核电发展及核辐射防护知识(乐府讲座).ppt

核电发展概况及核辐射防护,吉林大学物理学院原子核科学与技术中心,第一部分核电发展概况,一、核电站基本知识二、国际核电发展状况三、我国核电发展形势四、日本福岛核事故介绍,一、核电站基本知识,铀核裂变表示为：n+U-235FPa+FPb+Energy,从裂变释放的总能量近似为：200Mev/裂变；铀核内每个核子的束缚能近似为：7.59Mev/核子碳原子燃烧释放的能量为：4ev核电站发出1MWd的能量仅需1.23g的铀-235，30万kW的秦山核电站每天消耗的铀-235大约是1.1kg。,E=mc2,沸水堆核电站示意图,第一道屏障燃料芯块和包壳,第二道屏障压力边界,第三道屏障安全壳,二、国际核电发展状况,268座压水堆核电站94座沸水堆核电站23座气冷堆核电站40座重水堆核电站12座石墨水冷堆核电站3座快中子堆核电站主要是第二代核电站,目前世界上正在运转的核反应堆有443个，其中104个在美国，58个在法国，54个在日本，13个在中国。目前中国已经开工的核反应堆有26个。,国外四代核电技术现状,压水堆,沸水堆,重水堆,其他,压水堆仍将是国际未来30-40年的主力堆型,第一代核电站,第二代核电站,第三代核电站,第四代核电站,五、六十年代原型堆解决工程技术问题,七十年代至今运行业绩良好，还在增效延寿多种堆型仍在批量建设（共23台）,九十年代至今安全性经济性好市场前景乐观，已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台,九十年代后期起六种堆型安全经济资源利用废物量最小防止核扩散2035年左右商用化,国际上核电发展趋势概述,国际上核电发展趋势概述,钠冷快中子堆,熔盐堆,超高温气冷堆,超临界水堆,铅冷快中子堆,气冷快中子堆,AP1000,AP1000特点非能动安全系统非能动安注多级非能动自动卸压系统非能动余热排放系统非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解堆腔淹没技术安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳全数字化仪控,先进控制室模块化施工,工期48个月,非能动安全壳冷却系统,三、我国核电发展形势,中国目前已经成为世界上电力生产和消费大国。由于以燃烧化石燃料为主，使中国成为SO2和CO2排放的大国。我国能源发展面临四个基本问题：经济社会发展中的能源供需总量平衡问题长期以煤为主的能源结构，造成的环境、生态问题西煤东运、北煤南运、西电东输的能源输运问题对国外资源依存的能源供应安全问题。核电的基本特性决定了无可替代的重要作用：核电是不排放SO2等污染物和二氧化碳的清洁能源核电的安全可靠性继续不断提高核电对煤电具有较强经济竞争力和替代能力核电燃料运输量小，发展核电是调整能源布局的有效途径,(一）我国能源面临的挑战,秦山一期核电厂300MW,大亚湾核电厂2900MW,1994年2月1日和5月6日两个机组分别投入商业运行,1991年12月15日并网发电,（二）我国核电发展现状(运行核电站),秦山二期650MW核电站1、2机组分别与2002年2月6日、2004年5月并网发电,岭澳核电站1、2机组分别与2002年2月26日、2002年9月并网发电,江苏田湾核电站1、2机组分别与2006年5月12日、2007年5月并网发电,秦山三期核电站1、2机组分别与2002年11月19日、2003年6月并网发电,（三）进入批量化加快发展阶段,2020年核电规划容量将达到40GW，占当时电力总容量约4%（现在世界的平均水平为16%）。核电占总电量的份额仍然较低。近两年来，国务院陆续批准了新的核电项目，其中二代改进型的有26个机组，达到批量规模。三代的AP1000和EPR也开始建设。中国的核电进入了加快发展的时期。,我国核电发展现状(已开工项目),辽宁红沿河核电站4台机组主体工程于2007年8月陆续开工,福建宁德核电站4台机组主体工程于2008年2月陆续开工,我国核电发展现状(已开工项目),福清核电站6X1000MW1、2号机组2008年12月开工图为2号机组第一罐混凝土,方家山2X1000MW核电站1、2号机组2008年12月开工,我国核电发展现状(已开工项目),三门核电站2X1250MWAP1000(三代机型)2009年3月开工,海阳核电站2X1250MWAP1000(三代机型)2009年9月开工,我国核电发展现状(已开工项目)台山核电站2010年4月15日开工,我国核电发展现状(已开工项目)昌江核电站2010年4月25日开工,（四）大力堆进内陆核电建设,国际上大部分核电站建设在内陆法国65.1%的核电站建设在内陆美国亦有75.7%的核电站建设在内陆有些内陆国家，比如瑞士，五座核电站都在内陆的江河边上（五座核电站总发电功率为3220MWe，占总发电量的37%，其他将近60%的发电量由水电提供）内陆建核电站是完全可行的,我国建设内陆核电势在必行,内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展有些省份同样缺乏煤炭和水力资源2007年初南方各省发生了大面积、长时间的雪灾，造成了广大地区长时间的断电，带来了严重的后果仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