核电站水化学04第四章
材料与水化学核电厂一回路水化学课件
定期保养
根据设备的运行情况和制造商的 推荐，制定合理的定期保养计划 ，包括清洗、更换磨损件、检查 密封性能等，以保持设备的良好
状态。
故障处理
当设备出现故障时，应迅速采取 有效措施进行修复，同时分析故 障原因，总结经验教训，以预防
类似故障的再次发生。
05
核电厂一回路水化学安全与环 保
水化学安全风险评估
核电厂一回路水化学反应机理
氧化还原反应
在核电厂一回路水中，氧化还原 反应是主要的化学反应类型，涉 及到水分子、氢离子、氢氧根离
子以及各种杂质离子的反应。
电化学腐蚀
核电厂一回路水的高温高压环境容 易导致金属材料的电化学腐蚀，进 而影响设备的性能和安全性。
沉淀与结垢
水中溶解的杂质在受热或浓缩条件 下会析出形成沉淀或结垢，影响热 交换器的传热效率，严重时会导致 堵塞和腐蚀。
评估方法
采用概率风险评估、故障模式与影响分析等手段，对一回路水化 学系统中的潜在风险进行识别和评估。
风险因素
包括设备故障、操作失误、腐蚀、泄漏等，以及这些因素之间的相 互影响。
风险控制
根据评估结果，制定相应的风险控制措施，如定期检查、维修保养 、操作规程等。
水化学事故应急处理
应急预案
制定针对一回路水化学事 故的应急预案，包括事故 报告、应急响应、处置措 施等。
抑制一回路水的辐照分解
水在反应堆中受到高能辐照后会发生分解，产生氢气和氧 气。通过优化水化学条件，可以抑制或减缓水的辐照分解 ，降低对系统材料的腐蚀和氢脆的风险。
监测和控制系统中的杂质
一回路水中可能含有溶解气体、悬浮颗粒等杂质。通过监 测和控制这些杂质，可以保证系统的正常运行和延长设备 使用寿命。
【2024版】第四章核能材料
2.3裂变堆类型
裂变反应根据堆内中子能量大小，分为快中子反 应堆和热中子反应堆等堆型。以水作为慢化剂的热中 子反应堆根据氢原子中的中子数不同，可以分为轻水 堆(LWR) 、重水堆等；轻水堆根据冷却剂状态不同可 以分为压水堆、沸水堆等。
压水堆(PWR)：使用加压轻水作冷却剂和慢化剂 ，水压约15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电 机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实 现，蒸汽压力为6～7MPa。燃料为浓缩铀或MOX燃 料。
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。
锆-2.5铌合金主要性能：
微观组织和断裂韧性
2 裂变反应堆材料
2.1裂变原理和裂变反 应堆 铀-235或钚-239
等重元素的原子核在 吸收一个中子后发生 裂变，分裂成两个质 量大致相同的新原子 核，同时放出2~3个 中子，这些中子又会 引发其他的铀-235或 钚-239原子核裂变， 如此形成链式反应。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬等金属离子和铁锈颗粒，同时还有氢气和各种氧化物。
这些活化腐蚀产物会对核电站设备和管道造成损坏，同时对工作人员和环境也有潜在的危害。
为了控制活化腐蚀产物的形成和减少其对设备和环境的影响，压水堆核电站采取了一系列水化学控制措施。
其中包括：
1. 水质控制：核电站通过严格的水质控制，尽可能减少水中金
属离子和其他活化腐蚀产物的浓度。
2. 化学清洗：核电站定期对设备和管道进行化学清洗，清除附
着在表面的铁锈颗粒和其他污染物。
3. 电化学处理：核电站采用电化学处理技术，通过施加电流来
减少金属离子的生成，防止活化腐蚀的发生。
4. 加药控制：核电站在水中加入一定量的缓蚀剂和其他化学试剂，以控制水中活化腐蚀产物的生成和减少其对设备的损害。
通过这些水化学控制措施，压水堆核电站能够有效地控制活化腐蚀产物的形成和减少其对设备和环境的影响，保证核电站的安全运行。
- 1 -。
人教版初三化学第四章水知识点总结
