核安全综合知识第四章PPT课件
核安全管理PPT课件
运行工况分类
• 第一类工况：正常运行 • 第二类工况：中等频率事件 • 第三类工况：稀有事故 • 第四类工况：假想事故（极限事故）
第14页/共43页
故障的预防：单一故障准则
• 单一故障准则 • 事故工况下保证安全功能的系统及其辅助设施，如果某一部件
发生故障，系统的整体功能必须不受影响。所考虑的故障包括： • 对电气系统而言，假定任意时刻需要某系统投运时，该系统的
• 运行技术规格书由技术法则组成，其目的在于保证机组正常运行时的核安全。通过运行规程来实现。 • 运行技术规格书不适用于事故工况。此时，核安全的保证是由事故处理规程来保证的。
第21页/共43页
运行技术规格书的作用
• 运行技术规格书的第一个作用：定义反应堆的正常运行边界 • 运行技术规格书的第二个作用：规定所需的设备和系统 • 运行技术规格书的第三个作用：规定应采取的措施
第4页/共43页
一回路压力边界
• 第二道屏障：一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却 剂内。保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。 当余热排出系统（RRA）连接到一回路上后，一回路压力边界 便扩大了。
• 一回路压力边界定义如下：1、包括控制棒驱动机构本体的反应 堆压力容器；2、蒸汽发生器的一次侧；3、主泵；4、稳压器； 5、稳压器的安全阀组；6、一回路各主要部件之间的连接管道、 阀门和配件；7、连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门， 直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。
第7页/共43页
核安全的三大功能
• 第一大功能：反应性控制 • 第二大功能：控制堆芯的冷却 • 第三大功能：对放射性产物的屏障控制
为了防止三道屏障发生缺陷 并在发生缺陷时限制其后果
核安全基本理论知识(ppt 41页)
定义
风险=发生频率*后果
R 单 损 位 害 时 间 P 单 事 位 件 时 间 C 事 损 件 害
11
IAEA—INSAG 的安全目标
堆芯损伤事故的发生频率为： 现有堆10－4/堆年、新堆10－5/堆年。
安全性和可靠性
安全可靠运行 堆芯熔毁概率低 取消厂外应急
经济性
寿命周期成本 资金风险水平
30
3.4 核安全文化
切尔诺贝利核电厂事故催生了核安全文化 IAEA-INSAG在1986年提交的《关于切尔诺贝利核电厂事
故后的审评总结报告》中首次使用了“安全文化（Safety Culture）”一词 1991年 安全文化》 “INSAG－4”《中，首次定义了安全 文化的概念，完整阐述了安全文化的理念，以及如何评价 安全文化的标准，并建立了一套核安全文化建设的思路和 策略。
核安全基本理论
赵强
CH-01-INT-01
哈尔滨工程大学核科学与技术学院
3. 核安全基本理论 3.1 核电站的潜在危险 3.2 核安全目标 3.3 核电站的安全设计 3.4 核安全文化
2
3.1核电站的潜在危险
核裂变 －－功率徒升的可能 强放射性 －－辐射损伤 高温高压水－－融化和喷放 剩余反应性－－潜在的能量来源 衰变热 －－停堆后继续过热的可能
13
3.3 核电站的安全设计
安全设计指导思想 ——纵深防御原则 （defense-in-depth）
多道屏障 多级防御
14
多道安全屏障
燃料芯块 核裂变产生的放射性物 质98％以上滞留在二氧 化铀陶瓷芯块中，不会 释放出来。
核安全文化PPT课件
1、切尔诺贝利事故的教训
1、切尔诺贝利事故的教训
正功率系数：20%功率以下以正功率系数为主
功率增加
蒸汽增加 水吸收减少 燃料吸收多 功率增加 流量下降
负功率系数：
?
