核反应堆工程.pptx

浅谈日本福岛核电厂事故一、福岛核电厂事故最新报道二、沸水反应堆简介三、核反应堆不是原子弹四、深大微堆简介日本福岛核电站福岛福岛核电站（核电站（FukushiniaNuclearPowerPlant）位于北纬）位于北纬37度度25分分14秒，东经秒，东经141度度2分，地处日本福岛工业区。它是目前世分，地处日本福岛工业区。它是目前世界最大的界最大的核电站核电站，由福岛一站、福岛二站，由福岛一站、福岛二站组成，共组成，共10台台机组（一站机组（一站6台，二站台，二站4台）台）均为沸水堆均为沸水堆总装机容量：总装机容量：9000MW日本福岛基地有两个核电厂，共10台机组。第一核电厂有6台机组，均为沸水堆（BWR）。地震前，1、2、3号机正常运行，4、5、6号机正在大修或停堆检修。机组堆型服役电功率核岛供应商1号机 BWR-3 1970 460 MW General Electric 2 号机BWR-41974 784 MW General Electric 3号机 BWR-4 1976 784 MW Toshiba 4号机 BWR-4 1978 784 MW Hitachi 5号机BWR-41978 784 MW Toshiba6 号机BWR-5 1979 1,100 MW General Electric第二核电厂有4台机组，均为沸水堆（BWR），地震前均正常运行。机组堆型服役电功率核岛供应商1号机 BWR-5 1982 1,100 MW Toshiba 2 号机BWR-5 1984 1,100 MW Hitachi 3号机 BWR-5 1985 1,100 MW Toshiba 4号机 BWR-5 1987 1,100 MW Hitachi福岛第一核电厂卫星地图福岛第二核电厂卫星地图3月月14日福岛第一核电站日福岛第一核电站3号机组爆炸后景象。号机组爆炸后景象。事故：事故：由于地震的影响，福岛第一核电站由于地震的影响，福岛第一核电站1、2、3号反应堆号反应堆先后发生氢气爆炸。先后发生氢气爆炸。4号反应堆爆炸起火燃烧。号反应堆爆炸起火燃烧。后果：反应堆内部设备损毁，堆芯可能熔化。后果：反应堆内部设备损毁，堆芯可能熔化。放射性物质外泄。放射性物质外泄。事故等级：日本暂定为四级，法国定为事故等级：日本暂定为四级，法国定为6级。级。20公里半径内，居民撤离公里半径内，居民撤离中新网中新网3月月15日电日电据日本共同社报道，日本政府宣布据日本共同社报道，日本政府宣布福岛第一核电站周围福岛第一核电站周围30公里范围内为禁飞区。公里范围内为禁飞区。福岛第一核电站四个机组日前分别发生氢气爆炸。福岛第一核电站四个机组日前分别发生氢气爆炸。日本首相菅直人日本首相菅直人15日上午发表告国民书，指出福岛日上午发表告国民书，指出福岛第一核电站的核泄漏问题趋向严重，要求在核电站第一核电站的核泄漏问题趋向严重，要求在核电站20公里至公里至30公里范围内的居民也要做好防止核辐射公里范围内的居民也要做好防止核辐射的准备。的准备。福岛核电厂堆型-沸水堆沸水堆与压水堆同属轻水堆，与压水堆不同之处是沸水堆的堆芯内产生的蒸汽直接进入汽轮机做功。沸水堆是首先由美国的GE公司发展起来的，目前很多国家都有能力建造沸水堆，在当今的动力反应堆中，沸水堆大约占路23。沸水堆的研制起步较晚，但由于它具有系统压力低、循环回路简单等优点，因此受到一些用户的欢迎。与压水堆相比，沸水堆没有蒸汽发生器，采用蒸汽直接循环，因此它更接近常规的蒸汽动力装置。在沸水准中，燃料产生的热量大部分使水汽化，冷却剂一次流过堆芯吸收的热量多，因此，对于同样的热功率，通过沸水堆堆芯的冷却剂流量小于压水堆内冷却剂流量。