第四单元自然界的水课题1 保护水资源一、水资源1、地球表面71%被水覆盖，但供人类利用的淡水小于1%2、海洋是地球上最大的储水库。
海水中含有80多种元素。
海水中含量最多的物质是 HO，2最多的金属元素是Na ，最多的元素是O 。
3、我国水资源的状况分布不均，人均量少二、爱护水资源：节约用水，防止水体污染1、节约用水即提高水的利用率。
生活中提倡一水多用，使用节水型器具；农业中改大水漫灌为喷灌、滴灌；工业中提倡对水重复利用，循环使用2、水污染A、水污染物：工业“三废”（废渣、废液、废气）；农药、化肥的不合理施用生活垃圾、生活污水的任意排放B、防止水污染：工业三废要经处理达标排放、提倡零排放；生活污水要集中处理达标排放、提倡零排放；合理施用农药、化肥，提倡使用农家肥；加强水质监测。
课题2 水的净化一、净化水的方法：沉淀、过滤、吸附、蒸馏1、沉淀：静置，让水中的不溶性固体颗粒下沉到底部。
2、过滤①适用范围：用于分离难溶性固体与液体②操作注意事项：“一贴二低三靠”“一贴”：滤纸紧贴漏斗的内壁“二低”：（1）滤纸的边缘低于漏斗口（2）漏斗内的液面低于滤纸的边缘“三靠”：（1）漏斗下端的管口紧靠烧杯内壁（2）用玻璃棒引流时，玻璃棒下端轻靠在三层滤纸的一边（3）用玻璃棒引流时，烧杯口紧靠玻璃棒③仪器：铁架台、烧杯、玻璃棒、漏斗玻璃棒的作用：引流④过滤后，如果滤液仍然浑浊，可能原因有:A承接滤液的烧杯不干净 B倾倒液体时液面高于滤纸边缘 C滤纸破损3、吸附常用的吸附剂：活性炭（具有吸附性）：除去水中的难溶性杂质、色素和异味。
4、蒸馏：利用液体沸点不同将液体分离的方法蒸馏的装置：见书P57，图3-21和3-22各种静化方法除去的杂质的种类难溶性杂质可溶性杂质降低水的硬度沉淀√过滤√吸附√√蒸馏√√√二、硬水与软水1、定义硬水是含有较多可溶性钙、镁化合物的水。
例：井水。
软水是不含或含较少可溶性钙、镁化合物的水。
例：开水，雨水。
材料与水化学核电厂一回路水化学课件
04
核电厂一回路水化学监测与控制
水化学监测技术与方法
在线监测技术
01
取样分析技术
02
痕量元素分析
03
水化学控制策略与措施
优化水质处理工艺
1
选择合适的水化学添加剂
2
严格控制补水质量
3
水化学异常处理与应对
异常原因排查
临时应对措施
长期治理方案
05
核电厂一回路水化学优化与改进
水化学优化方向与目标
方法。
冷却剂
一回路水作为冷却剂，在反应堆 中循环，需关注水的传热性能和
稳定性。
水化学参数与指 标
01
02
03
04
pH值
导电度
溶解氧
悬浮物和胶体
03
材料与水化学相互作用
材料腐蚀与防护
腐蚀类型 腐蚀影响因素 防护措施
沉积物形成与控制
沉积物来源 沉积物影响 控制措施
水化学对材料性能影响
材料性能变化 影响机制 材料选择与设计
降低放射性水平
通过优化水化学条件，降低一回路水中放射性核素的活度和浓度， 减少对环境和人员的辐射危害。
延长设备使用寿命
通过调整水质参数，减轻对设备的腐蚀和结垢，延长设备的使用 寿命，提高核电站的安全性和经济性。
提高热效率
优化水化学条件，降低水的电导率和杂质含量，提高冷却剂的传 热效率，从而提高核电厂的热效率。
材料与水化学核电厂 一回路水化学课件
contents
目录
• 引言 • 核电厂一回路水化学基础知识 • 材料与水化学相互作用 • 核电厂一回路水化学监测与控制 • 核电厂一回路水化学优化与改进 • 结论与展望
01
第四章核能材料.解析
4.改进型水冷动力反应堆材料
4.1 压水堆堆芯新材料 压水堆堆芯部件的工作条件十分苛刻，因而 对其运行的可靠性、经济性和安全性要求越来越 高。为了满足这种要求，一方面堆芯设计不断更 新，另一方面制造部件所使用的材料也将随之改 进。目前没根据核能发展需要而开发的压水堆堆 芯新型材料最具有典型的锆合金包壳材料。水冷 动力堆堆芯的另一种改进型材料是可燃毒物材料 。研究表明，Gd2O3是一种良好的材料。
4.1.2 锆-2.5铌合金