电的安全除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依赖燃料运输的支撑电站-核电站是很必要的,发展内陆核电站在技术上是完全成熟的,从安全和环保要求看，内陆核电站和沿海核电站没有本质的差别目前成熟的核电站设计和建造技术完全可用到内陆核电站内陆江河流量多半不够大，可采用冷却塔闭式循环带走余热，以减轻温排水对环境的影响因此按照核电规范选择的厂址是能够保证核电站的安全的,四、日本福岛核事故介绍,福岛核电站反应堆是沸水堆,全国辐射环境自动监测站空气吸收剂量率环境保护部(国家核安全局)发布3月24日上午全国主要城市环境辐射水平环境保护部(国家核安全局)有关负责人今日介绍说，环境保护部(国家核安全局)3月24日09时继续发布全国省会城市和部分地级市辐射环境自动监测站实时连续空气吸收剂量率监测值。监测结果汇总图中绿色曲线代表监测值，蓝色柱体代表天然本底水平，绿色曲线均在蓝色柱体范围内。监测结果表明我国环境辐射水平未受到日本核电事故的影响。,第二部分核辐射的安全防护知识,一、核辐射的特点及来源二、辐射剂量与单位三、核辐射对人体的影响四、外照射和内照射防护的基本方法五、核事故应急响应六、核安全文化,核辐射辐射电磁辐射,射线射线射线n,一、核辐射的特点及来源,电离核外层电子克服束缚成为自由电子，原子成为正离子。,激发使核外层电子由低能级跃迁到高能级而使原子处于激发状态，退激发光。,天然辐射是人类受到核辐射的主要来源,生活中的辐射来源,天然辐射,人工辐射,天然辐射,宇宙射线,宇生放射性核素,原生放射性核素,一般场所：天然本底为2.4mSv/a,多为内照射(222Rn,60%),人工辐射1.核试验2.核工业3.工农业、医学、科研4.放射性矿的开采和利用,反应堆运行：,Kr、Xe、I、3H、14C、16N、35S、41Ar、90Sr134Cs、137Cs、60Co。,人工辐射核电站,大亚湾核电站外景,可以说是核辐射无处不在，人们已经脱离不开核辐射环境，只是这样的辐射水平是人们可以接受的，不会产生危险的辐射生物学效应。,二、辐射剂量与单位,在人体内的吸收剂量称为剂量当量，用Sv表示：1Sv=1J/kg如果人体吸收1Sv的核辐射剂量，就会出现急性的放射损伤反应，如恶心呕吐，白细胞减少等症状。,在人体内的吸收剂量率以mSv/h(毫西弗每小时）为单位。在这样的环境中呆多长时间，就乘以多少小时，就可以得到受辐射的剂量。,三、核辐射对人体的影响,DNA由两条螺旋状排列的核苷酸链组成,单链断裂：,DNA损伤（分子水平）,双链断裂：错误修复,可以实现无差错修复,确定性效应与随机性效应,剂量,剂量,几率,严重程度,阈值,随机性效应,确定性效应,（简化模型）,一些确定性效应阈值,辐射剂量：剂量生物效应关系,“勿需害怕辐射，然而必须小心”,四、外照射和内照射防护的基本方法,内、外照射的特点,1.外照射的基本原则：尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。,外照射防护三要素：时间距离屏蔽,2.外照射防护的基本方法,2.1时间防护(Time)累积剂量与受照时间成正比措施：减少受照时间,2.2距离防护(Distance)剂量率与距离的平方成反比（点源）措施：远距离操作；任何源不能直接用手操作；注意射线防护。,2.3屏蔽防护(Shielding)措施：设置屏蔽体屏蔽材料和厚度的选择：辐射源的类型、射线能量、活度,内照射防护的基本原则是采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，使摄入量减少到尽可能低的水平。,3.内照射防护的基本原则,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）进入体内，从而造成放射性核素的体内污染。,4.内照射防护的基本方法,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”。,五、核事故应急响应,5.1我国核事故应急管理体制和应急计划,我国核事故应急实行三级管理，即国家级、地方（省、自治区、直辖市）政府级及核设施营运单位三级，分层次对相应核事故应急管理工作负责。,核事故应急状态,应急待命厂房应急场区应急场外应急(总体应急),核动力厂应描述各应急状态的基本特征，提出相应于各种应急防护措施的干预水平。,应急状态下为避免或减少工作人员和公众可能接受的核辐射剂量可采取一定的应急防护措施，如隐蔽、撤离、服碘防护、通道控制、食物和饮水控制、去污，以及临时避迁、永久再定居等。,表1为紧急防护措施推荐的通用干预水平,表2为临时性避迁和永久再定居推荐的通用干预水平,表3食物通用行动水平推荐值,制定应急计划时既要考虑设计基准事故，也要考虑严重事故，在应急计划区内所作的应急准备应能应付严重程度不同的潜在事故后果。核动力厂应急计划区分为烟羽应急计划区和食入应急计划区。在国标GB/T17680.-1999核电厂应急计划与准备准则中，推荐我国压水堆核电厂应急计划区范围如下：烟羽应急计划区内区35km外区710km,我国目前已运行和在建的核电厂的应急计划区如下表：我国核电厂应急计划区范围（以反应堆中心为半径，公里）,六、核安全文化,“核安全文化”是在总结前苏联切尔诺贝利严重事故中人为因素的基础上为确保核电厂安全生产而提出的一种