核反应堆安全--放射性物质释放及其危害分析
SGTR事故应对分析
SGTR事故应对分析SGTR（应力失控温控-反应堆安全事故）是一种可能发生在核反应堆中的重大事故，它可能导致反应堆失控，严重影响核反应堆的安全性和环境。
在本文中，将对SGTR事故进行分析，探讨应对措施，以确保核反应堆的安全性。
1. SGTR事故的特点和危害SGTR事故是指在核反应堆中，由于应力失控或温控失控，引起的反应堆冷却剂泄漏事件。
这种事故可能导致反应堆失控，放射性物质泄漏，甚至核反应堆爆炸，造成严重的核辐射污染和人员伤亡。
SGTR事故的危害主要体现在以下几个方面：SGTR事故可能导致核反应堆失控，核裂变链式反应无法有效控制，从而造成反应堆过热和压力剧增，引发严重的核事故。
SGTR事故可能导致核反应堆冷却剂泄漏，放射性物质泄漏到环境中，严重影响周边地区的环境和人类健康。
SGTR事故还可能导致核反应堆的设备损坏，造成巨额经济损失和长期环境修复工作。
SGTR事故的危害性极大，一旦发生，将对人类和环境造成严重影响。
我们必须充分重视SGTR事故，并进行有效的应对措施，以确保核反应堆的安全性。
为了有效应对SGTR事故，减少事故发生的可能性和最大限度减少事故的危害，我们需要采取一系列的措施。
加强事故监测和预警系统。
建立先进的核反应堆事故监测系统，对核反应堆的温度、压力、冷却剂流量等参数进行实时监测，并预警可能的事故风险，做好事故应对准备。
加强核反应堆的安全控制系统。
提高核反应堆的自动化水平，加强对反应堆的自动控制能力，确保在SGTR事故发生时能够迅速采取控制措施，避免事故的扩大。
加强核反应堆的设备检修和维护。
定期对核反应堆的设备进行检修和维护，及时修复设备的损坏和老化，提高核反应堆的安全性和可靠性。
加强核反应堆的安全管理和应急预案制定。
建立完善的SGTR事故应急预案，对SGTR 事故的应对流程和措施进行详细规定，并进行定期演练和检查，以确保在事故发生时能够迅速有效地应对。
加强核反应堆的安全监管和技术研发。
了解核辐射的症状、危害、后遗症
福岛核电站的三层防护
众所周知，核燃料在发生链式反应时会产生大量对人体有害的放射性物质，如碘 131、铯137。为了避免这些放射性物质泄漏，核电站设置了多层防护。
第一层防护：核燃料棒外壳
福岛核电站有三层防护，第一层就是核燃料棒的外壳——锆合金，这层锆合金包 裹可以避免核燃料棒里的放射性物质与冷却水接触，可以承受1200度的高温。很多 根核燃料棒、控制棒（用途是吸收中子，控制链式反应的程度）及相关机构就组成 了反应堆堆芯装置。
核燃料中的有效成分是铀-235，铀-235同样也是原子弹中的核炸药， 那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？专家指出，绝没有这种可能性！
这是因为，核燃料中铀-235的含量约为3%，而核炸药中的铀-235含量 高达90%以上。核燃料引不起核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒 因酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低不能点燃一样。
核辐射症状
4000毫西弗/次辐射可致死
“当量剂量”是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。其国际标准单位是“西弗”，定义是每千克人体组织吸收1焦耳 为1西弗。西弗是个非常大的单位，因此通常使用毫西弗、微西弗。1毫西 弗＝1000微西弗。
对日常工作中不接触辐射性工作的人来说，每年正常的天然辐射(主 要是因为空气中的氡辐射)为1000~2000微西弗。一次小于100微西弗的辐 射，对人体无影响。与放射相关的工人，一年最高辐射量为50000微西弗。 一次性遭受4000毫西弗会致死。
切尔诺贝利核电站的救援惨状
“几次任务后，我的士兵就会去洗澡并进食。过了一会儿，他们就开始 呕吐。”
从一开始发生危机，辐射受害者就被送往莫斯科6号医院。该院有苏联唯 一的专门设施，治疗因大量暴露在辐射下，引发的急性辐射病。
切尔诺贝利核事故的教训
切尔诺贝利核事故的教训一、切尔诺贝利核事故概述切尔诺贝利核事故是20世纪最严重的核灾难之一，发生于1986年4月26日在苏联乌克兰的切尔诺贝利核电站。
当时，该核电站的四号反应堆发生了爆炸和火灾，释放出大量放射性物质到大气中，并导致了至少31人的直接死亡和数千人遭受不同程度的辐射病变。
二、对环境的影响及人类健康危害1. 放射性物质的释放对环境造成了巨大破坏：放射性物质扩散至空气、土壤、水源和生态系统，导致大面积污染。
这些污染物具有长期辐射性，严重危害植物、动物和人类的健康。
2. 辐射病变带来的健康风险：事故后数年内，约有6000至8000名居住在附近地区的儿童被确诊患上甲状腺癌。
其他健康问题包括白血病、恶性肿瘤、甲状腺功能紊乱等。
切尔诺贝利核事故也对妊娠妇女和未出生婴儿造成了严重影响，导致数千个先天缺陷的出生。
三、切尔诺贝利事故带来的教训1. 人为失误和技术漏洞的警示：切尔诺贝利核事故是由当时苏联管理层的安全措施不力和设计缺陷引起的。
该事件提醒我们，在核能设施运营中必须高度重视技术细节和安全程序，防止人为失误造成灾难性后果。
2. 放射性物质的控制与处理：切尔诺贝利核事故暴露了放射性物质可能产生的广泛影响以及对环境和人类健康可能造成的长期危害。