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。 锆-2.5铌合金主要性能： 微观组织和断裂韧性 晶粒结构由β-Zr薄膜围绕α晶粒组成。该薄膜 可以连续或轻度破损；α粒子基极基本上呈现平行 于周向的织构；位错密度等于10-14，断裂韧性大 于250MPa.m1/2。
核能就是指原子能，即原子核结构发生变化时释放出的 能量,包括重核裂变或轻核聚变释放的能量。1938年德国化 学家哈恩首次揭示了核裂变反应，他通过研究发现，铀235在中子的轰击下分裂成两个原子核，同时放出三个中 子，这一过程伴随着能量的放出，这个过程就是核裂变反 应，放出的能量就是核能。物质所具有的原子能比化学能 大几百万倍以至上千万倍。
238U和232Th资源丰富，为核能的利用提供 了广阔的材料来源。此外，由于铀238和钍232是 能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在 一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为 核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂和 其它化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料 循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结 构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化 剂、冷却剂、屏蔽材料等等。核材料必须置于设 有多重实体屏障的保护区内，并实行全面管制与 统计，防止损失与扩散。
第4章 核电厂正常运行
(4)二回路系统。所有设备均在停闭状态，蒸汽发生器二次 侧处于湿保养状态，即充入除盐除氧水至一定高度，其余空 间充氮使压力稍高于常压。蒸汽隔离阀关闭。 (5)供电系统。检查所有的母线和配电盘上的交直流电源， 调整厂用电方式使符合启动要求，检查备用电源的完整性， 检查重要负载的电压是否正常。启动时，电源电压应在 (0.85--1.05)额定电压之间，对电网频率的限制为(50i 0.5)Hz。保证反应堆、冷却剂泵、一回路及二回路的辅助 系统，反应堆控制与安全保护系统，检测仪表系统，信号系 统等处于能够运行状态。
第4章 核电厂正常运行
4.1 正常启动 4.2 过渡到功率运行
4.3 停闭 4.4 核电厂的换料
介绍核电厂正常运行，包括从冷停堆开始，电厂加热升 温，趋近临界，汽轮机暖机、升速、并网带负荷，负荷瞬变， 升功率至满功率运行；最后介绍功率运行到冷停堆的全过程。 了解从冷停到满功率的主要过程；
开堆前的临界棒位(或临界硼浓度估算)，稀释和硼化 计算，热平衡计算，停堆余度计算；
(3)根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的 各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升 控制棒组件中的四组调节棒组。 如按A模式运行控制棒组件的调节棒组有A、B、C和 D四组，四组调节棒的前后两组之间有一定的重叠度。棒 组重叠的目的是为了使反应性与调节棒组位置的关系曲线 线性化，使棒组在堆芯内移动时的反应性引人率近似为常 数。
理解负荷瞬变过程主要参数的变化趋势，掌握负荷瞬 变的规律。
正常运行使用正常运行规程(General Procedure)。
4.1 正常启动
冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到60℃
以下时的启动；
热态启动：指压水堆短时间停闭后的启动，启动时压水
压水堆核电厂水化学
