,事故后对于16633个善
后工作人员进行了剂量监测,有141人的累积剂量(包括 外照射剂量和内照射剂量)大于100mSv,其中110个电厂 工作人员,31个其他工作人员(消防人员等);有6人的 累积剂量大于250mSv(主控制室电器仪表监视工作人员 ),最大的个人累积剂量为672.27mSv。这些剂量值均低 于会产生确定性辐射健康效应的阈值。
• UNSCEAR报告还指出,除了可溯源到辐射剂量的确定性效
应和随机效应以外,还有心理创伤有关的社会效应。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(2)前苏联切尔诺贝利核事故
• 切尔诺贝利核电厂采用的石墨慢化轻水冷却反应堆,设计
缺陷较多,而我国采用压水堆技术路线,反应堆设计具有 负温度反应性系数,保证不会发生功率暴走事件,而且反 应堆有坚实的安全壳系统。因此,我国核电厂不会发生切 尔诺贝利核事故那样的灾难性事件。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(3)日本福岛核事故
• 在2011年3月11日发生的福岛核事故中,强烈地震后实现
反应堆紧急停堆(反应性得到控制),但超设计基准地震 和海啸事件导致长时间全厂断电,1-3号机组堆芯因丧失 冷却而严重损毁。接着,由于氢爆而丧失一次安全壳和反 应堆厂房的包容功能,使大量放射性物质释入环境,成为 INES 7级事故,但福岛核事故的放射性物质释放量约为切 尔诺贝利核事故的十分之一。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(2)前苏联切尔诺贝利核事故
• 按照2011年的UNSCEAR报告:这次事故既有严重的确定性
健康效应,也有严重的随机性健康效应:
• 由于事故后没有及时控制污染牛奶的消耗,导致最受影响
地区内受照儿童和青少年中甲状腺癌的发生率显著增加。 在事故时未满14岁的人群中,1991-2005年期间报告了 5127个甲状腺癌病例(在这些人群中,到2005年为止,仅 15人死亡)。除甲状腺癌症外,没有流行病学调查数据证 实有其他实体癌症的随机效应。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(2)前苏联切尔诺贝利核事故
• 按照2011年的UNSCEAR报告:这次事故既有严重的确定
性健康效应,也有严重的随机性健康效应:
• 51万善后工作人员中,有134人得了急性辐射综合症,
其中28人死亡,他们的死亡直接归因于高辐射剂量。 在一般公众中没有急性辐射综合症病例,不管是撤离 人员还是未撤离人员。
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1. 引言
• 本文介绍的内容包括: • 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应 • 内陆核电厂严重事故环境风险评估 • 我国内陆核电厂的选址条件 • 福岛核事故教训总结与我国内陆核电厂的安全性 • 内陆核电厂严重事故工况下确保水资源安全的应急预案。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(1)美国三哩岛核事故
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(3)日本福岛核事故
• 2013年2月,世界卫生组织(WHO)发布了福岛核事故健
康风险评估报告。WHO在报告中指出:
• 估算的剂量值远低于阈值水平,因此预期不会有确定
性效应(即人体组织反应);在人群中没有确定性证 据表明有辐射诱发的遗传疾病;目前的结果指出,福 岛第一核电厂事故造成的额外辐射照射使人们疾病增 加的发病率低于可察觉的水平。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
(3)日本福岛核事故
• 日本政府对于约200万的福岛县居民进行了剂量监测和健
康调查,未发现因事故照射产生辐射健康效应。在这些检 查中,发现122个居民可能受到了一定的内照射,进而采 用全身计数器检测,得出他们受到Cs-134和Cs-137的内照 射均小于1mSv 。需要说明的是,UNSCEAR和WHO的研 究指出,世界平均的本底辐射水平为2.4mSv/年。
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2. 核电历史上三次严重事故的辐射健康效应
,因此,在对内陆核电厂的质疑声中,较多的关注点集中在 内陆核电厂运行是否能确保水资源安全。
• 2012年4月,中国核能行业协会组织开展《内陆核电厂环境影
响的评估》的软课题研究,其中包括内陆核电厂严重事故环 境风险的评估以及确保水资源安全的应急预案研究,目的是 科学回答社会公众以及政府有关决策部门的高度关切。