功率增加 燃料温度增加 燃料吸收少
功率减少
1、切尔诺贝利事故的教训
事故经过情况： 4月25日
1：06 开始从100%满功率（热功率320万千瓦）工况下 开始降功率 3：47 降至50%功率，按计划关闭一台汽轮发电机组 14：00 按基辅电网调度要求，推迟降功率（如不推迟， 可在白班试验），以50%功率连续运行约10小时，氙毒上 升，不断提控制棒补偿反应性
（程序规定：有效棒数小于26根要经总工批准，实际 已小于此数） 23：10 开始继续降功率 24：00 交接班
1、切尔诺贝利事故的教训
事故经过情况：4月26日
0：05 继续降功率时，自动控制系统维持不住功率，热功 率降至72万千瓦以下（70万千瓦以下会出现正温度系数）， 最低达3万千瓦
1：00 操纵员成功地将功率恢复为热功率20万千瓦
64.9 20
66.7 33
27.7
370708
30
119
NUCLEAR POWER PLANTS INFORMATION
另有6台长期停堆（未退役关闭）核电站
NUCLEAR POWER PLANTS INFORMATION
核反应堆的主要类型 典型压的水压堆水核压堆电水原堆站理核图电站原理图
蒸汽发生器 压力容器
物理性能耦合很弱，大 堆芯易引起氙震荡。
比较简单
设计充分
操纵员干预能力与设计 有关，简单设计过于依 赖人员，可靠性差。
无安全壳
有强健的安全壳 安全壳在万一发生事故 时能有效包容放射性物 质，减少外泄。
核安全综合知识04
第四章流出物和环境放射性监测考试要求：1.熟悉环境放射性本底调查；2.了解环境天然放射性的来源；3.了解环境中人工放射性核素的来源；4.熟悉控制流出物排放的基本原则；5.熟悉流出物监测的基本要求；6.了解环境中放射性核素的迁移和蓄积；7.熟悉人类核活动对环境辐射水平的潜在影响；8.掌握流出固体燃料和环境放射性监督的目的和范围。
思考题1.什么是流出物？流出物能不能做到零排放？2.为什么说流出排放是放射性废物的一种处臵方式；3.为什么对流出物排放要进行控制？4.控制流出物排放的原则是什么？5.对液体流出物排放有什么要求？6.环境放射性监测区分为针对一般环境质量和针对放射性排放源项两类，两者有什么异同？7.放射性本底调查的作用是什么？8.放射性本底调查是否仅仅调查环境中的天然放射性水平？9.简述天然放射性的来源及主要天然放射性核素种类？10.简述环境监测大纲的主要内容？11.环境辐射监测的质量保证起什么作用？12.气态流出物对公众照射的主要途径是什么？13.什么是关键人群组？它具备哪些主要特征？14.哪些人为活动会使环境中天然放射性水平升高？15.人为活动使态天然放射性水平升高是否应进行管理？16.什么是伴生矿？17.伴生矿开采与铀矿开采有什么异同？18.人们为什么对氡，特别是室内氡关心？19.在高空飞行，特别是10000m以上的飞行，为什么要关注机组人员的辐射安全？20.经UNSCEAR的统计，公众平时受的主要贡献是天然辐射源的贡献，你认为这是否意味着可以放松对人工辐射源的管理？为什么？21.在流出物中除了放射性物质之外，你认为还有什么因素应考虑纳入管理？22.在环境监督中除要求准确分析、测量放射性水平外，为什么还要求一并记录相关的环境参数？本章小结：●核与辐射设施在运行时或多或少总是向环境排放放射性物质。
●为确保核与辐射设施周围公众的安全，对流出物必须进行严格管理。
●考虑到流出物是一种废物，且流出物排放本身就是放射性废物处臵的一种方式，因此对流出物排放既要限制处排放总量，又要控制排放浓度，同时必须进行严密监测。
核安全法培训PPT课件
•14
[3]重大制度 NNSA •15
重大制度
核损害赔偿制度 立法过程几经辗转 确立了基本权利和责任
No.11公民、法人和其他组织依法享有获取核安全信息的权利，受到核损害的，有 依法获得赔偿的权利。
No.90 因核事故造成他人人身伤亡、财产损失或者环境损害的，核设施营运单位 应当按照国家核损害责任制度承担赔偿责任，……
•Page 30
•2019/7/5
THANK YOU
SUCCESS
2019/7/5
权利和责任
核安全监管部门
承担许可的法律责任
No.75违反本法规定，有下列情形之一的，对直接负责的主管人 员和其他直接责任人员依法给予处分： （一）国务院核安全监督管理部门或者其他有关部门未依法 对许可申请进行审批的； ……
确立了基本框架
唯一责任：为核设施营运单位提供设备、工程以及服务的单位不承担核损害赔偿 责任
财务保障：投保责任保险或参加互助机制等 例外条款：战争、武装冲突、暴乱等情形除外