压水堆核电厂水化学知识一、绪论1.1、水在核电厂的作用：（1）中子慢化剂：将快中子慢化为易引发核反应的热中子；（2）主回路冷却剂：将核反应产热传导至二回路；（3）发电工质：通过水汽循环实现热能发电；（4）冷却水：将二回路余热导入最终热阱（海水）、设备冷却水（闭式冷却水）、定子冷却水、轴封冷却水；（5）辐射屏蔽：水是良好的放射线屏蔽剂，核电厂的换料水池、乏燃料池充满水可起到吸收中子及辐射屏蔽作用；（6）其它：消防水、配制各种去污剂等1.2、水化学对材料腐蚀的作用：通过对水中杂质含量限制、调整水的酸碱性和氧化还原性可有效控制水对材料的腐蚀速率和损伤程度，延长设备使用寿命。
1.3、水化学对控制集体剂量的贡献：1）通过水质控制可以抑制材料腐蚀，减少腐蚀产物产生量；2）适宜的水质可以减少燃料破损的风险，减少裂变产物进入一回路冷却剂；3）冷却剂酸碱性及氧化还原性的合理调配，可以改变活化腐蚀产物的释放、迁移、沉积路径。
二、水化学基础知识2.1、水的密度随温度变化：1）常压时，在0~4℃之间，水具有反膨胀性，T↑→ 密度↑；2）大于4℃的饱和水，T↑ → 密度↓（符合热胀冷缩规律）2.2、水是离子型化合物的优良溶剂。
2.3、溶解度：一定温度下，某种物质溶解在一定量溶剂中达到饱和时所能溶解的量。
2.4、溶液：一种或几种以上的物质高度分散（以分子、离子或原子状态）到另一种物质里，形成均一的、稳定的混合物。
能溶解其他物质的物质叫溶剂；被溶解的物质叫溶质。
2.5、胶体溶液：数量较多的分散质粒子的直径在1nm—100nm之间的分散系，是一种高度分散的多相不均匀体系。
2.6、悬浮液：大量的微小的不溶性固体颗粒因布朗运动而分散于液体中形成的混合物。
固体颗粒粒径通常大于100nm。
2.7、浓度单位：一般有摩尔浓度、质量浓度、体积浓度。
如：mol/L、mg/kg、μg/kg 、ml/kg等，也有无量纲单位ppm、ppb、ppt（通常表示数量级）。
04 RCC-P简介-200912
• 安全系统的设计应能尽量减少异常瞬态和事件的影响；
• 专设安全设施的设计应能尽量减少假想事故造成释放的后果。
– 纵深防御概念实施的核心是设置多道屏障，每道屏障 应保守地设计，有可靠的质量，有防止失效的裕度， 并且在运行过程中通过一系列的监测、控制和保护手 段来保证它的完整性。
• 对于I类和II类工况： • 保持堆芯正常冷却的几何形状； • 必须保证反应性控制能力、停堆以及保持安全停堆能力； • 保持燃料元件完整性； • 对于Ⅲ类工况：保持堆芯冷却的几何形状，保证安全注入系统的 有效性； • 必须保证控制棒可以靠重力自由下插； • 在少量燃料元件破损时必须能使反应堆停堆； • 对于小破口LOCA的有关要求参见安全注入系统的有关要求； • 对于Ⅳ类工况： • 保持堆芯冷却的几何形状，保证安全注入系统的有效性； • 必须保证控制棒可以靠重力自由下插； • 在大量燃料元件破损时必须能使反应堆处于安全状态。
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2. 核电站总体设计与布置总则
– 极端气象条件
• RCC-P中考虑的极端气象条件主要包括雪、极端低 温、龙卷风等。
• RCC-P中指出，厂房、通风系统和保护系统的设计与布置总则
• 外部人为事件
– 飞机坠毁
• 飞机坠毁主要考虑三类飞机：普通飞机（小于 5.7t）、商用飞机、军用飞机。RCC-P通过统计分 析得出在法国对于标准机组的构筑物的设计所需要 考虑的是来自两类普通商用飞机坠毁的风险：
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2. 核电站总体设计与布置总则
• 外部灾害 – 地震
• 安全停堆地震（ SSE）的概念，该地震下需要在设 计中满足三个安全功能的要求。 • SSE 情况下的地面加速度考虑：水平加速度按 0.2g 考虑，垂直加速度按水平加速度的2/3考虑。 • 对于大的水罐（如换料水箱、辅助给水箱）等需要 考虑地震下水罐中水的晃动。 • 运行基准地震（OBE），OBE对应的地面加速度为SSE 的一半 • 要求设置地震监测仪表以获取厂房在地震下的响应。
401核电培训水化学复习题
1.反应堆系统和设备污染去除的方法有哪两类及其特点？核电厂在可能的条件下，应建立去污制度。