这一教训唤起了全球关于放射性物质处理和控制政策改进的意识，并加强了核电站运营中放射性废弃物管理方面的注意。
3. 做好应急准备工作：面对突发事件，有效、迅速的应急响应至关重要。
切尔诺贝利核事故揭示了当时苏联管理机构和救援部门的缺乏有效协调合作的问题。
保证准确、实时信息传递，灵活而迅速地采取措施对抗灾难发生至关重要。
4. 提高公众意识和参与度：切尔诺贝利核事故给公众带来了严重危害，而公众也因为缺乏相关知识和参与度而感到无助。
这一事件引起人们对核能及其潜在风险的广泛关注，并促进了更多公众参与和批评监督机制的建立。
四、全球核安全体系的建设作为切尔诺贝利核事故的教训，国际社会致力于加强全球核安全体系，以共同应对潜在的核灾难风险。
核反应堆安全性评述
作者： 王丽新
作者机构： 一重集团大连设计研究院有限公司,辽宁大连116600
出版物刊名： 科技创新与应用
页码： 44-44页
年卷期： 2012年 第12期
主题词： 核能 放射性 安全性 反应堆 工况
摘要：运行中的反应堆存在着放射性物质释放的潜在危险。
在反应堆设计、建造和运行过程中,必须坚持和确保安全第一的原则,必须设置反应性控制系统、反应堆保护系统和专设安全设施,确保在所有情况下都能充分实施有效控制反应、确保堆芯冷却和包容放射性产物三项基本功能。
本文主要介绍了反应堆的安全性和安全功能,并对压水堆的专设安全系统做了简要的描述。
核辐射风险与应急措施分析
核辐射风险与应急措施分析核辐射是指核能释放时所产生的辐射，它是一种高能量、高强度的电磁辐射。
如果人体长期接受核辐射，会对人体造成严重伤害，如肿瘤、畸变、造血系统疾病等。
因此，在核能产生过程中，引起的核辐射事故会对人类健康造成巨大的威胁。
本文就核辐射风险和应急措施进行分析。
一、核辐射风险的来源核辐射风险主要来自核电站和核试验场。
核电站是运用核能产生电能的设施，它主要由核反应堆、蒸汽发生器、蒸汽涡轮机、发电机、冷却系统等组成。
核试验场则是核武器研制和开发的地方，它也涉及到核反应堆、核爆炸、放射性物质的处理等多个方面。
二、核辐射事故的影响核辐射事故有可能引起以下影响：1. 环境影响核辐射事故会使周围环境遭到污染，大量的放射性物质排放出来，大气、水体和土壤都有可能被污染。
这样一来，植物、动物和人类都会受到辐射，可能导致生命体系的紊乱，影响环境生态平衡。
2. 经济影响核辐射事故会引发经济损失。
一旦事故发生，可能会导致工厂、农场、港口、机场等设施受到破坏，失去生产能力，损失惨重。
同时，受到事故影响的人员也将面临失业、贫困等问题。
3. 健康影响核辐射事故对人体健康的威胁十分严重。
长时间的接触核辐射会导致白血病、肺癌、甲状腺癌等疾病，对人体造成严重伤害。
对于孕妇和儿童，更是一种长期危险，可能导致遗传突变或畸变等问题，对人类种族乃至人类文明的未来都将产生巨大的威胁。
三、核辐射事故的应急措施针对核辐射事故的应急措施包括：1. 防护措施在核辐射事故发生后，必须优先考虑民众的安全，确保他们的身体不遭到辐射。
人员必须要穿上防护服，并带上氧气面罩等防护装备，以减少辐射对他们的影响。
2. 化学清洗当核辐射事故发生后，各种物质都可能遭到辐射。
在释放出的放射性铯、放射性碘、放射性钴等物质到达地面后，必须立即采取化学清洗措施，将它们从土壤、建筑物、器具、交通工具等中去除。
3. 疏散在核电站或核试验场发生辐射事故后，区域内的居民必须迅速撤离，到安全区域进行疏散，避免继续暴露在辐射环境中。
核反应堆安全
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四、严重事故（1）
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2、反应堆的安全功能
为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应 发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物
反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
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2、反应堆的安全功能（1）
确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况
包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
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2、核反应堆的安全原则
核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量 放射性裂变物质，反应堆和一回路是个巨大的辐 射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或 事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制 起来，确保工作人员与公众的安全。
