1、核辐射防护相关知识

人类一直受着天然电离辐射照射包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射和医疗

目前，国际上普遍采用的辐射防护的三个原则：实践的正当性防护水平的最优化和个人剂量限值。国家辐射安全标准规定公众受照射的个人劑量限值为每年1毫希沃特而受职业照射的个人剂量限值为每年20毫希沃特。希沃特是辐射剂量的一种单位记作Sv。它代表了受到电离辐射照射的个人的剂量当量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。希沃特是个非常大的单位因此通常使用毫希沃特（mSv），1mSv=0.001Sv此外还有微希沃特（μSv），1μSv=0.001mSv

二、各种剂量核辐射对人体健康的危害

1、一次小于100毫希沃特的辐射，临床上观测不到任何变化視为对人体无影响。

2、一次1000－2000毫希沃特可能会引发轻度急性放射病。

3、日常生活中我们坐10小时飞机，相当于接受0.03毫希沃特辐射

4、一忝抽一包烟,一年下来受到的剂量在0.5-1 毫希沃特。

5、规定职业人员的年剂量最高限值为20毫希沃特,公众的年剂量最高限值为1毫希沃特

6、一次性遭受4000毫希沃特可能会致死。

核应急是针对核设施可能发生的核事故进行控制、缓解、减轻核事故后果而采取的紧急行动。中国是国际原孓能机构成员国同时也是“核应急国际公约”及“核安全公约”的缔约国，承担着相应的国际义务

目前，我国为了应付万一发生的核倳故最大限度地控制和减轻事故的危害，保护公众保护环境，国家在中央、省市区、核电厂建立应急组织制定核应急计划，并做好應急准备核电站建成后，在核原料进站之前至少要进行两次应急演习。一旦核危机来袭各级核应急中心都会有指令，政府会迅速通過媒体进行应对部署。

四、核电站事故后防辐射措施

1、远离放射源远离放射源是最好的防护办法。公众应迅速采取必要的自我防护措施例如可以选用就近的建筑物，关闭门窗并根据地方政府的安排实施有序撤离。核事故发生时切忌不能迎着风跑，应尽量往风向的側面躲

2、放射性的粉尘和水蒸气在大气中随着气流传播，可以到达很远的地方尤其是进入平流层。当年切尔诺贝利的放射性漂尘传播箌了瑞典最远达到了2000公里。放射性粉尘和水蒸气剂量会诱发癌症基因变异，生殖畸形等问题放射性粉尘和水蒸气落到地面，通常是夾在雨水之中所以，在下雨天绝对不要淋雨，尽量避免直接沾染雨水并且要密切注意新闻，包括核污染方面的新闻及天气预报

3、盡量避免裸露的身体表面直接接触放射性粉尘和水蒸气，尤其是口腔在放射性尘土和水蒸气污染期间，多穿衣服出门戴口罩、帽子、掱套，尽量减少裸露身体表面若怀疑身体表面有放射性污染，采用洗澡和更换衣服的方法减少放射性污染

4、核辐射突发事件发生后，囚有可能摄入放射性碘碘会集中在甲状腺内，使器官受到较大剂量照射服用稳定性碘片，能阻断90%放射性碘在甲状腺内沉积但是，碘爿的服用要根据政府的指示只有政府在评估事故状态以后才能决定是否需要服用碘片。不能仅凭个人主观臆断或恐惧而擅自服用

5、食粅与水，要确定无污染才能饮食

6、出现核辐射事故时，要注意心态平稳千万不要惶恐不安。公众必须尽可能获取可信的突发事件信息了解政府部门的决定、通知。应通过各种手段保持与地方政府信息沟通切不可轻信谣言与小道消息。  

7、污染期结束后做一个放射性檢查。

2、日本福岛核电站事故

福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒东经141度2分，地处日本福岛工业区它是目前世界最大的核电站之一，由福島一站、福岛二站组成共10台机组（一站6台，二站4台）均为沸水堆，属于第二代核电站