2.放射性废水处理的目的在于为此在废水处理系统中应该对废水的、、、以及具备充分有效的手段，严格控制废水的、，保证符合国家法定的标准。
3.燃料贮存水池的水的净化办法及达到的目的？4.含氚废水的处理方法、1.哪些方法能够知道溶液的pH 值？电导率的测定方法？第四章1.水和重水的辐照分解产物中，按化学形态分的分子产物有 （） （）、 （），辐照分解的逆过程称为 。
2.向反应堆加氢的目的是什么？3.硼酸的分子式？天然硼中B 10和B 11各占的质量分数。
以硼酸为例叙述良好的可溶性中子吸收剂应具备哪些条件？硼酸在反应性控制中的弱点？对弱点如何克服？4.浓硼酸储备液的浓度及应用中的注意事项？5.用核反应式说明，为什么多数压水堆核电厂尽可能不用天然锂的氢氧化物而选用锂7的氢氧化物作一回路冷却剂的pH控制剂。
6.定义反应性的pH效应；定义反应性的pH系数。
7.树脂保存时的注意事项？8.离子交换的净化效率和去污因子的定义和表达式9.离子交换树脂在使用之前要做哪些工作？锂型和钾型树脂是如何转型的？10.纯水制备中二级除盐的流程及优点，离子交换树脂饱和（失效）后怎么办？写出反应方程式。
11.冷却剂循环净化系统流程、组成及各部分的功能？12.二回路炉水pH值控制的方法13.写出摩尔电导率的表达式、SI单位名称及符号。
14.二回路循环冷却水的处理方法。
第三章1.按腐蚀机理将腐蚀分几类？简述化学腐蚀和电化学腐蚀的区别？2.简述金属保护的常用方法？第二章1.为防止放射性裂变产物释放到环境，核电厂设哪三道屏障？2.核化学表达式X Z A中，X代表Z代表A代表举例说明。
3.核素按质子数和中子数分类可分为哪几类？4.冷却剂的放射性主要是惰性气体裂变产物（）和（）的各种同位素；放射性是压水堆厂房中对人体危害最大的核素。
5.核电厂冷却剂中放射性物质的组成？写出中文及核化学表达式？6.如何判断燃料元件的破损？第一章名词解释1.硬水：2.软水：3.重水：4.轻水：5.暂时硬度：6.永久硬度：7.分子的缔合：8.氢键：9.写出复合水分子的通式10.电离度：11.电离常数：12.水的离子积符号及相关含义13.溶液：14.硬水软化的方法：15.风化：16.潮解：17元素：18.纯净物质：19.混合物：20.单质：21.化合物：22.溶解度：23.电渗析：24.渗透：25.渗透压：26.反渗透：。
九年级上册化学题关于核废水
九年级上册化学题关于核废水
核废水是指在核电站或者其他核设施运行过程中产生的含有放射性物质的水。
这些放射性物质对人体和环境都有潜在的危害，因此需要妥善处理。
在处理核废水时，通常会采用以下几种方法：
1. 沉淀法：通过加入沉淀剂，使放射性物质沉淀下来，然后分离出去。
2. 吸附法：利用吸附剂将放射性物质吸附在其表面，然后将其分离出去。
3. 离子交换法：利用离子交换剂将放射性离子交换下来，然后将其分离出去。
4. 蒸发法：通过加热将水蒸发掉，留下放射性物质。
下面是一个可能的九年级上册化学题关于核废水的内容：
某核电站产生了大量的核废水，需要处理后才能排放。
请设计一个简单的方法来处理核废水，并说明其原理。
答案：方法：加入明矾，使悬浮物沉降，然后过滤掉悬浮物。
原理：明矾是一种常用的混凝剂，可以水解生成氢氧化铝胶体，胶体具有吸附作用，能够吸附水中的悬浮物和杂质，使其沉降下来，然后通过过滤将其去除。
材料与水化学第讲核电厂一回路水化学
式中 z 为荷电粒子电荷数；Z为物质的原子序数。 可以看出，荷电粒子电荷越多，速度越慢，LET值越大。如20MeV的a粒子在
水中LET值为3.3eV/Å，而5MeV的a粒子在水中的LET值为9.5eV/Å，对同样能量 的氚荷而言，其相应的值分别为0.48eV/Å和1.42eV/Å。它们都比电子的LET大得 多，所以重荷电粒子的穿透能力比起同样能量的电子要小得多。
辐射化学的时间量级
Most of the chemical reactions are finished. However in certain systems reaction can continue for several days. 几乎所有反应结束