沸水堆结构沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支撑结构、气水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。沸水堆循环中，把通过堆芯的1/3流量抽出压力容器，用两台外部循环泵将其加压后重新打入压力容器，驱动1824台喷射泵抽吸其余2/3的流量。两股水流合并通过扩散器增压而达到到所需的压头。堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，同压水堆一样也采用23富集度235U的UO2作为核燃料，将UO2制成圆柱状芯块后装入锆合金包壳锆合金包壳内。控制棒：控制棒为十字形，它由几十根装有碳化硼粉末的不锈钢细管组成，安置在四个燃料组件盒中间间隙内。沸水堆的冷却剂内一般不加硼，因此控制棒是停闭反应堆的主要手段。控制棒驱动机构通过液压系统传动，使控制棒从堆芯底部插入。因为堆芯下部蒸汽份额较小，功率密度较高，所以从堆芯底部插人控制棒可降低堆芯下部的反应性，有利于轴向功率的展平。控制棒的这种布置也有利于为压力容器上部留出充分的空间，作为安置气水分离器和蒸汽干燥器之用，反应堆停堆后控制棒不影响换料操作。控制棒驱动机构装在压力容器的底部，先进的沸水堆一般都采用电力和液压两种驱动方式，正常运行时使用电力驱动，使控制棒缓慢插入和抽出；当发生事故时采用液压驱动，可将所有控制棒同时快速插入堆芯。液压驱动是靠氮气加压水箱实现的，加压水箱中经常保持16MPa的压力，可以确保在紧急停堆时将控制棒插入堆芯。由于反应堆产生的蒸汽直接送往汽轮机，因此反应堆内必须设置气水分离设备。气水分离器和蒸汽干燥器设置在堆芯上方，从堆芯流出的蒸汽和水的混合物先经过离心式气水分离器以除去大部分的水，从分离器出来的湿蒸汽再进入波纹板式蒸汽干燥器以提高蒸汽干度，然后通过管道直接进入汽轮机。设置在堆芯周围环形空间的喷射泵把来自气水分离器的水和从汽轮机冷凝后流回的给水送往堆芯去进行再循环。喷射泵由堆外两个循环回路的水流驱动。循环回路从环形空间的下部抽取一部分冷却剂，通过循环泵以高压进入喷射泵的喷嘴，利用喷嘴喷射原理，使喷射泵的喉部形成高速水流，高速水流造成了一个低压区，把附近未经过循环回路的水吸人喷射泵，并强迫冷却剂水到达堆芯底部的水腔后再向上流经堆芯。沸水堆流程与特点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。压力：7MPa沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。“这是沸水堆的一个较大优点这是沸水堆的一个较大优点”？沸水堆的一个较大的缺点是从反应堆产生的蒸汽会把放射性物质直接带到汽轮机、冷凝器、给水泵等设备，污染的范围较大。沸水反应堆的安全壳它由干井(压力空间)和湿井(凝汽空间)两部分组成。干井内包括反应堆压力容器、控制棒驱动机构、外部循环泵和连接管路与阀门等。湿井内除了下部的消压水池外全是空的。在消压水池水面以下，于井和湿井之间用大口径接管连通，当发生破口事故时，由于干井内的压力升高而形成与湿井的压差，使空气和蒸汽的混合物经通道涌入消压水池，使蒸汽完全冷凝成水。消压水池也是应急堆芯冷却系统的一个水源和冷凝器失效时的后备热阱。在安全壳的外面是反应堆厂房，它是防止放射性外漏的另一道屏障。同压水准一样，沸水堆为破口等事故设置有应急堆芯冷却系统、自动卸压系统和低压堆芯喷淋系统。这些辅助系统和应急控制站、新燃料储存间、乏燃料他冷却净化系统、加硼与氢气复合系统、通风系统、装卸料等重要设施，均布置在一次安全壳与反应堆厂房之间的环廊区域内。