核电、电离辐射与核安全

1、核电、电离辐射与核安全核电、电离辐射与核安全目目 录录第一部分第一部分 核电核电原子的基本结构核反应堆基础核反应堆发电历史核电站主要堆型和工作原理著名的核电站事故第二部分第二部分 电离辐射电离辐射电离辐射主要射线电离辐射对人体的作用形式辐射导致的生物学效应辐射防护第三部分第三部分 核安全核安全 核电站监管 核安全系统 纵深防御 核事故应急 核安全文化*本次介绍约耗时本次介绍约耗时4050min一、核电原子核中子质子电子(电子云)电子(电子云)+ +原子的基本结构原子的基本结构原子由质子和中子构成的原子核、核外电子组成。质子带有正电荷，核外电子带有负电荷，中子不带电。原子质量数（原子序数）原子质

2、量数（原子序数）质子数+中子数。金属铀238U 99.2742%234U 0.0054%235U 0.7204%1n+141Ba+ 92Kr+31n一定速度一定速度的中子的中子轰击轰击U原子核原子核U原子核受激分原子核受激分裂，发射中子、裂，发射中子、射线和射线和能量能量。发射出的中子再发射出的中子再去轰击其他去轰击其他U原原子核，形成子核，形成链式链式反应反应。核反应堆基础核反应堆基础大多数情况下，核反应大多数情况下，核反应堆形成链式反应并可控堆形成链式反应并可控，要具备的三项条件：，要具备的三项条件：1、核燃料组件中、核燃料组件中235U要要有一定的富集度；有一定的富集度；2、具有能冷却核

3、燃料和、具有能冷却核燃料和慢化中子的能力（冷却慢化中子的能力（冷却剂和慢化剂）；剂和慢化剂）；3、具有吸收中子的装置、具有吸收中子的装置（控制棒）。（控制棒）。水具有良好的慢化和冷却能力石墨具有较好的慢化能力核燃料、冷却剂核燃料、冷却剂和慢化剂、控制和慢化剂、控制棒这三部分就构棒这三部分就构成了现代反应堆成了现代反应堆的基本结构。的基本结构。1938年，二战期间，第一个成功的核裂变实验装置在德国制成。1942年12月2日，美国。芝加哥大学建成第一个完全自主的链式核反应堆。 1945年8月9日，由从反应堆提取的核燃料钚制成的原子弹被投向日本长崎。 1951年12月20日，美国。人类首次用核反应堆

4、产生出了电能，最初向外输出的功率为100kW。 1954年6月27日，世界上第一个为电网提供电力的核电站在苏联的投入运行。输出功率5MW。 1956年，英国。世界上第一个核反应堆投入商业运营，输出功率50MW。60年代至80年代，核电发展迅速，由不 到 1 G W 猛 增 至300GW。我国核电起步较晚，首座核电站（秦山一期）1984年开工，1991年12月15日并网发电。反应堆发电历史反应堆发电历史根据世界核能协会2012年8月的数据，全世界31个国家有435座运行中的核反应堆。装机总量3.7亿千瓦，占全球总电力总量的16%左右。 美国核能发电量居全世界首位，共有核反应堆104座，装机总量超

5、1亿千瓦。核能发电占比为20% 法国有59台机组，装机总量0.63亿千瓦，为全世界第二大核能发电国；核能发电占比（78 %）为全世界第一。 表：中国大陆核电站建设和运行情况表：中国大陆核电站建设和运行情况截止截止2013年底，我国核电发电量占整体总发电量的年底，我国核电发电量占整体总发电量的2.1% 序号序号核电站名称核电站名称反应堆类型反应堆类型投运机组投运机组在建机组在建机组1大亚湾核电站压水反应堆（M310）2*984MW2秦山核电站（一期）压水反应堆（CNP-300）1*310MW3秦山核电站（二期）压水反应堆（CNP-600）4*650MW4秦山核电站（三期）重水反应堆（PHWR）2

6、*700MW5岭澳核电站（一期）压水反应堆（M310）2*990MW6岭澳核电站（二期）压水反应堆（CPR1000）2*1080MW7田湾核电站（一期）压水反应堆（AES-91）2*1060MW8宁德核电站（一期）压水反应堆（CPR1000）1*1090MW3*1090MW9红沿河核电站（一期）压水反应堆（CPR1000）2*1180MW2*1180MW10阳江核电站压水反应堆（CPR1000）1*1000MW5*1000MW11方家山核电站压水反应堆（CPR1000）2*1100MW12田湾核电站（二期）压水反应堆（AES-91）2*1060MW13三门核电站（一期）压水反应堆（AP1000