主观故意没有被纳入免责条款
•16
信息公开制度 信息公开的主体：
国务院有关部门 地方政府 营运单位
为原子能法的立法 流出空间
•10
[2]主要内容 NNSA •11
主要内容
主要内容 第一章 总 则 第二章 核设施安全 第三章 核材料和放射性废物安全 第四章 核事故应急 第五章 信息公开和公众参与 第六章 监督检查 第七章 法律责任 第八章 附 则
•12
主要内容
适用范围 包括：
重大制度
放射性废物管理制度
单位资质许可 No.43 专门从事放射性废物处理、贮存、处置的单位，应当向
核安全讲义
目录第一章引论第一节核反应堆安全的概念第二节核反应堆安全性特性第三节核电厂的安全对策第四节核电安全思想的发展-----经验与教训第二章核电厂的安全设计第一节纵深防御的基本安全原则第二节单一故障准则及其应用第三节预防意外侵害的措施第四节设计基准事故准则-----核电厂安全设计原则第五节概率安全评价(PSA)第六节质量保证第七节核电厂的核安全许可证制度和安全监督第三章核电厂运行工况和事故分类-----运行期间安全性第一节核电厂运行工况分类第二节核电厂事故分类第三节核电厂运行限值和运行规程第四节核电厂的事故处理第五节应急计划第六节国际核事件等级表(INES)第四章安全文化第一节安全文化的特性和组成第二节安全文化的内容和要求第三节运行中的人因问题和安全文化第五章附录附录一严重事故附录二压水堆核电厂物项的安全分级第一章引论第一节核反应堆安全的概念核能的发现和利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
1942年诞生了第一座核反应堆，到五十年代初期建成了将核能转变为电能的试验性核电厂。
截止1999年底，世界上运行中的核电机组共436台，总电功率为351718 MW，其中，轻水堆核电厂的份额占84.56%(压水堆占62.21%)。
随着压水堆的普及、运转和研究工作的深入，以及各国政府和工业界花费了巨大的经费和人力，对核安全技术作了不断的改进，建立起更加严格的核安全管理法规和体制，核电安全已达到了相当高的水平。
但是，在九千多堆年的核电厂运行历史中，已经发生了1979年三哩岛(TMI-2)核电厂事故，和1986年切尔诺贝利(Chernobyl-4)核电厂事故，这两起事故的后果非常严重，特别是有大量放射性物质释放到环境的切尔诺贝利核电厂事故，带来了环境、健康、经济和社会心理上的巨大影响，因此，反应堆安全问题仍然是当前核电发展中最重要的研究课题。
核电厂事故不但会影响其本身，而且会波及到周围环境，甚至会越出国界。
因此，对其安全和环境审查是件极其严肃的工作。
核安全工程师综合知识
核安全工程师综合知识1. 前言核能作为一种清洁、高效的能源形式，被越来越多的国家和地区采用。
然而，核能的应用也带来了一系列的安全隐患和挑战。
为了确保核能的安全运行，核安全工程师的角色变得至关重要。
核安全工程师需要掌握一系列综合知识，以应对核能领域的各种问题和挑战。
2. 核能基础知识2.1 核能的定义和特点核能是指原子核发生裂变或者核聚变过程中释放的能量。
与传统能源相比，核能具有高效、清洁、稳定等特点。
2.2 核反应的基本过程核反应包括裂变和聚变两种过程。
裂变是指重核（如铀、钚等）的原子核被中子轰击后发生分裂，释放能量和中子。
聚变是指轻核（如氢、氦等）的原子核在高温和高压条件下互相碰撞融合，释放能量。
2.3 核能的利用方式核能可以通过核电站转换为电能，也可以用于核潜艇、核动力航空器等领域。
3. 核安全理论知识3.1 核反应堆的原理和工作方式核反应堆是利用核能进行能量转换的装置。
核反应堆一般由燃料、冷却剂、反应控制系统等部分组成。
核反应堆的工作原理是通过控制反应堆中的核反应率来控制反应堆的功率。
3.2 核辐射的影响与防护核辐射是指自然界或人类活动中产生的放射性物质所放出的粒子或电磁辐射。
核辐射对人体和环境具有一定的危害性，因此需要采取合适的防护措施。
3.3 核事故与应急管理核事故是指核设施或核活动失控或故障引发的事故。
核事故可能导致放射性物质泄漏，对人体和环境造成严重危害。
核安全工程师需要具备应急管理的知识，以应对核事故的发生。
4. 核安全工程实践4.1 核安全工程设计与评估核安全工程设计是为了确保核设施在设计、建设和运行过程中的安全性。
核安全工程评估是对核设施进行安全性评价，包括对可能发生的事故和应急预案的评估。