安全壳采用承压钢结构或预应力混凝土结构，反应堆厂房则一般采用钢筋混凝土结构。事故关键词之反应堆余热反应堆余热（1）停堆后某些裂变产物还继续发射缓发中子，引起部分铀核剩余裂变（Pn）。（2）停堆后裂变产物继续发射的射线和缓发射线，所放出的衰变能转化为热能（Pd）。（3）停堆后238U俘获中子后生成的产物239U和239Np，在停堆后它们的放射性衰变对发热也有贡献（Pc）。因为235U热裂变所生成的缓发中子先驱核，其半衰期最长的大约在1分钟左右，所以Pn随时间衰减很快，只在停维后的较短时间内起作用，在停堆1分钟以后就可忽略不计。在天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中，对中子俘获产物的衰变能贡献最大的是238U，239U和239Np其半衰期较长，分别为23.5min和2.35d，因此Pc起作用的时间较长，要在停堆5天后才可忽略。裂变产物的衰变热功率Pd，不仅持续时间长(通常在停堆1月后还起作用)，而且比Pc大得多(通常要大一个量级)，所以Pd在剩余功率中起着主要作用。事故关键词之氢气爆炸在失水事故工况下,当燃料棒包壳温度超过一定高温时,包壳中的锆金属首先与冷却剂发生放热反应而产生大量的氢气,锆水反应方程式为金属铝一水反应方程式每千克铝腐蚀的产氢量为1.2444m3 氢气。冷却剂中溶解氢的析出 事故关键词之堆芯温度、堆芯熔化 核反应堆严重事故是指堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性，引发放射性物质泄漏的事故。反应堆严重事故的原因：一个是堆芯失去冷却或冷却不充分；另一个是堆芯的反应性快速不可控升高。核反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯熔化事故，另一类为堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，而引起堆芯的裸露、升温和熔化，其过程发展较为缓慢，时间尺度为小时量级，美国三哩岛事故就是堆芯熔化事故的实例。福岛核电站福岛核电站事故也应属此例。事故也应属此例。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展速度非常快，时间尺度为秒量级，切尔诺贝利核电站事故是到目前为止仅有的堆芯解体事故的实例。由于轻水反应堆固有的反应性负温度反馈特性和专设安全设施，因此发生堆芯解体事故的可能性极小。事故过程和现象堆芯熔化首先从燃料包壳开始，燃料包壳会受到两个方面的威胁：一方面是失去冷却，使燃料包壳过热。另一方面是堆芯中子通量大幅度增加，导致燃料释热增加，从而导致燃料膨胀和熔化。从轻水反应堆的堆芯熔化过程来看，它大体上可以分为高压熔堆和低压熔堆两大类。低压熔堆过程以快速卸压的大中破口失水事故为先导，如果在此过程中应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸气反应产生大量氢气。堆芯水位下降到下栅格板以后，熔融的堆芯会加热堆芯内的金属材料而使堆芯支撑结构失效，熔融的堆芯会跌入下腔室水中，产生大量蒸汽。之后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯会熔穿压力容器落入堆坑，开始烧蚀地基混凝土。在这一过程中，向安全壳内释放出H2，Co2，Co等不凝气体。在堆芯裸露后，燃料中的衰变热将引起燃料元件温度上升。由于燃料元件与蒸汽之间的传热性能较差，造成燃料元件的温度和元件内气体压力上升较快。