7、）2*1250MW14海阳核电站（一期）压水反应堆（AP1000）2*1250MW15福清核电站（一期）压水反应堆（CPR1000）4*1080MW16台山核电站（一期）压水反应堆（EPR）2*1750MW17昌江核电站（一期）压水反应堆（CNP650）2*650MW18防城港核电站（一期）压水反应堆（CPR1000）2*1000MW19石岛湾核电站（一期）高温气冷堆（HTR）1*200MW20合计16988MW31270MW全球核电站以三种技术路线为主。即美国、法国、俄罗斯技术路线为代表的压水堆压水堆核电站，日本技术路线为代表的沸水堆沸水堆核电站，加拿大技术路线为代表的重水堆重水堆核电站。核

8、电站主要堆型和工作原理核电站主要堆型和工作原理 压水堆压水堆主要参数：一回路压力主要参数：一回路压力15.5MPa，出口温度，出口温度324；二回路压力；二回路压力5.7MPa，出口温度，出口温度273 主要特点：结构紧凑，功率密度大，我国核电站主力堆型。一回路压力高，对设备制造要求较高。主要特点：结构紧凑，功率密度大，我国核电站主力堆型。一回路压力高，对设备制造要求较高。国内著名的压水堆核电站国内著名的压水堆核电站大亚湾核电站，大亚湾核电站，1994年投运，法国技术路线，年投运，法国技术路线，2*984MW机组机组田湾核电一期，田湾核电一期，2008年投运，俄罗斯技术路线，年投运，俄罗斯技术

9、路线，2*1060MW机组机组海阳核电站，海阳核电站，2015年投运（预计），美国技术路线，年投运（预计），美国技术路线，2*1250MW机组机组国外著名的压水堆核电站国外著名的压水堆核电站法国诺曼底的法国诺曼底的PALUEL核电站核电站 ，1984年投运，年投运，4*1300MW机组机组美国凤凰城沙漠地带的美国凤凰城沙漠地带的Palo Verde核电站，核电站，1988年投运，年投运，3*1270MW机组机组（核电厂冷却水主要取自经过处理的城市废水）（核电厂冷却水主要取自经过处理的城市废水）核电站主要堆型和工作原理核电站主要堆型和工作原理 沸水堆沸水堆主要参数：回路压力主要参数：回路压力7.

10、17MPa，出口温度，出口温度288。主要特点：水在堆芯中沸腾，直接循环，工作压力降低。堆芯功率密度小，辐射防护和废物处理复主要特点：水在堆芯中沸腾，直接循环，工作压力降低。堆芯功率密度小，辐射防护和废物处理复杂。杂。著名的沸水堆核电站著名的沸水堆核电站福岛第一核电站（福岛第一核电站（6台机组，台机组，4696MW）。地震前与毗邻的福岛第二）。地震前与毗邻的福岛第二核电站（核电站（4台机组，台机组，4400MW）一起构成了世界上最大的福岛核电站。）一起构成了世界上最大的福岛核电站。总容量总容量9096MW。台湾第一核电厂（台湾第一核电厂（2台机组，台机组，1272MW），台湾地区的三座核电厂）

11、，台湾地区的三座核电厂之一，也是台湾地区的第一座核电站。之一，也是台湾地区的第一座核电站。核电站主要堆型和工作原理核电站主要堆型和工作原理 重水堆核电站重水堆核电站主要参数：一回路压力主要参数：一回路压力10.0MPa，出口温度，出口温度310；二回路压力；二回路压力4.7MPa，出口温度，出口温度260 主要特点：采用重水作为冷却剂和慢化剂。可用天然铀做为核燃料。提取重水费用较高（主要特点：采用重水作为冷却剂和慢化剂。可用天然铀做为核燃料。提取重水费用较高（20t天然水天然水中含中含3Kg重水）。重水）。秦山三期核电站，秦山三期核电站，2台机组，台机组，1400MW，加拿大技术路线，中加，加

12、拿大技术路线，中加最大的技术合作项目。最大的技术合作项目。著名的重水堆核电站著名的重水堆核电站加拿大布鲁斯核电站（局部），共加拿大布鲁斯核电站（局部），共8台机组，台机组，6232MW。福岛核。福岛核事故后全球最大的核电站。事故后全球最大的核电站。利用氦气作为冷却剂的高温气利用氦气作为冷却剂的高温气冷堆核电站冷堆核电站-石岛湾核电站，一石岛湾核电站，一期计划建设期计划建设1台台200MW机组。机组。位于北京房山的实验快堆。位于北京房山的实验快堆。采用液态钠作为冷却剂，采用液态钠作为冷却剂，1台台65MW机组。机组。 其他类型反应堆其他类型反应堆核电的优缺点核电的优缺点主要优点主要优点清洁能源。