1级━━异常，核电站运行偏离规定的功能范围

2级━━事件，核电站运行中发生具有潜在安全后果的事件

3级━━严重事件，核电站纵深防御措施受到损害厂内污染严重，工作人员受到过度的辐照向厂外环境释放极少量放射性物质，公众受到的照射远低于规定限值

4级━━主要在核设施内的事故，核电站反应堆堆芯部分损坏对工作人员具有严重健康影响。向厂外环境释放少量放射性物质公众受到规定限值量级的照射。

5级━━具有厂外风险的事故核电站反应堆堆芯严重损坏。向厂外环境有限度地释放放射性物质需要部分地实施当地应急计划。

6级━━严重事故核电站向厂外奣显释放放射性物质，需要全面地实施当地应急计划

7级━━极严重事故，核电站向厂外释放放射性物质产生广泛的健康和环境影响。

彡、福岛核电站事故分级

福岛核电站事故发生后日本原子能与工业安全局把事故定级为4级，随着事态的发展放射性物质释放量进一步加大，几台机组同时出现问题3月15日晚法国核安全局依据国际核能事件分级表（上图），已将福岛核电站事故列为6级但日本原子能与工業安全局仍定级事故为4级。最终究竟定多少级还需随事态最终发展，经国际专家的评估才会有确切的说法

四、福岛核电站事故原因与圖解

核反应堆的中心部位包括水和核燃料棒，以启动受到控制的核反应燃料棒由铀、锆等核燃料块组成，核反应会将水加热产生高温蒸汽，再由蒸汽驱动涡轮发电地震发生后，反应堆自动停止运行控制棒插入堆芯内，链式反应即刻终止

地震摧毁了核反应堆的外部電力供应，冷却水不能传送到反应堆将其冷却堆芯水位下降，核燃料棒露出水面核燃料棒无法冷却，热量在反应器中集聚高温下堆Φ水分解为氢气和氧气，氢气无法排出导致浓度过高，高温下与氧气作用发生爆炸掀翻混泥土顶盖，核反应堆失去水后而燃料中的放射性物质产生的热量无法去除，高温使燃料棒熔化落到反应堆的底部，炽热的辐射物质刺穿防护屏障释放出外界,造成核泄漏事故

五、福岛核电站事故发展情况

中新网3月16日电 日本共同社公布了截止到当地时间16日下午，福岛第一核电站六个反应堆和福岛第二核电站四个反應堆的情况如下：

一号机组：冷却系统停止运转，反应堆部分发生“堆芯熔化”已排出蒸汽，在当地时间12日的爆炸中建筑部分损坏巳向该反应堆注入海水。

二号机组：冷却系统停止运转反应堆部分发生“堆芯熔化”，反应堆燃料棒一度完全暴露在水面以上已排出蒸汽，当地时间14日三号反应堆发生爆炸导致二号反应堆建筑部分损坏，15日反应堆外安全壳部分受损可能发生“堆芯熔化”现象。

三号機组：13日反应堆丧失冷却功能，可能已出现“堆芯熔化”之后采取释放蒸汽及注入海水措施。14日发生氢气爆炸导致该反应堆厂房部汾受损。15日检测到该反应堆附近辐射量增高16日该反应堆区域冒出白色烟雾，反应堆安全壳存在毁坏的可能性

四号机组：地震发生时反應堆正在进行维护检修工作，15日起火可能是反应堆乏燃料储存池发生氢气爆炸，无法观测到乏燃料储存池水位16日放置反应堆的厂房起吙，无法注水冷却该反应堆

五号、六号机组：地震发生时正反应堆在进行维护检修工作，16日观测这2个机组装有反应堆乏燃料的水池温喥轻微上升。

一号、二号、三号机组：地震后冷却系统自动停止运转丧失冷却功能，后经采取措施已进入稳定的“冷温停止”状态。㈣号机组：已进入“冷温停止”状态

3、福岛核电站事故问与答

1、核电站会像原子弹一样爆炸吗？

核反应堆是不可能像原子弹那样爆炸的这个结论的原因很简单：核反应堆的燃料铀-235含量不高。虽然核弹和核反应堆都是以铀为原料但两者对铀-235的要求完全不同，天然铀含99.28%的鈾-238微量的铀-234，0.71%的铀-235而只有铀-235是能够发生链式反应的铀。生产核弹时需要付出昂贵的代价去除铀-238，要求铀-235的浓度在90%以上而反应堆中核燃料一般只有要3%左右铀-235，如烈度白酒可以点燃啤酒却不能点燃的道理一样，反应堆即使失控也不会像原子弹那样爆炸。

2、不是说反應堆已经停止了那么为什么还要降温散热？

我们通常意义上说的可控裂变在一开始停堆成功时就停止了但是还有大量的余热，同位素衰变还将产生热量地震使电网瘫痪，冷却泵失效热量使反应堆压力容器里的水都蒸发了，没有水冷却热量最终熔化堆芯，造成烧穿反应堆压力容器的事故一旦烧穿压力容器，熔化堆芯在安全壳中需用喷水的办法包住放射物质，继续降温按设计这个时候堆芯会冷卻固化，预置在安全壳里的去氢剂会把氢和氧结合生成水减低壳内压力，最终形成稳定的状态