当燃料温度大于1000K时，会发生包壳肿胀，这时铁合金氧化产生氢的过程也明显增强。高温下，铝合金氧化反应产生的热量会大于衰变热。包壳肿胀对反应堆熔堆事故进程有明显的影响。当元件周向应变达到35时，相邻的元件就开始接触，因此会影响燃料周围流体的流动和传热。包壳肿胀会导致燃料元件之间冷却剂流道的阻塞，这将进一步恶化燃料元件的冷却，从而导致推芯烧毁。如果燃料温度持续上升井超过I 300K，则锆合金包壳开始与水或水蒸气相互作用产生H2。当燃料温度升高到大约1673K时，堆芯材料开始熔化。当燃料元件熔化的微滴和熔流初步形成时，它们将在熔化部位以下的范围内固化，并引起流道的流通面积减小。随着熔化过程的进一步发展，部分燃料棒之间的流道将会被阻塞。流道的阻塞加剧了燃料元件冷却不足，同时由于燃料本身仍然产生衰变热，堆芯有可能出现局部熔透的现象。之后，熔化的燃料元件的上部分将会坍塌，堆芯的熔化区域将会不断扩大。熔化材料最终将达到底部堆芯支撑板，然后开始熔化堆芯支撑板构件。当堆芯的温度达(14731673)K时，控制棒、可燃毒物材料可能形成一种相对低温的液相。这些液化的材料在重新定位过程中引起局部肿胀，导致流道载面的堵塞，从而引发堆芯的快速加热。如果锆合金包壳没有被氧化，那么在温度约2030 K时它将熔化并沿燃料棒向下重新定位；如果在包壳外表面已形成一明显的氧化层，那么任何熔化的结合金的重新定位将可能被防止，这是因为氧化层可保留固体状态直到温度上升到其熔点温度2973K，或直到氧化层被熔化的锆合金溶解为止。在温度处于(28793123)K之间，U02，Zr02和(U，Zr)O2固态混合物将开始熔化。当温度大于3000K时，U02，Zr02层将熔化所形成的含有高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其他与之接触的氧化物和金属。在此情况下，堆芯内蒸汽的产生且对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块将会因得不到支撑而有可能塌落并在堆芯较低的部位形成一个碎片床。在这种情况下，U02，Zr02可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成一种多孔碎片床。堆芯熔融物的下落及碎片床的形成将进一步改变先前重新定位后的堆芯材料的传热与流动特性，并将终止上腔室和损坏的堆芯上部区域之间的自然循环热传导。从这种状态开始，在沿棒束的空隙中，由熔化物形成的一层硬壳被一种陶瓷粒层覆盖，这层陶瓷粒由上部堆芯范围的坍塌所形成。之后，堆芯熔化物有可能落入下腔室从而对压力容器的完整性构成严重的威胁。事故关键词之放射性剂量辐射对人体会产生有害影响，这是由于辐射引起电离和电子激发而破坏各种分子，从而破坏人体的细胞而造成伤害，这就是辐射的生物效应。辐射会使人体组织细胞的功能、代谢活动和分裂繁殖能力受损。当辐射达到一定剂量时，会引起细胞死亡，或者细胞内DNA分子变化或染色体畸变，从而引起细胞变异。大量细胞死亡产生辐射的早期效应，细胞基因变异是辐射晚期效应的基本原因。早期效应由短时间内受到大剂量(超过l 000msv)照射引起，如急性放射病、皮肤急性放射损伤等。晚期效应由长时间小剂量(累计达到几百至几千毫希沃特)的照射引起，如癌症、白血病、再生障碍性贫血等辐射无处不在辐射无处不在辐射源辐射源剂量剂量mSv/年年天然本底每年辐射剂量天然本底每年辐射剂量2.3每天抽每天抽20支烟支烟0.51一次一次X光检查光检查0.1夜光表夜光表0.02每天看每天看1小时电视，小时电视，1年所受剂量年所受剂量 0.01乘飞机旅行乘飞机旅行2000公里公里0.01空气、食物、水中的辐射空气、食物、水中的辐射0.25一座百万一座百万KW级核电站级核电站0.048 放射防护三原则放射防护三原则 放射防护三原则是指：辐射实践的正当化，放射防护的最优化，放射防护三原则是指：辐射实践的正当化，放射防护的最优化，个人剂量限值。