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2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸， 所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的概念。
第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分 裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙 等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重 屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。
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2.2、多重屏障（1）
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产 物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈 颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
了解核辐射的症状、危害、后遗症
这是因为，核燃料中铀-235的含量约为3%，而核炸药中的铀-235含量 高达90%以上。核燃料引不起核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒 因酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低不能点燃一样。
“他们前来门诊时，就心理上来说，真的很让人难受。他们直接从机场 被送来，几乎所有人都还很年轻。他们抵达时都还是潜伏期，他们不会觉得不适。 他们的衣著都一样，都穿著同样的睡衣，彼此开著玩笑。但是我们知道，其中有 很多人会死，有27人很快就死亡。他们都吸收了巨量的辐射，因为致命的烧灼而 痛苦不已。”
切尔诺贝利核电站的救援惨状
切尔诺贝利核电站的救援惨状
“几次任务后，我的士兵就会去洗澡并进食。过了一会儿，他们就开始 呕吐。”
从一开始发生危机，辐射受害者就被送往莫斯科6号医院。该院有苏联唯 一的专门设施，治疗因大量暴露在辐射下，引发的急性辐射病。
切尔诺贝利核电站的救援惨状
最初的辐射病症状是呕吐，作呕以及腹泻。之前则有一段潜伏期，接著 会有更多致命症状出现，像是骨髓退化，以及侵蚀肌肉，直达骨头的恐怖灼痛。
• 在事故晚期(恢复期)面临的问题是：是否和何时可以恢复社会正常生活;或 者是否需要进一步采取防护措施。在事件晚期，主要照射途径为污染食品 的食入和再悬浮物质的吸入引起的内照射。因此，可采取的防护措施包括 控制进出口通路、避迁、控制食品和水，使用储存饲料和地区去污等。
不同阶段应采取哪些核辐射防护措施？
5月1日风向转变，基辅地区也遭到污染。
谢谢！
谢谢大家！
• 少量的辐射照射不会危及人类的健康，过量的放射性射线照射对 人体会产生伤害，使人致病、致死。剂量越大，危害越大。
核安全案例分析
三哩岛事故
• 堆芯升 温瞬变
•110分，堆芯第一次裸露；
•138分，发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截 止阀，但并未加大高压安注；
•在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大 部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工 况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放 以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
三哩岛事故
• 持续卸 压
美国三哩岛核事故
1. 三里岛核电站概述
• 基本情况：三里岛核电站2号机组(TMI-2)位于美国宾夕法尼 亚州首府哈里斯堡东南16km附近。是由美国巴布科克和威 尔科克公司设计的959MW电功率的压水堆。1978年3月28 日达到临界， 1979年3月28日就发生事故。事故由给水丧失 引起的瞬变开始，经一系列事故序列造成堆芯熔化，大量裂 变产物释放到安全壳。尽管对环境的释放以及对运行人员和 公众造成的辐射后果很微小，但该事故对世界核工业发展造 成深远影响。
核安全案例分析
－世界上两次核事故
历史上两次重大的严重事故
¾ 1979年3月28日美国三哩岛核电厂二号机组 (TMI－2)，实际上是冷却剂丧失（小LOCA） 造成堆芯部分融化，大量裂变产物释放到 安全壳的严重事故。
¾ 前苏联1986年4月26日在切尔诺贝利4号机 组发生了核电历史上最严重的核事故。这 是一次反应性事故。
切尔诺贝利核事故
2.事故过程
• 1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。 13时5分时，热功率水平降至1600MW（50％功率）。 按计划关闭了一台（7号）汽轮机。