4.2 核安全事故的应急响应和处理核安全事故的应急响应是指在核事故发生后，迅速采取措施限制事故的发展和危害范围，同时进行事故处理和核设施修复。
4.3 核设施安全管理和监督核设施安全管理和监督是核安全工程师的重要工作之一。
核安全概述完PPT课件
28
5） 思考
如果发生全厂断电，对比福岛，我国核电站的应对措施 与行动
改进型压水堆(二代+、三代)对严重事故的主要缓解措施
可以防止氢气爆炸 可以防止放射性物质直接 向环境排放 可以防止高压下堆芯熔化 可以实现放射性物质包容 有氢气复合器 通过蒸汽发生器实现一回路含有放射性水和 气体与自然环境的有效隔离 在反应堆容器压力过高时，通过稳压器卸压， 确保冷却水的安全注入 安全壳自由容积大，能够有效地容纳放射性 物质，即使安全壳高出设计值，也可以通过 安全壳泄压过滤系统释放压力，保证了安全 壳的完整性和环境安全
第一道屏障：燃料芯块 第二道屏障：燃料包壳 第三道屏障：压力容器及一回路 第四道屏障：安全壳
15
６.２ 构筑核电站的固有安全
核反应堆及主 冷却剂系统装 设在坚固的安 全壳厂房内， 安全壳由0.91米厚的预应 力混凝土建成， 并内衬6毫米 厚的钢质密封 层。安全竞是 防止放射性泄 漏的第三道屏 障
防止放射性 大量向外释放
第三道：万一偏差未能及时纠正，发生设计基准事故时，自动启动电厂 安全系统和保护系统，防止事故恶化 第四道：万一事故未能得到有效控制，启动事故处理规程，保证安全壳 的完整性，防止放射性物质外泄 第五道：如果上述各道防线都失效，立即启动场外应急响应，努力减轻 事故对公众和环境的影响
14
６.２ 构筑核电站的固有安全
核安全概述完
核能发电和原子弹爆炸的区别
6.1 核电站的危险来源
核电危险性的本质 核电站风险的来源 核电站的基本安全功能
核电危险性的本质
核裂变 －－功率徒升的可能 强放射性 －－辐射损伤 高温高压水－－融化和喷放 剩余反应性－－潜在的能量来源 衰变热 －－停堆后继续过热的可能
核安全课件
核安全课件核安全课件第一节民用核安全设备的特殊性民用核安全设备在设计、制造、质量控制和监管等方面有一系列有别于常规工业产品的特殊要求：1、设计基准的确定原则不同。
2、所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）均需通过国家核安全监管部门的认可。
3、所有核安全设备必须通过根据相关要求进行设备鉴定方可用于民用核设施中。
4、在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。
5、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。
从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。
6、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系，并且所有核安全相关活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。
7、所有核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的监督下实施，处于严格的受控状态。
8、对于具体设备而言，核电站核岛主设备：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件，除考虑相应工作温度、压力条件外，还需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作40-60年，安全性要求极为严格10、满足标准，《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）规定第二节民用核安全设备的核安全分级要求1设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。
2核安全电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级（安全级）和非1E级（非安全级）两个级别。
支承件的核安全级别是由主体设备确定的。
例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级。
第三节民用核安全设备标准（一）国内核安全设备标准，我国核安全设备目前使用国外的规范标准。
注册核安全工程师考前培训课件综合第四五(节)章.