这三项基本原则构成了一套放射防护体系。个人剂量限值。这三项基本原则构成了一套放射防护体系。一、实践的正当化一、实践的正当化为防止不必要的照射，在引入任何伴有辐射照射的实践之前，都为防止不必要的照射，在引入任何伴有辐射照射的实践之前，都必须权衡利弊，只有当带来的利益大于所付出的代价（包括对健必须权衡利弊，只有当带来的利益大于所付出的代价（包括对健康损害的代价）时才能认为是正当的，那么该实践为正当化实践。康损害的代价）时才能认为是正当的，那么该实践为正当化实践。若引进的某种实践不能带来超过代价的净利益，则不应采取此种若引进的某种实践不能带来超过代价的净利益，则不应采取此种实践。实践。二、放射防护的最优化二、放射防护的最优化放射防护的最优化原则就是在考虑到经济和社会因素之后，使任放射防护的最优化原则就是在考虑到经济和社会因素之后，使任何辐射照射应保持在可以合理做到的最低水平。但并不是说剂量何辐射照射应保持在可以合理做到的最低水平。但并不是说剂量越低越好，而是在考虑到社会和经济因素的条件下使照射低到合越低越好，而是在考虑到社会和经济因素的条件下使照射低到合理地可以做到的程度。理地可以做到的程度。三、个人剂量限值三、个人剂量限值对个人受到的辐射照射剂量利用个人剂量限值加以限制。对个人受到的辐射照射剂量利用个人剂量限值加以限制。三原则之间的关系三原则之间的关系:正当化和最优化原则主要与辐射源有关，它们涉及的是正当化和最优化原则主要与辐射源有关，它们涉及的是对某项辐射源的引用和防护是否适宜。而个人剂量限值对某项辐射源的引用和防护是否适宜。而个人剂量限值涉及的是职业性人员个人和公众个人，所以个人剂量限涉及的是职业性人员个人和公众个人，所以个人剂量限值与人有关。正当化是最优化过程的前提，个人剂量限值与人有关。正当化是最优化过程的前提，个人剂量限值是最优化的约束条件。所以，放射防护三项基本原则值是最优化的约束条件。所以，放射防护三项基本原则是相互关联的。是相互关联的。个人剂量限值是不允许接受剂量范围的下限，不能直接个人剂量限值是不允许接受剂量范围的下限，不能直接作为放射防护设计和工作安排的依据，只能依据放射防作为放射防护设计和工作安排的依据，只能依据放射防护的最优化原则。把个人剂量限值作为放射防护设计和护的最优化原则。把个人剂量限值作为放射防护设计和工作安排的出发点，并在实践中执行尽可能向限值接近工作安排的出发点，并在实践中执行尽可能向限值接近的做法，以及把个人剂量限值作为评价放射防护设施的的做法，以及把个人剂量限值作为评价放射防护设施的主要标准的做法，都是对放射防护三原则的误解。评价主要标准的做法，都是对放射防护三原则的误解。评价放射防护设施的标准应该是是否做到了最优化，而不是放射防护设施的标准应该是是否做到了最优化，而不是是否超过了个人剂量限值。当然，个人剂量限值是不允是否超过了个人剂量限值。当然，个人剂量限值是不允许超过的。许超过的。应当指出，个人剂量限值不适用于患者的医疗照射。应当指出，个人剂量限值不适用于患者的医疗照射。外照射防护基本方法外照射防护基本方法外照射防护的基本方法是：时间防护、距离防护和屏蔽防护。外照射防护的基本方法是：时间防护、距离防护和屏蔽防护。1时间防护时间防护受照剂量正比于受照时间，受照时间愈长，所受累积剂量愈大。受照剂量正比于受照时间，受照时间愈长，所受累积剂量愈大。因此，时间防护就是缩短受照时间以达到减少受照剂量的目的。