• 根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫 循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动 作。
• 停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷 却剂收缩、装水量损失，一回路系统压 力下降。
核安全分析复习资料
核反应堆安全分析第一章安全总目标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、居民及环境免遭放射性危害。
辐射防护目标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的水平，且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓解。
技术安全目标有很大把握预防事故发生；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。
核电厂的安全设计中辐射防护应遵循原则：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。
（大事故概率低，概率高事故轻，正常情况要达标）第二章反应堆安全性分类：○1自然的安全性（设计）：内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。
○2非能动的安全性：惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
○3能动的安全性：能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
○4后备的安全性：冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
专设安全设施功能：事故工况下，保证堆芯冷却；堆芯的余热导出，防止堆芯熔化；包容放射性废物。
主要功能：（1）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；（2）向安全壳大气喷淋除碘，阻止放射性物质向大气排放；（3）阻止安全壳中氢气浓集；（4）向蒸汽发生器事故供水。
安全堆注射系统的功能：当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。
重大事故时，迅速冷却堆芯，导走燃料热量，保持燃料包壳完整性。
事故后堆芯长期冷却。
安全壳系统包括哪些系统几各自的功能：1、安全壳贯穿件系统：所有的安全壳贯穿件，在大多数情况下是由封闭套筒构成的双屏障组件。
核安全分析
核安全的总目标：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辅助目标：1辐射防护目标2技术安全目标设计基准事故（DBA）:要求安全设施达到最极端设计参量的事故。
超设计基准事故（BDBA）：对于有些更严重的事故，这时专设安全设施已不能有效地制止事故的发展，这些事故称之为超设计基准事故。
纵深防御原则：第1层次防御的目的是防止偏离正常运行和系统故障。
第2层次防御的目的是监测和纠正偏离正常运行的情况，以防止预计运行事件升级为事故工况。
第3层次防御是必须提供固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程以控制其后果，并在这件事件之后达到未定的、可接受的状态。
第4层防御的目的是保护包容功能，通过附加的措施和规程防止事故发展，通过减轻所选定的严重事故的后果，加上事故处置规程，可以完成这个目标。
第5层次防御目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。
多道屏障：1燃料元件包壳2反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界3安全壳。
单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。
核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的综合，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性保证得到应有的重视。
核安全文化是存在于个人和单位中的种种特征和态度的综合，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全许可证制度在哪些阶段被申请：核电厂选址、建造、调试、运行、和退役。
建造和运行需要提供哪些资料：核电厂建造申请书、初步安全分析报告、核电厂运行申请书、最终安全分析报告。
非能动的安全性：是指建立在惯性原理、中立法则、热传递法则等基础上的非能动设备的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
所有工况下安全功能：1有效的控制反应性2确保堆芯冷却3包容放射性产物。
工况I—正常运行和运行瞬变。
工况II—中等频率事件，或称预期运行事件。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-2.1核反应的安全系统-
自然的安全性 非能动的安全性
固有安全性