2021/1/4
35
泵的选用
•
美国的AP600和AP1000堆型核电站采用的
是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，代替
传统的一台轴密封泵。高温气冷堆采用氦气作为
冷却剂，氦气流动动力来自于氦风机。每个环路2 台氦风机，直接位于蒸汽发生器的顶部。
• 大亚湾核动力厂主循环泵是空气冷却、立式、 电动、单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。
2021/1/4
12
（4）冲击韧度（ak）
2021/1/4
13
（5）疲劳强度
• 疲劳破坏是机械零件失效的主要原因之一 • 据统计，在机械零件失效中大约有80%以
上属于疲劳破坏。 • 由于疲劳破坏前没有明显的变形，所以疲
劳破坏经常造成重大事故，所以对于轴、 齿轮、轴承、叶片、弹簧等承受交变载荷 的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。
电气设备、防火、燃料组件等几乎全部的核电厂领域。
（四）俄罗斯核电厂标准法规（法律法令、核安全法规及导则、专业技术
标准）
2021/1/4
6
第四节 民用核安全设备常用金属结构材料
• （一）金属结构材料
• （1）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金 、铸铁等。
• （2）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金 、铸铁等。
俄罗斯采用Cr-Ni-Mo钢。
2021/1/4
23
（2）高温气冷堆
高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆 的反应堆压力容器要大得多，且形状比较 细长。（筒体上段是由厚度为131mm的ASME SA-
533B钢板拼焊而成，下段是由厚度为204mm的ASME SA-508Gr3整体锻件焊接而成，下封头是由厚度为83mm 的ASME SA-508Gr3锻板热冲压而成）。
核安全文化PPT课件
用1216辆大型公共汽车、300辆卡车，撤离 30公里范围内的约12万名居民
400人15天内在机组下面挖建混凝土铺板， 开始建石棺
5月9日扑灭石墨引发的大火
切尔诺贝利核电站事故的技术原因
1、反应堆物理设计和停堆装置设计的严重缺陷 2、高燃耗运行工况下很大的正空泡反应性系数 3、在事故前反应堆工况下的正停堆效应 4、运行反应性裕量与反应堆保护不匹配 5、运行组织中缺乏安全文化，因而不能补救事故前
核安全文化
孙光弟 2007.5
核安全文化
1、切尔诺贝利事故的教训 2、为什么要强调核安全文化 3、什么是核安全文化 4、如何加强核安全文化
世界核电机组类型统计表
种类
运行机组
在建机组
（截止2007年5
关闭机组
型式
石墨 堆
GCR LWGR
重水 堆
快堆
PHWR FBR
沸 水 BWR 堆
压水 堆
合计
PWR
INSAG-4的定义：核安全文化是存在于单 位和个人中的种种特性的总和，它建立一种 超出一切之上的观念，即核电站的安全问题 由于它的重要性要得到应有的重视。
三、什么是核安全文化
两次严重事故的后续行动： 成立两个机构：INPO
WANO 一个专家组： INSAG 一个新的概念：安全文化 一套新的核安全标准（NUSS—SSS) 相应的配套服务：OSART, Peer Review,
1、切尔诺贝利事故的教训
1、切尔诺贝利事故的教训
正功率系数：20%功率以下以正功率系数为主
功率增加
蒸汽增加 水吸收减少 燃料吸收多 功率增加 流量下降
负功率系数：
核电安全课件
核安全目标
• 总目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措 施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危 害。
• 为了突出核电厂的特殊性，常规风险不包括在核 安全研究的范畴内。