因此，时间防护就是缩短受照时间以达到减少受照剂量的目的。在一切接触电离辐射的操作中，应以尽量缩短受照时间为原则。在一切接触电离辐射的操作中，应以尽量缩短受照时间为原则。要求工作前做好充分准备，操作时务求熟练、迅速。在特殊情况要求工作前做好充分准备，操作时务求熟练、迅速。在特殊情况下，工作人员不得不在大剂量环境中工作时，应采取轮流、替换下，工作人员不得不在大剂量环境中工作时，应采取轮流、替换办法，严格控制每个人的受照时间，使每个人的受照剂量控制在办法，严格控制每个人的受照时间，使每个人的受照剂量控制在拟定的限值以下。拟定的限值以下。2距离防护距离防护增加人体到辐射源的距离，可减少其受照剂量，即为距离防护。增加人体到辐射源的距离，可减少其受照剂量，即为距离防护。对点状源；在不考虑空气对电离辐射的散射和吸收时，人体受到对点状源；在不考虑空气对电离辐射的散射和吸收时，人体受到的照射剂量与距离的平方成反比，即距离增加一倍，剂量即减少的照射剂量与距离的平方成反比，即距离增加一倍，剂量即减少到原来的到原来的14。在实际工作中，常用远距离操作工具，如长柄钳。在实际工作中，常用远距离操作工具，如长柄钳子、机械手、隔室操作等，以增大人体与辐射源之间的距离。所子、机械手、隔室操作等，以增大人体与辐射源之间的距离。所谓点状谓点状 源即从参考点到源的距离相当于辐射源尺寸的源即从参考点到源的距离相当于辐射源尺寸的5倍以上，倍以上，那么在这一点上即可把辐射源看做点状的，称其为点状源。那么在这一点上即可把辐射源看做点状的，称其为点状源。3屏蔽防护屏蔽防护屏蔽防护就是在辐射源与人体之间设置能屏蔽防护就是在辐射源与人体之间设置能够吸收辐射的屏障物，以减少辐射对人体够吸收辐射的屏障物，以减少辐射对人体的照射剂量。这种屏蔽物称为防护屏蔽。的照射剂量。这种屏蔽物称为防护屏蔽。虽然依靠时间防护和距离防护可以减少人虽然依靠时间防护和距离防护可以减少人体受照剂量，但是客观条件有时不允许无体受照剂量，但是客观条件有时不允许无限地缩短受照时间和增大距离，此时屏蔽限地缩短受照时间和增大距离，此时屏蔽防护是更可取的防护措施。在实际工作中，防护是更可取的防护措施。在实际工作中，应根据具体情况综合利用时间防护、距离应根据具体情况综合利用时间防护、距离防护和屏蔽防护这防护和屏蔽防护这3种基本方法。种基本方法。内照射防护基本措施内照射防护基本措施在操作开放型放射源时，因放射性核素的理化性质或操作不当，在操作开放型放射源时，因放射性核素的理化性质或操作不当，难免造成工作场所的空气污染或各种工作器具的表面污染，导致难免造成工作场所的空气污染或各种工作器具的表面污染，导致人体受到内照射危害。内射的基本防护措施综合来讲主要有下列人体受到内照射危害。内射的基本防护措施综合来讲主要有下列几个方面：几个方面：1降低空气中放射性核素的浓度降低空气中放射性核素的浓度采取隔离措施，如在手套箱或通风柜内操作，防止工作场所空气采取隔离措施，如在手套箱或通风柜内操作，防止工作场所空气污染的发生；并采取良好的通风措施引人室外新鲜空气以降低工污染的发生；并采取良好的通风措施引人室外新鲜空气以降低工作场所中空气的放射性核素的浓度。作场所中空气的放射性核素的浓度。2降低表面污染水平降低表面污染水平严格按照操作规程操作，防止或减少表面污染的发生；对已发生严格按照操作规程操作，防止或减少表面污染的发生；对已发生的表面污染要及时采取适当的去污措施去除表面污染，防止污染的表面污染要及时采取适当的去污措施去除表面污染，防止污染扩散。扩散。3防止放射性核素进入人体防止放射性核素进入人体在操作开放型放射源时要穿戴合适的个人防护用品，讲究个人卫在操作开放型放射源时要穿戴合适的个人防护用品，讲究个人卫生，防止放射性核素经呼吸道、消化道、皮肤和伤口进人体内。