固有安全堆
模块式 高温气冷堆
能动的安全性 后备的安全性
现行的反应堆
PWR BWR
过程固有最终 安全反应堆
IFR（Integral Fast Reactor）
高温气冷堆
MHTGR（Modular High Temperature Gas Reactor）
PIUSR（Process Inherent Ultimately Safety Reactor）
反应堆安全分析
第二章:核反应堆安全的安全系统
目录
2.1 反应堆的安全性 2.2 反应堆的安全功能 2.3 专设安全设施
2.1 反应堆的安全性 1）固有安全（Inherent Safety）定义
当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备 的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动安全性， 控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和 安全停闭。
2）反应堆的4种安全性要素
自然的安全性 非能动的安全性 能动的安全性 后备的安全性
2.1 反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素 自然的安全性
负反应性温度系数 燃料的多普勒效应 控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则
非能动的安全性
惯性原理（如泵的惰转） 重力法则（如位差） 热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）
2.1 反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素 能动的安全性 依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保 证的安全性
后备的安全性
由冗余系统反应堆的安全性 2）反应堆的4种安全性要素
当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应 性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。
放射性物质的释放及其危害分析
6.1 基本概念
放射性
放射性是指不稳定核素(放射性核素)经过自发 地发射射线而蜕变为其它核素的现象。
放射性衰变主要有α(发射氦原子核)、β(发射 电子)和γ(发射光子)三种类型。发生α或β衰变时， 放射性原子核蜕变为另一种核素，称为子核。子核 也可能是不稳定的，于是形成衰变链，直到形成稳 定核素为止。自然界存在238U、235U和232Th三条衰 变链，最终形成206Pb、209Pb和208Pb。
数学模型
6.4 放射性物质在大气中的扩散
6.4.1 气载物在大气中的稀释扩散
气载物
气体是放射性物质蒸发、升华形成的单分子态。 “气溶胶”一般指固态或液态多分子凝聚物颗粒 的气体中的弥散系。我们统称这两种形态为气载 物。
放射性物质从安全壳释出后。呈气体和气溶胶形态。 这些气载物进入大气后，在被风朝下风向输送的同时，将 受大气湍流影响，于水平方向和垂直方向迅速地稀释扩散。 因此为了估算放射性释出物对居民的辐射后果，首先必须 研究气载物在大气中的稀释扩散规律，以计算居民所在处 地面空气中的放射性浓度和放射性物质在地而的沉积浓度。
放射性物质的释放及其危害分析
对反应堆释放出的放射性物质的辐射后果作出安全评 价一般包括两个方面，即反应堆正常运行条件下和事故条 件下能否确保放射性物质的释放量及其辐射后果在有关防 护规定的允许水平以下。
在这一章中将按放射性物质从堆内向外逸出的路径， 分析放射性物质的释放规律和辐射后果。首先论述堆内放 射性物质的来源和产生的数量，随后研究这些放射性物质 在事故条件下穿透三道屏障的机理和迁移释放的规律，分 析放射性释出物在大气中的扩散规律以及对环境和居民的 辐射后果，最后介绍应遵守的辐射防护原则。
惰性气体
99Sr（锶）和106Ru（钌）只发射β射线，不易测量。 元素锶具有挥发性．但其氧化物不挥发。钌的情形刚好 相反。所以堆内氧化状态对裂变产物释放形态影响很大。 Sr进人人体的途径是奶，敏感器官是骨骼，而且排除很 慢。儿童受Sr的影响比成人严重。
核反应堆安全分析概念复习
第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：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、居民及环境免遭放射性危害。
辐射防护目标：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。
技术安全目标：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。
纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护（defense in depth）1：防止偏离正常运行及防止系统失效2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。