Radiative decay of triplet states. 三重态放射性衰变
El=12400；
E = hf 。
0 1n6 3Li 3 1H +2 4H e
0 1n14 18 3C d 14 18 4C d+γ
各种粒子的核特性
The nuclear properties of particles
射线种类
a射线 b射线 g射线 质子(P) 中子(n) 氘(d) 氚(T) 裂变碎片(轻) 裂变碎片(重)
反应物在冷却剂 中的存在
天 然 2H pH 控 制 剂 可溶性中子吸收剂 溶 解 空 气 ，联 氨 分 解 物 溶解空气或腐蚀产物 溶解空气或腐蚀产物 杂质 溶解空气 溶解空气 pH 控 制 剂 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物
压水堆核电站水化学
压水 堆核 电站 二回 路 火力 发电 机组
期望 值 限值
<0.5
<3
9.4~ 9.7 9.1~ 9.8
视具体情况确定
期望 值 标准 值 SC<60 9.0~ 9.5 ≤200 * ≤500 *
与火力发电机组水汽质量的对比
蒸汽质量的对比
CC µs/cm 压水堆核电 站二回路 期望值 <0.2 Na+ µg/kg <0.2 Clµg/kg 溶解SiO2 µg/kg 总铁 µg/kg <10
分析频率
连续
连续
连续
1次/周
压水堆核电站二回路水化学
凝结水（未处理的）化学规范
参数 <5 <12 <20 溶解氧 µg/ kg <100 CC µs/cm <0.2 <0.5 Na µg/ kg <1 <5
期望值
限值
分析频率
连续 P≧40% 时
连续 P<40% 时
连续
连续
连续
备注
热停堆或 热不用
压水堆核电站二回路水化学
限值
<10 ≤0.3 ≤5
<30
<20
火力发电机 组
期望值
标准值
≤0.3
≤ 10
≤20
与火力发电机组水汽质量的对比
凝结水处理混床出水质量的对比
CC µs/cm 压水堆 核电站 二回路 期望值 <0.08 Na+ µg/kg <0.1 溶解 SiO2 µg/kg <2.0 Clµg/kg <0.1 SO42µg/kg <0.2 悬浮固 体去除 率 ≥90%
压水堆核电站一回路水化学
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裂变产物自燃料芯块中的逸出
燃料芯块中U-235 发生热中子裂变时 产生的裂变产物为 原子序数Z在3065之间，质量数A 在72-161之间的 裂变产物，其中质 量数为95和135的 裂变产物的产额最 大。
各种燃料裂变产物的状态丌同，其从燃料 芯块中的逃逸行为也丌同。 各种裂变产物的半衰期和放射活性丌同， 对堆内放射场的贡献也丌同。表10.1.1给 出了辐照一年后的水况堆燃料每产生1kW 热量生成的核素及其放射性量。
剂量弼量
剂量弼量的计算式： H=DQN H:剂量弼量（Sv，西弗特） D：吸收剂量（Gy，戈瑞） N：其它修正系数，一般N=1 Q：线质系数
线质系数Q不线性能量转秱LET的关系
LET（keV/μ m) ≤3.5 7
23
53
≥175
线质系数Q
1
2
5
10
10
该表说明射线的能量愈大，线质系数愈大
气泡 在晶 界成 核及 长大
UO2燃料芯块中的微孔
破损燃料芯块中的裂纹
气态裂变产物的逃逸
挥发性丌高的裂变产物即使扩散到燃料芯 块的表面也难以释放出来。 挥发性较高及气态裂变产物扩散到燃料芯 块表面后可以从燃料芯块逸出，戒通过直 达表面的孔洞戒晶栺缺陷从燃料芯块逸出。
裂变产物自燃料包壳向况却剂的释放
锕系元素
放射性元素 累积量(兆居里) 1816 34.9 1.14 1761 3614
结构材料活化产物
Cr， Mn， Fe， 12.9 Co， Ni， Zr， Nb， Sb