13、清洁能源。二氧化硫、氮氧化合物等主要大气污染物零排放。节省燃料。节省燃料。百万千瓦机组核电站一年所需核燃料30-40t。燃料费用每年约500w600w。良好的经济效益。良好的经济效益。一台百万千瓦核电机组一天的发电收益为￥1000w（0.43*100*24=1032万元）。主要缺点主要缺点建造周期长，建设成本高。建造周期长，建设成本高。一台核电机组建设周期为5-8年。AP1000核电站单台机组建设成本约为2500/KW￥180亿亿。复杂的核燃料加工和后处理流程。复杂的核燃料加工和后处理流程。目前对核燃料的后处理多数采取送入深底层长期贮存的方式。核事故带来的社会成本无法估量。核事故带来的社会成本

14、无法估量。著名的核电站事故著名的核电站事故 三里岛核电站事故 切尔诺贝利核电站事故 福岛核电站事故1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州三里岛核电站2号机组发生严重事故，堆芯熔毁，放射性物质外溢，核电站周围20万人撤离。因反应堆安全壳有效隔离了放射性物质，事故对环境影响较小，周围80km内居民受到的辐射相当于每人拍了一次胸片。事故前三里岛核电站照片。核电站共有事故前三里岛核电站照片。核电站共有2*950MW机组。机组。照片中相对靠上的是发生事故的照片中相对靠上的是发生事故的2号机组。号机组。发生事故的发生事故的2号机组被封存至今号机组被封存至今时任美国总统卡特在事故后视察核电站时任美国总统卡特

15、在事故后视察核电站美国反核运动兴起。此后美国反核运动兴起。此后30年间，美年间，美国未批建一座核电站。国未批建一座核电站。三里岛核电站事故原因三里岛核电站事故原因1、二回路的水泵发生故障，二回路的事故冷却系统本应自动投入，但因之前工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。2、堆内温度和压力在此情况下升高，反应堆卸压阀自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。3、当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入。4、操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯

16、内注水。（主要由于人员的错误操作导致）（主要由于人员的错误操作导致）著名的核电站事故著名的核电站事故 切尔诺贝利核电站事故切尔诺贝利核电站事故1986年4月26日凌晨1点23分，前苏联乌克兰境内切尔诺贝利核电站四号切尔诺贝利核电站四号反应堆发生爆炸。反应堆发生爆炸。引发了大火并散发出大量高能辐射物质，放射性尘埃涵盖了大面积区域。乌克兰、白俄罗斯及俄罗斯境内均受到严重的核污染，超过超过336,000名的居民被迫撤离。名的居民被迫撤离。国际原子能总署和世界卫生组织2005年提出的切尔诺贝利事件报告中，事故事故共共导致导致56人死亡（人死亡（47名救灾人员，名救灾人员，9名罹患甲状腺癌的儿童）名罹患

17、甲状腺癌的儿童）。并估算在高度辐射线物质下暴露的大约60万人中，将额外有4,000人死于癌症。绿色和平组织所估计的总伤亡人数是9万3千人，也有报告认为1990年到2004年间可能已经造成20万起额外的死亡。（该数据未经权威确认）切尔诺贝利4号机组位置切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，事故前有切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，事故前有4*1000MW机组正在运行。机组正在运行。事故发生后飞行员冒险航拍的照片事故发生后飞行员冒险航拍的照片1986年对反应堆进行处理时的照片。仅年对反应堆进行处理时的照片。仅1986年和年和1987年，就有年，就有24万人参与事故抢险工万人参与事故抢险工作。作

18、。1986年年11月拍摄。反应堆已加盖了石棺。月拍摄。反应堆已加盖了石棺。控制室，控制室，2000年拍摄。虽已过去十几年，这里的核辐射量仍远远高于标准值（年拍摄。虽已过去十几年，这里的核辐射量仍远远高于标准值（16000倍）。倍）。2006年年4月拍摄于核电站附近。远处是被石棺封存的核电站。附近城镇空无一人，月拍摄于核电站附近。远处是被石棺封存的核电站。附近城镇空无一人，已成为一座已成为一座“鬼城鬼城”。2013年拍摄。因原来建造的核电站石棺已出现坍塌，政府计划在原石棺外再建造一个宽270m、高100m、长150m的新石棺。新石棺在远离旧石棺的位置组装后再整体移动到旧石棺上方。2013年拍摄于