生，防止放射性核素经呼吸道、消化道、皮肤和伤口进人体内。4加速体内放射性核素的排出加速体内放射性核素的排出对体内已存的放射性核素污染要尽快应用合适的促排药物等措施，对体内已存的放射性核素污染要尽快应用合适的促排药物等措施，加速其排出，以减少其辐射危害。加速其排出，以减少其辐射危害。辐射剂量限值辐射剂量限值1豁免的剂量判断豁免的剂量判断当某实践或源在一年内对任何公众成员预计造成的有效剂量小于当某实践或源在一年内对任何公众成员预计造成的有效剂量小于10 SV或距源表面或距源表面0.1m处有效剂量小处有效剂量小1 Svh1和发射能量小和发射能量小于于5keV的辐射源，则该实践或实践中的辐射源可免检管理。的辐射源，则该实践或实践中的辐射源可免检管理。2职业照射个人剂量限值职业照射个人剂量限值必须对任何工作人员的职业照射加以控制，使其职业照射的个人必须对任何工作人员的职业照射加以控制，使其职业照射的个人剂量限值连续剂量限值连续5年内年平均有效剂量应低于年内年平均有效剂量应低于20msv，并且任何单，并且任何单一年份内不超过一年份内不超过50msv；一年中晶体所受的当量剂量应小于；一年中晶体所受的当量剂量应小于150mSv；四肢和皮肤小于；四肢和皮肤小于500msv。对年龄在。对年龄在16至至18岁的少年，岁的少年，年剂效剂量应低于年剂效剂量应低于6mSv，眼晶体的年当量剂量限值为，眼晶体的年当量剂量限值为50mSv，四肢和皮肤为四肢和皮肤为150mSv。3公众成员的剂量限值公众成员的剂量限值各种实践引起公众成员的照射不得超过下列剂量限值：一年中有各种实践引起公众成员的照射不得超过下列剂量限值：一年中有效剂量效剂量1mSv；在特殊情况下，在单一年份内最大有效剂量；在特殊情况下，在单一年份内最大有效剂量5mSv，其前提是在，其前提是在5个连续年中平均剂量每年不超过个连续年中平均剂量每年不超过1mSv；一；一年中眼晶体所受的当量剂量年中眼晶体所受的当量剂量15mSv；一年中皮肤所受的当量剂量；一年中皮肤所受的当量剂量50mSv。福岛核电站特点工作流程是：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。沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒（由下部插入堆芯）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压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。有两层安全壳，外层是一个立方形混凝土厂房，为二次安全壳，在反应堆压力容器的外面有一个圆锥形或吊钟型结构为一次安全壳，其内表面还有一层钢衬，起到密闭作用。一次安全壳可以承受卸压的蒸汽和锆水反应产生的氢气以及水辐射分解产生的氢气和氧气；同时设有超压保护，当压力超过设定爆破压力时（如0.72Mpaa）时，爆破膜爆破，气体混合物进入二次安全壳。一次安全壳也作为干井，在其下方设有环形驰压池。BWR沸水堆应急堆芯冷却由以下4个子系统组成：堆芯隔离冷却系统：由汽动泵供水的安全级高压注水系统（一个回路，从给水管注入，由衰变热产生的蒸汽供汽）。水源：凝结水贮存箱或驰水池。高压堆芯注水系统：由电动泵供水的安全级高压注水系统，冷却水直接通过反应堆上的接管注入堆芯。水源：凝结水贮存箱或驰水池。低压堆芯注水系统（余热去除系统）：由电动泵供水，经主给水管道进入反应堆压力容器，主给水管的接口位于安全壳外。