4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。
多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
核反应堆的安全问题
核反应堆的安全问题我在这里写下这些文字，是为了让大家对在日本发生的事情——核反应堆的安全问题，感到放心。
事态确实严重，但是已经在控制范围内。
这篇东西很长！但是你读完之后，你会比世界上任何记者都明白核反应堆究竟是怎么回事。
核泄漏确实已经发生，但是在将来不会有任何显著的泄漏。
“显著泄漏”大概会是个什么程度？打个比方说，可能比你乘坐一趟长途飞行，或是喝下一杯产自本身具有高程度自然辐射地区的啤酒，所受到的辐射要多一些。
我读了自从地震发生以来的所有新闻报道。
可以说几乎没有一篇是准确或是无误的（当然也可能是因为地震发生之后在日本的通讯问题）。
关于“没有一篇是无误的”，我并不是指那些带有反核立场的采访，毕竟这在现在也挺常见的。
我指的是其中大量的关于物理和自然规律的错误，及大量对于事实的错误解读——可能是因为写稿子的人本身并不了解核反应堆是如何建造和运营的。
我读过一篇来自CNN的3页长度的报道，每一个段落都至少包含一个错误。
接下来我们会告诉大家一些关于核反应堆的基本原理，然后解释目前正在发生的是什么。
福岛核电站的反应堆属于“沸水反应堆”（Boiling Water Reactors），缩写BWR。
沸水反应堆和我们平时用的蒸汽压力锅类似。
核燃料对水进行加热，水沸腾后汽化，然后蒸汽驱动汽轮机产生电流，蒸汽冷却后再次回到液态，再把这些水送回核燃料处进行加热。
蒸汽压力锅内的温度通常大约是250摄氏度。
上文提到的核燃料就是氧化铀。
氧化铀是一种熔点在3000摄氏度的陶瓷体。
燃料被制作成小圆柱（想像一下就像乐高积木尺寸的小圆柱）。
这些小圆柱被放入一个用锆锡合金（熔点2200摄氏度）制成的长桶，然后密封起来。
这就是一个燃料棒（fuel rod）。
然后这些燃料棒被放到一起组合为一个更大的单元，接着这些燃料单元被放入反应堆内。
所有的这些，就是一个核反应堆核心（core）的内容。
锆锡合金外壳是第一层护罩，用来将具有放射性的核燃料与世隔绝。
核反应堆安全分析-1
第一章 核反应堆安全的基本原则
人类生活在一个充满风险的社会中！
地震 汽车
台风
火车
疾病
炸药
晒太阳
战争
科学探 索
劳动
社会不安定
睡觉
怎样安全才是足够安全？
放射性
风险与利益的平衡
任何情况下不能Biblioteka 放射性 物质泄漏放射性 从理论上来说，核电厂并非100％地安全。 从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。(可接受的风险)
核安全的总目标
核安全的最终安全目标：在核电厂中建立并维持一套有效的防
护防御，以保护工作人员、居民及环境免受放射性危害。
需要注意：
在安全的总目标的表达中突出了放射性的危害。
这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较普通 的风险。如，热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损坏所造成的巨大 经济损失等。
的运行状态作出各种假设（保守的）。 g. 为了判断以上分析结果是否满足有关法规的要求，必须对每个 事故建立验收准则。其中最重要的是公众的放射性剂量验收准则。
小结 5W
a. 核电厂事故分析是核电厂安全分析报告中最重要的内容之一。 b. 在核电厂准备进入下一重要阶段工作前，都需要安全分析及事
故分析，以表明本电厂下一阶段的工作不会对公众造成放射性危害。
为了突出核电厂的特殊性，它们不包括在核安全研究的范畴内。
辅助安全目标
1、辐射防护目标：
保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何 计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽
量低，还保证减轻任何事故的放射性后果。
ALARA
As Low As Reasonably Achievable 这要求：
核能系统安全性分析与评估
核能系统安全性分析与评估核能作为一种广泛使用的能源形式，在全球能源领域具有重要地位。
然而，核能的安全性一直是人们关注的焦点。
为了保障核能系统的安全性，需要进行安全性的分析与评估。
本文将探讨核能系统的安全性问题，并提出分析与评估的方法。
首先，核能系统的安全性问题主要包括以下几个方面：核反应堆的设计与运行安全、核燃料的存储与运输安全、辐射防护与环境保护等。
核反应堆的设计与运行安全是整个核能系统的核心，对其进行分析与评估至关重要。
分析包括核反应堆控制系统、冷却系统、核燃料循环系统等的设计合理性以及运行过程中的稳定性与安全性。
评估则需要考虑各种可能的事故情景，例如燃料泄漏、冷却失效、反应堆过热等，对其后果进行评估并制定相应的应急措施。
其次，核燃料的存储与运输安全也是核能系统安全性的重要组成部分。
核燃料的储存需要考虑燃料棒的密封性，以防止放射性物质的泄漏。
核燃料的运输需要确保其稳定性和安全性，以防止外界冲击或事故导致放射性物质的泄漏。
对核燃料的储存与运输进行分析与评估，可以提前发现潜在的风险并采取相应的措施加以防范。