19、切尔诺贝利核电站。死于事故和事故救援的年拍摄于切尔诺贝利核电站。死于事故和事故救援的31名消防员和工作人员的墓地。名消防员和工作人员的墓地。这些人员全部用特制的铅棺安葬。这些人员全部用特制的铅棺安葬。 切尔诺贝利事故原因切尔诺贝利事故原因1、存在重大设计缺陷；2、反应堆没有加装安全壳以隔离放射性物质；3、采用石墨慢化、水冷堆核电站；4、事故发生时，正在进行一次未经充分审查的运行不稳定的试验，在试验中严重违反运行程序、关闭反应堆保护系统通道、任意变更试验条件，造成了严重事故。著名的核电站事故著名的核电站事故 福岛第一核电站事故福岛第一核电站事故2011年3月11日下午14：46（东京时间），日本

20、东北海岸发生里氏9.0级大地震。地震及地震导致的海啸给当地造成了严重的破坏和人员伤亡。当时，正在运行的福岛第一核电站1、2、3号机组，因地震全部自动紧急停堆，4、5、6号机组正处于计划停堆。在随后的事件演变中，福岛第一核电站的1、2、3、4机组分别发生了失去堆芯冷却后的燃料熔融、氢爆炸机组分别发生了失去堆芯冷却后的燃料熔融、氢爆炸、放射性物质向环境释放等一系列事故、放射性物质向环境释放等一系列事故。福岛核电站周围周围20公里区域内居民被紧急疏散。公里区域内居民被紧急疏散。6名核电站员工受到的辐名核电站员工受到的辐射剂量超过终身摄入量限值，有射剂量超过终身摄入量限值，有300位员工也吸收到较大量

21、辐射剂量。位员工也吸收到较大量辐射剂量。但未有辐射致死的报道。核电厂附近居住的民众，因累积辐射曝露量而在未来患癌症死亡的人数估计约在100人以下（此数据未经权威证实）。 福岛第一核电站福岛第一核电站1至至6号机组位置简图号机组位置简图海啸前后对比（从右至左依次为海啸前后对比（从右至左依次为1至至4号机组）号机组）海啸过后，海啸过后，1至至4号机组接连发生事故，其中号机组接连发生事故，其中3号机组最为严重。号机组最为严重。事故后的卫星照片事故后的卫星照片2011年年3月月16日，温家宝总理主持召开国务院常务会议，听取日本福岛核日，温家宝总理主持召开国务院常务会议，听取日本福岛核电站核泄漏有关情况

22、的汇报，提出四项应对措施，其中包括暂停审批核电站核泄漏有关情况的汇报，提出四项应对措施，其中包括暂停审批核电项目。电项目。2012年年12月月24日，国务院常务会议决定恢复沿海核电项目审批，十二五日，国务院常务会议决定恢复沿海核电项目审批，十二五期间暂停内陆核电项目审批。期间暂停内陆核电项目审批。因我们集团公司大部分核电厂址部署在内陆地区，故内陆核电项目审批因我们集团公司大部分核电厂址部署在内陆地区，故内陆核电项目审批的暂停，对集团公司核电业务影响尤为严重。的暂停，对集团公司核电业务影响尤为严重。可以说，核电没有国界，一损俱损。可以说，核电没有国界，一损俱损。福岛第一核电站事故对我国的影响福岛

23、第一核电站事故对我国的影响二、电离辐射二、电离辐射1、辐射分电离辐射和非电离辐射。、辐射分电离辐射和非电离辐射。2、电离辐射指、电离辐射指波长短、频率高、能量高波长短、频率高、能量高的射的射线（粒子或波）。线（粒子或波）。3、电离辐射可、电离辐射可从原子或分子里面电离出至少从原子或分子里面电离出至少一个电子一个电子。4、电离能力决定于射线所带的能量，不是射、电离能力决定于射线所带的能量，不是射线数量。如果射线没有带有足够电离能量的话，线数量。如果射线没有带有足够电离能量的话，并不能够导致电离（如微波、红外线、可见并不能够导致电离（如微波、红外线、可见光）光）。电离辐射主要射线电离辐射主要射线射