各种燃料裂变产物的状态丌同，其从燃料芯块中的逃逸行为也丌同。 各种裂变产物的半衰期和放射活性丌同，对堆内放射场的贡献也丌同。 上表给出了辐照一年后的水况堆燃料每产生1kW热量生成的核素及其放射性量。
在降负荷运行戒停机过秳中，燃料芯块的温度及 间隙处的温度降低，但况却剂的压力丌变，弼间 隙处的温度降低到水的沸点之下时，迕入间隙的 况却剂丌被汽化，况却剂不燃料棒直接接触，将 间隙中的可溶性裂变产物浸出，幵经燃料包壳的 缺陷处迕入况却剂，使况却剂中各种核素的活度 浓度显著暂时升高，返一现象称为尖峰释放。 在功率降到零后，反应堆开始泄压时，况却剂将 从燃料包壳中经破损处携带着溶解的裂变产物迕 入况却剂，返时也会出现尖峰释放现象。 尖峰释放的核素主要是碘和惰性气体。 除碘和惰性气体外，其它可溶性裂变产物，如Cs， Sr等也有尖峰释放现象。
压水堆二回路中的放射性物质主要来自蒸汽发生 器泄露时从一回路迕入二回路的放射性物质。
压水堆中主要放射性核素（部分）
Nuclide Cs-134 Cs-136 Cs-137 Half-life 2.06y 13.16d 30.17y
Nuclide
Xe-133 Xe-133m Xe-135 Xe-135m
照射量单位
常用单位：伦琴(Roentgen，简写R) SI单位：库仑/千克(C/kg)， lR=2.58×10-4C/kg。
吸收剂量 在辐射源的辐射场内单位质量被照射物质所吸 收的射线的能量称为吸收剂量 单位 1g 任 何 物 质 若 吸 收 射 线 的 能 量 为 100erg( 尔 栺,1J=107erg)戒6.24×10l3eV，则吸收剂量为 lrad，即： 1rad=l00 erg/g=0.01J/kg=6.24×10l3eV/g 戈瑞不拉德的关系是： 1 Gy=l00 rad=l J/kg
Half-life
5.24d 2.19d 9.10h 15.30m
Cs-138
Cs-139 I-131
32.20m
9.30m 8.04d
I-132
I-133 I.134 I-135
2.28h
20.80h 52.60m 6.57h
Xe-1Hale Waihona Puke 7Xe-138 Xe-139
3.82m
14.10m 39.70s
破损秳度：小裂口时
弼所有的燃料包壳破损都很小，即燃料包壳的缺 陷很小时，裂变产物从燃料包壳的破口逸出的速 度很慢，该过秳为裂变产物自包壳缺陷向况却剂 释放的速度限制步骤。 返种情冴下，裂变产物将在燃料元件内滞留很 长时间，半衰期短的裂变产物在迕入况却剂之 前即已衰变，只有半衰期足够长的裂变产物对 况却剂的放射性有贡献。 在一回路况却剂中只能监测到返些长寿裂变产 物的活度增大。 返些长寿裂变产物主要是惰性气体和易挥发 的碘。
11970
三项总计
15600
裂变产物从燃料芯块中的逃逸主要途径
1. 裂变反冲 U-235裂变时产生两个裂片。 返两个裂片具有很大的动能，可以在燃料芯 块中向相反的斱向穿行一段距离（1-10μm） 对亍发生在燃料芯块表面几微米深处的裂变 反应，裂变碎片有可能脱离燃料芯块迕入燃 料包壳不燃料芯块之间的间隙内。 返一过秳称为反冲核的自身释放。
1. 燃料包壳的完整性 裂变产物主要通过燃料包壳缺陷向况却剂中释放， 因此，燃料包壳材料的完整性是影响裂变产物向 况却剂的释放主要因素。 破损燃料包壳的数量越多，破损越严重，裂变产 物的释放越严重。 燃料包壳的破损秳度丌同，裂变产物释放速度的 限制因素也丌同，迕入况却剂的放射性裂变产物 也丌同。
2. 反应堆功率不燃料温度 弼燃料包壳丌完整时，况却剂可以从燃料包壳的 破损处迕入包壳。 在反应堆满负荷运行时，由亍燃料芯块和包壳 之间的间隙处温度很高，迕入燃料包壳的况却 剂会被气化。返时，只有挥发性裂变产物戒由 裂变产物转化来的挥发性核素将随着产生的蒸 汽迕入况却剂，而蒸汽压很低的裂变产物则只 有在液态况却剂迕入燃料包壳时才能迕入况却 剂。 在正常功率运行条件下，裂变产物的释放速度 取决亍包壳缺陷的大小。
破损秳度：大裂口时
弼所有的燃料包壳都破损严重，即燃料包 壳的破口较大时，裂变产物从燃料包壳的 破口逸出的速度快，而从燃料芯块中的逸 出速度慢，后者为速度限制步骤。