此外，辐射防护与环境保护也是核能系统安全性的重要方面。
辐射防护需要采取一系列的措施，包括屏蔽措施、防护设备以及工作人员的防护装备等，以保护操作人员和周边环境免受辐射的危害。
环境保护方面，需要对核能系统的排放物进行监测和处理，以确保环境的安全性。
对辐射防护与环境保护进行分析与评估，可以制定相应的标准和流程，以保障核能系统的安全性。
在进行核能系统的安全性分析与评估时，可以采用多种方法。
首先，可以使用定量分析方法，通过建立数学模型，对核能系统各个组成部分的安全性进行定量评估。
例如，可以使用故障树分析（FTA）和事件树分析（ETA）等方法，对可能导致事故发生的故障进行分析，并以此计算事故的概率和后果。
其次，可以使用定性分析方法，通过专家判断和系统分析，对核能系统的安全性进行评估。
例如，可以使用层次分析法（AHP）和模糊综合评判等方法，对核能系统的各个方面进行排序和权重分配，以确定其安全性的等级和优先级。
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第一节 基本概念
1. 放射性衰变
放射性：不稳定核素经过自发地发射射线而蜕变成其它核素的现 象。 主要类型： 活度：单位时间原子核衰变的数目，单位Bq ，Ci
2. 粒子和物质相互作用
还包括中子、质子、X射线 能量范围几 kev ～ 十几Mev 辐射剂量：单位质量物质吸收的辐射能，单位Gy（J/kg）
1）重带电粒子与物质的相互作用（如质子、
）：
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
重带电粒子与核外电子作用方式： 弹性碰撞 非弹性碰撞：电离 激发 电离： 能量范围 10kev－10Mev 穿透能力：气体 几厘米 固体、液体 几十微米 时间： 气体 10－9s 固体、液体 10－12s－ 10－11s 电离： 1Mev重带电粒子产生 104个离子对 基本不改变方向
第三节 事故情况下放射性的释放
1. 放射性释放机理 气隙释放：燃料包壳与芯块气隙出现喷放性气体释放 熔化释放：燃料熔化 汽化释放：熔融堆芯穿压力容器和安全壳底部与混凝 土作用 蒸汽爆炸释放：熔融堆芯与压力容器中残存的水作用
2. 裂变产物特性
类别
气体
分组
惰性气体 卤素
主要核素
Xe、Kr I、Br Cs、Rb Te、Se、Sb Ba、Sr Ru、Rb、Pd等 Y、La、Ce、Pr等 Zr、Nb
辐射类型和能量范围 所有能量的光子 所有能量的电子、子 中子 （能量＜10keV） （能量10－100keV ） （能量100keV－2MeV ） （能量2－20MeV ） ＞20MeV 质子 （能量＞2MeV ） 粒子 WR 1 1 5 10 20 10 5 5 20
组织权重因子
组织或器官 睾丸 红骨髓 结肠 肺 胃 膀胱 乳腺 肝 食道 甲状腺 皮肤 骨表面 其余组织或器官 WT 0.20 0.12 0.12 0.12 0.12 0.05 0.05 0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05
2. 保健限值
国家标准规定：职业照射年有效剂量限值为50mSv，公众照射年有效 剂量限值为1mSv。 每座核电厂释放的放射性物质对公众的有效剂量每年小于0.25mSv。 应用 职业人员 20 mSv· a-1 连续5年内平均 有效剂量 50 mSv· a-1在任一年 年当量剂量 眼睛 150mSv 15mSv 1 mSv· a-1 剂量限值 公众
医学检查
0.4
大气核试 验
0.005
2000年天然和人工源所致年均个人有效剂量
源 切尔诺贝利 事故 核能生产
世界范围个人年均 有效剂量（mSv） 0.002
世界范围个人年均有效剂量（mSv） 已从最大的1986年的0.04mSv（北半球 的平均值）逐渐降低，事故现场附近较高 随着核能计划的发展而增加，但又随着技 术的完善而降低 包括核燃料循环、辐射工业应用、国防活 动、辐射医学应用、教育等的均值
易挥发
碱金属 碲 碱土金属
难挥发
贵金属 稀土金属 难熔氧化物
第四节 放射性物质在大气中的扩散
第五节 放射性释放物的健康效应
1. 核事故下主要辐射的途径
1) 放射性烟云的外照射
2）烟云地面沉积放射性的外照射
3）吸入空气中放射性的内照射
4）摄取食物造成的内照射
2. 核事故下主要辐射
1) 放射性烟云的外照射
0.0002 0.6
职业照射
3. 合理可行尽量低的原则
1) 合理可行尽量低的原则在设计中的应用 中国核电厂的辐射防护设计贯彻厂内外的辐射照射在运行状态下限 制于规定限值和事故工况下限制于可接受限值以内的要求，以及贯彻辐 射防护最优化原则。 采取合适的措施设计和布置核电厂，以尽量减少来自各种放射源的 照射和污染，这类措施包括在维护和检查期间降低辐射照射、屏蔽直接 照射、采用技术规格适当的材料降低腐蚀产物的活度、监测手段、核电 厂出入口的控制、按辐射和污染程度分区以及合适的去污设施等方面的 系统和部件的恰当设计。
2）电子与物质的相互作用：
电子的静止质量为 的1/1700 与核外电子作用方式： 非弹性碰撞：电离 激发 特点：损失大部分甚至全部能量 与原子核作用方式： 非弹性碰撞：轫致辐射 特点：损失大部分甚至全部能量 电离： 1Mev电子在水中每微米产生 5个离子对 散射严重 距离：空气中 几米