• 辅助性目标1: 辐射防护 • 确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放
射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低 （ALARA）的水平，并且低于规定的限值，还确保 事故引起的辐射照射的程度得到缓解。要求在正 常情况下具有一套完整的辐射防护措施，在事故 情况下有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和 厂外的对策，以缓解对工作人员、居民及环境的 危害。
• 辅助性目标2: 技术安全 • 有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂
设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率 极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话 ）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严 重事故发生的概率非常低。
安全设计基本原则
• 安全设计基本原则：采用行之有效的工艺和通用 的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和 任何设计变更中必须明确安全职责 。单一故障准 则 ，多样性原则 ，独立性原则 ，故障安全原则 ，自动化。
• 还对其他几个核安全方面的国际条约担负着保存 任务。这些国际条约包括：《核材料实物保护公 约》，《维也纳核损害民事责任公约》，《核安 全公约》以及《废燃料管理安全和放射性废物管 理安全联合公约》。
核电站安全思想的发展
70年代 这10年核安全思想集中在技术上的可靠性, 设备与程序的质量，即优先考虑的是初始设计工作。
• 反应堆停堆，稳压器上的安全阀打开，但回座失 效；
• 一回路持续卸压，导致一回路沸腾，稳压器水位 虚假升高
• 安注系统注水 • 操纵员判断失误（以为一回路水多），关闭安注
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
人工放射性核素的来源及水平 4
核技术应用 放射性同位素与放射源已经广泛地用于 工业、医学、和科研等领域中，这些应 用被统称为核技术应用。
29
人工放射性核素的来源及水平 5
核技术应用领域，具有应用面大、用户 数量多的特点，但每个用户使用的放射 源活度量通常不大。用户常常把核技术 应用当作它的一种工具或手段来处理， 防护知识和措施往往不足，个别的操作 人员甚至不知道自己在操作含有放射源 的设备。
大气层相互作用产生的次级射线； • 宇宙射线与大气层相互作用产生的放射
性核素。
24
天然放射性的来源与水平 5
天然放射性的水平 : 土壤中238U，226Ra，232Th，40K含量(表4-2) 水体中U，Th，226R和40K的含量(表4-3) 贯穿辐射水平 (表4-4)
25
3, 人工放射性核素的来源及水 平1
1,6两节为辐射安全评价服务 2,3属于基础性资料 4,5两节是本章重点,用来控制辐射安全源项
和检测辐射安全后果 7节专门讨论天然放射性问题
8
引言1
流出物监测可以判断伴有辐射设施的排 放源项，环境监测则确认实际的影响程 度。
9
引言 2
某一伴有辐射设施周围的公众所受到的 辐射照射并不都是源于该设施的贡献。 公众受到的辐射照射还包括天然本底引 起的照射，大气层核试验落下灰残留物 引起的照射，其他人工辐射源引起的照 射。
用产生的 (表4-1)
22
天然放射性的来源与水平 3
陆 生 放 射 性 主 要 有 232Th 系 ， 238U 系 ， 235U系等三个衰变系列。此外还有一些半 衰期长的单个放射性核素 ，例如40K、 87Rb，138La,147Sm，176Lu等。
23
天然放射性的来源与水平 4
宇生放射性包括两部分： • 来自外层空间的宇宙射线以及宇宙射与
• 核武器生产和试验 • 大气层核试验 • 地下核试验