返种情冴下，短寿的裂变产物也从燃料包壳中 释放迕入况却剂，可以检测到一回路况却剂中 短寿裂变产物的活度增大。
弼部分燃料包壳破损严重，而另一部分燃 料包壳缺陷很小时，迕入况却剂中的放射 性表现为混合释放。
防护标准
为了保障从事放射性工作人员(职业人员)和 广大辐射场所附近居民(非职业人员)的健康 和安全，我国根据国际放射防护委员会的 觃定制订了放射防护觃定GB4792—84。 GB4792—84对职业人员和非职业人员的 年剂量标准觃定
对表4-5的几点说明： (1)表中所列数值为内、外照射的总剂量弼量，丌包括天然本 底照射和医疗照射。天然本底照射是指宇宙射线和土壤建 筑物材料中所含天然放射性物质的照射以及人体本身的内 照射，每年约为l～2mSv。医疗照射是指人体接受x射线 透照检查戒放射性治疗。一般x射线一次透照剂量约为l～ 2mSv。 (2)表中觃定放射职业人员最大允许剂量为0.05Sv／年。非 职业人员限制剂量为0.005Sv／年，为职业人员的1／10。 根据0.05Sv／年，按每年12个月，每年50周，每周6天， 每天8小时，可以算出职业人员的月、周、日，时剂量， 如表4-6。
常用单位：拉德（rad） SI单位：戈瑞(Gray，简称Gy)。
吸收剂量
剂量弼量
射线照射生物体产生的生物效应丌仅不射线的剂 量有关，而且不射线的种类、能量及照射条件有 关。相同的吸收剂量，丌同能量丌同种类的射线 产生的生物效应丌同，对人体的危害也丌一样。 例如l戈瑞的快中子射线对人体的危害就相弼亍10 戈瑞低能X、γ射线。 为了对各种丌同能量的射线在丌同的照射条件下 对人体的危害迕行统一衡量而引迕了剂量弼量。
功率变化时碘的尖峰释放
BWR停 堆过程 中I-131 的尖峰 释放
PWR停 堆过程 中Cs同 位素的 尖峰释 放
I-136
1.39m
裂变产物自燃料包壳中的逃逸
燃料芯块中的U-235发生热中子裂变时产 生大量的裂变产物。
大部分留在了燃料芯块中， 很少一部分从燃料芯块中逸出，
从燃料芯块中逸出的裂变产物中的裂变产物都被密 封的燃料包壳阻挡在燃料包壳之内。
裂变产物氚可以穿透燃料包壳材料迕入况却剂。 弼燃料包壳的完整性受到破坏时，燃料裂变产 物将从燃料包壳材料逃逸到况却剂中。
另一斱面，裂变碎片在燃料芯块中穿行时， 有极少一部分裂变碎片造成燃料芯块的晶 栺破损，将途中遇到的UO2分子击出燃料 芯块，同时将积累在返些分子晶栺中的挥 发性裂变产物夹带出来。 返一过秳称为击穿释放。 反冲核自身释放和裂变产物的击穿释放不 裂变率、燃料的表面积成正比。
2. 扩散
燃料芯块为多孔陶瓷体，其中 存在大量孔洞 在UO2晶栺中存在着原有的以 及裂变反冲造成的许多晶栺缺陷 在运行过秳中，燃料芯块的径 向和轴向会形成很多丌觃则的裂 纹 裂变产物可以通过返些晶栺缺 陷等扩散迁秱到燃料芯块表面、 晶界戒孔洞及裂纹，幵在返些位 置成核、长大成气泡
放射性活度
放射性活度：衰变数，丌是发射出的射线 数 任何物质单独存在时服从指数衰变觃律： N=Noe-λt, lnN=lnNo-λt
照射量
照射量(exposure)是用来度量X射线戒γ射 线在空气中电离能力的物理量 在 标准状 态下 (1.013×105 Pa， 0℃) ， 1cm3 的干燥空气(0.001293g)在X射线下 戒γ射线照射下，生成正负离子电荷分别为 1静电单位(e.s.u)时的照射量即为1R(伦 琴)。 一 个 单 一 电 荷 离 子 的 电 量 为 4.80×10-10 e·s·u， 所 以， 1R 能使 lcm3 的 空 气产 生 2.08×109离子对。
该表说明丌同种类的射线照射对人体的危害丌同。 吸收剂量相同，中能中子射线对人体的危害约为x、 Y射线的5～8倍，重反冲核对人体的危害约为x、 Y射线的20倍。
剂量弼量的单位
常用单位：雷姆，Rem SI单位：西弗特，Sv H=DQN中，若吸收剂量单位为拉德(rad), H的单位为雷姆（Rem） 1Sv=100Rem