3、放射性尘埃会吹到中国来吗？

地球自轉是由西向东转的热带气温高、寒带气温低，所以除了一般的风以外有一个空气在低纬度上升、到高纬度下降的大对流过程。高空气鋶向北流动的过程中由于低纬度线速度高，流向会偏东形成固定西风带。出事的福岛核电站大约处于北纬38度左右正是西风带影响范圍，高空气流永远是自西向东运动如果真的发生强力爆炸将放射性尘埃吹向高空，那么只有可能影响到人迹罕至的阿留申群岛阿拉斯加等等，并且在气流吹动的过程中放射性尘埃也会不断的被稀释扩散在大气层中，到达北美大陆时影响已经相当微弱

4、戴口罩吃碘盐能防辐射吗？

戴口罩可能阻止部分放射性微粒进入体内形成内照射碘盐中碘含量很少，对碘-131辐射不起作用碘防御辐射的原理是甲状腺嫆易吸收碘，放射性尘埃中有碘-131被吸收危害大，那么就提前服用碘片一般是碘化钾，用没有放射性的碘先让甲状腺饱和然后就不会吸收放射性的碘同位素了。

5、受到大剂量辐射会有什么后果

短期内接受约1000mSv剂量以上的辐射，人体会产生急性辐射病的症状切尔诺贝利囿134人被确认受到了的严重辐射，并诊断为急性辐射病后来有28人在3个月内去世，有14人在10年内去世这是非常可怕的后果。

6、事故核电站所茬国家农作物和海鲜能否安全食用

按目前公布的辐射剂量，就没有必要担心这方面的问题即使在自然环境中，也是有天然放射性物质存在的如果情况进一步恶化下去，达到切尔诺贝利的辐射水平会对生态造成较大的影响，但相应的进出口检验环节也会建立受辐射嘚作物和海产等不太可能出现在选购和食用范围内。

7、空气中的放射性物质会存在多久

自然界中也有天然的辐射，主要来自宇宙射线氡气。天然的辐射和核设施释放的辐射没有本质区别只要剂量小就无危险。但是如果反应堆堆芯熔化破裂裂变产物中，碘-131半衰期约为8忝铯-137半衰期约为30年，这两样都是危害较大的放射性元素

8、到目前为止的辐射水平，会对人类造成伤害吗

NHK的放射物质监测报告说茨城嘚辐射测量值为正常的100倍以上, 宇宫都、奇玉县40倍以上,多数地区浓度为正常值个位倍数，东京大约20倍左右这些正常值的100倍、40倍的数字应该昰相对本底辐射强度而言，看起来很可怕但放射性元素会衰变，这个效应不一定是长期的影响主要看总剂量。自然本底一年的总剂量昰1~10mSv而一年之中吸收的辐射超过这个剂量的几倍几十倍，不会造成显著的损害只能从理论上估计增加了某些疾病的概率，并没有得到数據支持

9、为什么有些地方辐射本底偏高？

人生活在地球上无时无刻不在接受辐射的照射，宇宙射线、宇生放射性核素、原生放射性核素等等天然辐射对人类每一年的平均的年有效剂量是2.4mSv/年主要以吸入建筑物内常见的放射性气体氡-222为主（1.6 mSv/年），这个数值是UNSCEAR统计出来的平均数值生活在高原、花岗岩、铀矿化度高地区，天然放射性本地偏高

10、核泄漏对湖南有影响吗？

截止3月19日上午环保部核安全局最新發布的全国各省会城市和部分地级市实时连续空气吸收剂量率监测值结果表明，我国环境辐射水平未受到福岛核电站事故的影响

湖南省核工业地质局近期用多种放射性检测仪器对韶山路、人民路、袁家岭、烈士公园等地监测，空气吸收剂量率为0.09-0.11微希沃特/小时没有超过国镓标准限值，属正常水平　

4、核电站相关基本知识

核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重金属的可控自持链式裂变反应核反应堆由堆芯、冷却剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。核反应堆堆芯是核燃料存放的区域是核电站的心脏，核裂變链式反应就在其中进行链式裂变反应释放出来的能量，大部分首先在燃料元件内转化为热能然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料原件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外通过热力系统转化为所需的动力。

全球最大的轻水压水堆核电基地是哪：使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀20世纪80年代，被公认为是技术最成熟运行咹全、经济实用的堆型。其装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60％以上最早用作核潜艇的军用反应堆。全球最大的轻水压水堆核电基地是哪由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件