26
人工放射性核素的来源及水平 2
• 核能源生产 • 铀的开采和冶炼 • 铀加工和核燃料生产 • 反应堆运行 • 后处理厂
27
人工放射性核素的来源及水平 3
核燃料循环过程，除了在运行时经 液体和气体流出物对公众产生辐射照 射外，核燃料循环各环节所产生的固 体废物最终也要进入环境，对公众产 生辐射照射。此外，放射性物质运输 是核燃料循环各环节都会遇到的问题。 并且的制定相应的本底调查大纲 • 本底调查的质量保证
20
2, 天然放射性的来源与水平 1
了解天然放射性的来源与水平，即是环 境放射性监测所需的基础知识，也是评 价伴生天然放射性矿物资源开发利用项 目的必备知识。
21
天然放射性的来源与水平 2
天然放射性按其来源方为两部分： • 地球上生来就有的； • 宇宙射线以及宇宙射线与大气层相互作
第四章 流出物和环境放射性监测 赵亚民
2010
1
几点说明
1,授课的目的 2,本章在核与辐射安全中的地位 3,本章各节的关系
2
授课目的
1,备考 2,传授知识
3
本章在核与辐射安全中的地位
1,核安全 2,辐射安全
4
核安全
1,广义核安全 包括:核安全,辐射安全,废物安全,运输安全 2,狭义核安全 定义:“实现适当的运行条件，防止事故或
电站事故、其他邻近核与辐射设施所产 生的人工放射性影响。这种影响包括环 境介质中的放射性核素含量以及所引起 的辐射剂量；
16
环境放射性本底调查 5-2
• 判断本底贡献处于正常范围还是存在异 常；
• 确定本底基线，以便为今后运行时的环 境影响作比较。
• 为核及辐射设施在运行寿期终了实施退 役的环境影响评价提供基础资料。
30
人工放射性核素的来源及水平 6
虽然对每个用户操作的放射性物质数量 不大，经液体及气体流出物排入环境的 数量较少，但整个核技术应用领域排入 环境的放射物质量则是巨大的 （I-131）
10
引言 3
环境放射性监测包括放射性本底调查， 核与辐射设施运行期间经气、液流出物 向环境排放放射性物质的监督性监测， 以及环境介质中放射性核素含量，环境 中贯穿辐射水平的测量等。
11
1 ,环境放射性本底调查 1
一、放射性本底调查 环境放射性本底调查是指为某种目的， 对指定范围内的放射性背景值进行测量
缓解事故后果，从而保护工作人员、公 众和环境免受过量辐射危害。” 核安全 主要针对设施安全
5
辐射安全
1,电离辐射安全 2,非电离辐射安全(能量小于12电子伏)本讲
不讲
6
电离辐射安全
• 保护对象包括人(职业,公众)和环境 • 辐射源项主要是流出物和固体废物 • 强调辐射防护最优化
7
本章各节的关系
17
环境放射性本底调查 6
本底调查的地理范围 • 对于核设施，本底调查范围一般以设施
为中心半经几十公里范围内。 • 对于核技术应用项目，本底调查范围一
般以设施为中心几百米到几公里。 • 对于伴生天然放射性矿物资源开发利用
项目，本底调查的范围视实际影响程度 从几百米到几公里。
18
环境放射性本底调查 7
本底调查的内容 评价一个设施引起的环境影响时，除要考虑该 设施向环境可能排放的放射性物质，即流出物 之外，还需考虑气、液流出物在环境中的传输、 弥散，要考虑人口分布、食谱和土地利用.因此， 放射性本底调查还应对环境影响评价相关的气 象、水文、土地利用、人口分布、饮食习惯等 一并调查。
19
环境放射性本底调查 8
分析以及为评价目的对其他相关资料进 行收集的活动。
12
环境放射性本底调查 2
环境放射性本底调查可按目的分为两类： • 大范围环境放射性本底普查 • 针对特定核及辐射设施周边开展的调查
13
环境放射性本底调查 3
对于像核电站这样的核设施，要求在首
次装料前必须完成连续两年以上的本底
调查。
14
环境放射性本底调查 4
本底调查的作用 对于大范围普查性的本底调查，其目的 是事先确定的,这类调查的目的往往是获 得平均水平，比如公众平均接受的陆地γ 剂量率，地面附近宇宙射线，环境及室 内氡水平等。
15
环境放射性本底调查 5-1
本底调查主要目的有： • 在拟评价核与辐射设施的周边范围内，
确定天然放射性本底状况； • 确定由于大气层核试验、切尔诺贝利核