24、线（粒子）射线（粒子）射线（粒子）射线（粒子）射线（高能电磁波）射线（高能电磁波）中子射线（高速中子流）中子射线（高速中子流）MH370,37.5KHz8000m辐射类型辐射类型质量数质量数（u）电荷数电荷数（e）空气中空气中射程射程人体组织中人体组织中穿透力穿透力射线4u23cm0.04mm射线1/184013m5mm射线00很远深部中子射线10很远深部电离辐射主要射线电离辐射主要射线外照射：外照射：放射性来自体外的称为外照射来源：来源：射线射线中子射线电离辐射对人体的作用形式电离辐射对人体的作用形式内照射：内照射：进入体内的放射性核素作为辐射源对人体形成的照射。危害：危害： 照射是连续的，

25、部分核素沉积在某些器官里。 射线和低能射线对人体造成伤害尤其严重。 前苏联特工利特维年科巴勒斯坦前领导人阿拉法特巴勒斯坦前领导人阿拉法特辐射导致的部分器官生物学效应辐射导致的部分器官生物学效应器官或组织器官或组织导致的后果导致的后果单次照射剂量单次照射剂量多次照射剂量多次照射剂量生殖腺永久性不育3.5 Sv/眼晶体晶体混浊0.5-2.0 Sv15Sv红骨髓造血机能损伤0.5 Sv20Sv皮肤难以接受的变化/20Sv 通常意义上的剂量是反映各种射线被吸收后引起的生物效应强弱的电离辐射量，计量单位之一是Sv（西沃特）。 细胞分裂越旺盛的器官，对辐射越敏感。国内某核电厂工作人员受照剂量国内某核电厂工

26、作人员受照剂量年份年份集体剂量集体剂量(man.mSv)人均剂量人均剂量(mSv)最大个人剂最大个人剂量量(mSv)20081230.133.230200710070.668.50420065120.387.85920058850.669.573人体受天然辐射源照射剂量均值为人体受天然辐射源照射剂量均值为2.5mSv辐射防护辐射防护外照射防护：外照射防护：1、缩短受照时间；2、加大与辐射源的距离；3、设置屏蔽。内照射防护：内照射防护： 切断辐射源进入体内的路径。吸入吸入破损的皮破损的皮肤或伤口肤或伤口食入食入三、核安全三、核安全序号序号核安全相关的法律、法规、文件核安全相关的法律、法规、文件文

27、件性质文件性质1核安全公约国际公约1中华人民共和国放射性污染防治法国家法律1中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例国务院行政法规2中华人民共和国核材料管制条例国务院行政法规3核电厂核事故应急管理条例国务院行政法规4中华人民共和国放射性同位素与射线装置安全与防护条例国务院行政法规1核电厂厂址选择安全规定部门规章2核电厂设计安全规定部门规章3核电厂运行安全规定部门规章4核电厂质量保证安全规定部门规章5核电厂放射性废物管理安全规定部门规章6民用核承压设备安全监督管理规定部门规章7研究堆设计安全规定部门规章8研究堆运行安全规定部门规章9民用核燃料循环设施安全规定部门规章10民用核承压设备无损检验人员

28、培训、考核和取证管理办法部门规章11民用核承压设备焊工和焊接操作工培训、考核和取证管理办法部门规章12中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发部门规章13中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二核设施的安全监督部门规章14核电厂核事故应急管理条例实施细则之一核电厂营运单位的应急准备和应急响应部门规章15中华人民共和国核材料管制条例实施细则部门规章16民用核承压设备安全监督管理规定实施细则部门规章170余个安全导则（略）指导性文件核电站的监管核电站的监管 监管机构（国家核安全局）的监管监管机构（国家核安全局）的监管1、核设施建造许可证；2、核

29、设施运行许可证；3、核设施操纵员执照； 4、核电厂装料要取得国防科工局得颁发的装料许可证并得到国家核安全局批准；5、核电厂退役要得到国家核安全局批准；6、重大不符合项的处理要经过国家核安全局审批。核安全系统核安全系统隔离系统隔离系统，用以隔离反应堆厂房。主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门，收集厂房内泄漏物质，将其过滤后再排出厂外。注水系统注水系统，反应堆发生失水事故时，向堆芯注含硼水，以冷却燃料组件，避免包壳破裂，中止核链式反应。注水系统使用高压氮气，在无电流和人员操作情况下，可实现自动注水。事故冷却和喷淋系统事故冷却和喷淋系统，冷却反应堆厂房以降低厂房压力。在厂房压力上升时启动厂房喷淋系统将冷却水或含硼水喷入厂房，以降热和降压。安全保护系统均采用独立设备和冗余布置独立设备和冗余布置，备有事故电源，可在恶劣环境中运行。第一道屏障第一道屏障燃料芯燃料芯