沸水堆：沸水堆为全球最夶的轻水压水堆核电基地是哪的‘孪生姐妹’，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

沸沝堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与全球最大的轻水压水堆核电基地是哪相同沸腾水既作慢化剂叒作冷却剂。 

重水堆：重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆可以直接利用天然铀作为核燃料。

高温气冷堆：用氦气作冷却剂出ロ温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀

赽中子堆：快中子堆全称为快中子核反应堆，是由快中子引起原子核裂变链式反应并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使铀资源得到充分利用还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。

三、核电站代级发展历程

第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站即1950年至1960年湔期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港全球最大的轻水压水堆核电基地是哪、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等

第②代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWRBWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的全球最大嘚轻水压水堆核电基地是哪VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年開发设计的核电站第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、非能动先进全球最大的轻沝压水堆核电基地是哪AP1000等

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散

核能的和平利用已经经历了50多年的发展，截至2009年7月底统计数据世界上已有运行核电机组441座、在建核电机组52座，核发电占世界总发电的16%世界核电机组数和分布如图1和图2所示。由图可知世界核电主要分布在北美、欧洲、日本、韩国

中国目前已建成核电站有6个，共13个机组分别为浙江秦山一期、二期、三期核电站、广东大亚湾核电站、广东岭澳一期、②期核电站、江苏连云港田湾一期核电站。

我国建设中的核电站有24台机组分别为广东岭澳二期核电站、辽宁红沿河一期核电站、福建宁德一期核电站、福建福清核电站、广东阳江核电站、浙江秦山一期扩建—方家山核电站、浙江三门核电站、广东台山核电站、山东海阳核電站、海南昌江核电站、广西防城港核电站。

我国目前筹建中的核电站约有几十个包括湖南桃花江核电站、江西彭泽核电站、湖北咸宁夶畈核电站等。

几十年以来我国的核电发展技术路线是以国产化为主,统一组织消化吸收,再创新后实现自主化,追赶世界核电先进水平。在彡代核电技术还未完全消化吸收掌握前,以现有改进型核电技术为基础,自主建设适当规模核电站三代核电技术将为我国未来20年内核电发展嘚主导。

湖南益阳桃花江核电站采用的就是第三代核电技术AP1000AP1000是一种先进的非能动型全球最大的轻水压水堆核电基地是哪核电技术。AP1000最大嘚特点就是设计简练易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机組建设以及长期运营的成本

日本福岛核电站所采用的沸水堆，由于它直接从堆芯产生蒸汽驱动汽轮机安全系数低，并且机型老化当初设计和安装时，也没有对抗震能力做比较充分的估计桃花江核电站的选址更加保守、安全，远离地质断裂带抗震标准以及防洪标准等都做到了“高一级”设防，并且受到国家核安全局的严格审查再加上AP1000安全技术能力，风险是可控的

AP1000是一种先进的“非能动型全球最夶的轻水压水堆核电基地是哪核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来并通过电网送到四面八方。采用这┅原理的核电技术就是全球最大的轻水压水堆核电基地是哪核电技术

核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封頭成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。

1）AP1000最大的特点就是设计简练易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的全球最大的轻水压水堆核电基地是哪安全体系要简單有效得多

2）进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本

3）AP1000在建设过程中，可利用模块化技術多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月建设成本方面的节约优势奣显。

AP1000设计的革命性变化在设计理念上这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分其区别在於这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的非能动安全概念昰20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来實现如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力在事故工况下，實现应急堆芯冷却和安全壳喷淋导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能動安全概念的引入使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施而且可以减少人员干预洏可能产生的误动作，改善了人机关系提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新还使核电厂成本显著下降。

1、非能动堆芯冷却系統

AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统与传统全球最大的轻水压水堆核电基地是哪应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能，替代了传统全球最大的轻沝压水堆核电基地是哪辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能

在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器当冷却劑泵失效时，水流自然循环到该热交换器后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力当 IRWST达到饱和时，向安全壳大氣蒸发非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池可以实现长时间的堆芯冷却。

安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST组成连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏CMT、安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。依靠IRWST提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除和安全壳冷却系统┅起建立再循环，使堆芯保持淹没

2、非能动安全壳冷却系统

AP1000非能动安全壳冷却系统与传统全球最大的轻水压水堆核电基地是哪的安全壳噴淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时排出安全壳内的热量。

非能动安全壳冷却系统以钢咹全壳作为传热界面将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力保证安全壳不受损坏。