发射射线 不产生外部剂量 半衰期较长，对长期群体剂量产生影响 占乏燃料放射性活度的主要部分 对健康的主要危害是由于吸入了地面沉积的非悬浮物引起的 主要核素：Pu Cm
3. 活化产物
活化产物的形成： 一回路冷却剂和结构材料 腐蚀产物 活化产物的利用 :N-16 腐蚀产物的去除
4. 裂变产物的性能
3） 射线与物质的相互作用： 电磁波 与物质作用方式： 光电效应:全部能量传递给电子，本身不再存在 康普顿效应：部分能量传递给电子，本身发生散射 电子对效应：成为正负电子对 特点 穿透力强
3. 辐射生物学效应
急性效应和潜伏效应 1）急性（早期）效应 特点： 组织器官受损 在一定剂量下可恢复 损伤程度随辐射剂量增强而提高 例：红肿，放射性治疗 2）潜伏（晚期）效应 特点： 改变遗传密码 发生的概率随辐射剂量的增大而提高 损伤程度与辐射剂量无关 例：辐射育种，白血病
作业
1）简述辐射防护三原则 2）简述外放射防护的一般方法
2) 合理可行尽量低的原则在运行中的应用
中国核电厂营运单位有责任采用所有可能的和合 理的辐射防护措施。辐射防护部门独立于运行和维修等 部门，拥有一批经过培训合格的辐射防护人员，有能力 根据中国辐射防护法规和其他国家核电厂的运行经验制 定和实施辐射防护大纲。辐射防护大纲包括技术上和管 理上所采取的预防性措施，以保证涉及辐射照射的所有 活动按计划进行和受到监督。
随机性效应
发生在体细胞：肿病(?)，免疫异常 遗传性疾病 发生在性细胞： 先天性畸形 生长发育障碍
一些确定性效应阈值
内照射和外照射
1）外照射 是指辐射源位于人体外对人体造成的辐射照射，包括均匀全 身照射、局部受照。 2）内照射 存在于人体内的放射性核素对人体造成的辐射照射作用于敏 感器官。
当量因子
2）烟云地面沉积放射性的外照射
3）吸入空气中放射性的内照射
4）摄取食物造成的内照射 谷物、蔬菜、牛奶、水
第六节 放射性辐射防护原则
1. 辐射防护基本原则 1）辐射实践的正当化原则：在进行涉及辐射的任何实践活动， 必须先权衡利弊，只有当这一实践活动对人群和环境可能产生 的危害性比起社会和个人从中获取得的利益很小时，才能认为 有值得进行的正当理由；如果某种实践不能带来超过代价的净 利益，则不应进行这一实践活动。 2）辐射防护的最优化原则：使辐射剂量合理达到尽可能低的水 平。首先应该把辐照降低到一定水平以下，然后应该在可能做 到的情况下把必要的辐射降到尽可能低的水平，直到降低单位 集体剂量当量所花费的代价抵不上因减少危害所带来的好处时 为止。 3）个人剂量的限制：个人所受的剂量不应超过规定的限值.
皮肤
四肢
500mSv
500mSv
50mSv
2000年天然和人工源所致年均个人有效剂量
源 天然本底 世界范围个人年均有效剂 量（mSv） 2.4 照射的范围和趋势 典型范围为1～10mSv，这与具体地点的 环境有关，也有相当多的人口所受剂量达 到10～20mSv 范围在0.04mSv（最低健康医疗水平） 和1.0mSv（最高健康医疗水平）之间 已从最大的1963年的0.15mSv逐渐降低， 北半球相对较高，南半球相对较低
内照射防护的一般方法是 “包容、隔离” “净化、稀释”， “遵守规章制度、做好个人防护”。 在控制区，工作人员本身应如何防止内污染？ 1）戴呼吸保护装置（面具、充气防护衣等） 2）严格遵守在防护区内不得吃、喝、吸烟的禁令。 3）不得在有伤口而没有进行密封保护措施的情况下进入 控制区。 4）建立通风或负压系统，以减少放射性气溶胶的浓度。
B=V-(P+X+Y)=(V-P)-(X+Y)
其中 B－净收益，V－毛利，P－生产成本 X－辐射防护成本，Y－辐射危害代价
4、辐射防护
外照射防护的一般方法：
1）控制受照时间。因为剂量等于剂量率乘以时间，工作人员在辐射 场停留的时间愈长，他所受的累积剂量就愈大。 2）增加与辐射源间的距离。照射量率是与离源的距离平方成正比的， 也就是距离增加一倍，照射量率则降为原来的四分之一。在非源 点时，照射量率虽然不再与距离成简单的平方反比，但总是与距 离的增加而减少的。 3）屏蔽。屏蔽防护是根据辐射通过物质被减弱的原理，在人与辐射 源之间设置一种或数种减弱辐射的材料构成的屏蔽物。
第二节 放射性物质的产生
1. 裂变产物
40中不同元素，近200中核素 质量数为85－105和130－150左右的核素具有较高份额 释放到环境的核素主要是 高裂变产额 中等半衰期 气态或易挥发物质 主要有： 惰性气体，不被吸附，主要危害外照射 易挥发物质，如碘，易于内照
2. 锕系元素
按效应发生的个体 躯体效应
按效应表现情况 大剂量照射的 急性效应 低剂量率长期 照射的效应
按剂量 - 效应关系
急性放射病 慢性放射病(?) 非随机性效应
随机效应和 非随机效应
受照射远期发生的效应 白血病 癌症 非特异性寿命缩短(?) 白内障 不育
躯体效应和 遗传效应
特殊的躯体效应
室内受照后
胚胎和胎儿的效应： 致死性效应 先天性畸形 生长发育缺陷 远期恶性疾病的诱发 遗传效应 染色体畸变 基因突变
外照射防护 三要素：
时间
距离
屏蔽
内照射： 放射性物质进入人体内的途径有三种，即放射性 核素经由： 1.食入 2.吸入 3.皮肤（完好的或伤口） 内照射有哪些明显不同于外照射的特征： 1）污染源出现在体内，从而导致所接受的剂量在体内 扩散。 2）与外照射情况相反，和发射体起重要作用。 3）难以在事先或工作过程中估计剂量。