自动卸压系统：布置于主蒸汽隔离阀与反应堆之间的主蒸汽管道上的安全/卸压阀。自动开启将反应堆内高压蒸汽排入驰压池，以降低反应堆压力到低压堆芯注水系统的工作范围。分析：分析：估计目前福岛1号机组采用、两种方式，即卸压并将海水通过主给水泵管道注入堆芯方式冷却堆芯，中止堆芯燃料继续熔化。全厂断电时，非能动隔离冷凝系统（isolation condenser）可以排除部分衰变热，但按设计能力不足以冷却堆芯。事故关键词之事故级别1990年，国际原子能机构（IAEA）和经济合作与发展组织核能机构（NEA/OECD）发表了国际核事件分级表。级别越高越严重。级别说明准则实例7特大事故1986年苏联切尔诺贝利核电站事故6严重事故5有厂区外危险的事故1979年美国三厘岛核电站事故4主要在设施内的事故3重大事件2事件1异常事故关键词之核反应堆不是原子弹核反应堆不是原子弹 有的人往往会把核反应堆与原子弹相提并论，其实这是一种很大的误解。原子弹的核爆炸是由核材料原子核的链式裂变反应引起的，反应堆也是由核燃料原子核发生链式裂变反应释放出核能。在这一点上，它们的基本原理是相同的，即都是基于易裂变物质原子核的链式裂变反应。核反应堆会不会像原子弹那样发生核爆炸呢?不会不会的！的！核反应堆不可能像原子弹那样发生核爆炸，因为两者根本不一样。第一，原子弹是用高富集度的裂变物质(90以上的铀-235或93以上的钚-239)作为核材料，而核反应堆则是用低富集度的铀做核燃料(核电站的核燃料一般采用3左右的铀-235)。含有裂变物质浓度(富集度)低的核燃料不会引起核爆炸，这正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒由于酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低不能点燃的道理一样。第二，原子弹是在发生核爆炸时使核材料压成密度非常高的紧密状态，而反应堆的核燃料不会处于密度非常高的紧密状态，前者会在瞬间释放出极大的能量，发生核爆炸，而后者不能，即使是使用高浓铀(铀-235富集度达90)的高通量反应堆和舰艇用反应堆，铀-235也是和氧、碳、钢和水等在一起，因而被稀释，甚至在事故情况下，也没有什么途径能把铀-235紧压在一起。第三，原子弹实现核爆炸的控制条件、技术和结构非常复杂，发生核爆炸有非常严格的条件，它是在一瞬间精确地改变核材料(又叫核装料或核炸药，也有的地方叫核燃料)的形状和位置，实现不可控的链式裂变反应，这就是核爆炸。这样苛刻的条件，在核反应堆里是不可能有的。核反应堆是通过使用控制棒等安全控制手段实现可控的链式裂变反应，缓慢地把核能释放州来，不会形成核爆炸。第四，原子弹在设计上是使放射性散发出去，而核反应堆在设计上则是把核燃料以及带放射性的裂变产物包容起来，它们的结构是完全不同的。因此，即使是像前苏联切尔诺贝利核电站发生的那样严重的核事故，反应堆失去控制堆芯发生熔化石墨高温燃烧，核电站发生火灾和化学爆炸也不会发生核爆炸。微型研究堆微型研究堆微型研究堆是一种特小型中子源反应堆，它安全可靠，微型研究堆是一种特小型中子源反应堆，它安全可靠，结构简单，造价低，建设期短，易于操作和管理，可建结构简单，造价低，建设期短，易于操作和管理，可建在大城市的研究所、学校和医院内。在大城市的研究所、学校和医院内。1984年，中国首座微型堆建成，燃料元件为直径年，中国首座微型堆建成，燃料元件为直径4.3mm的细长燃料棒，芯体为的细长燃料棒，芯体为90铀的铀铝合金，装铀的铀铝合金，装有有345根燃料棒，铀根燃料棒，铀235装载量为装载量为1kg，仅比最小临界，仅比最小临界质量质量0.83kg稍大一点。以水为慢化剂和冷却剂，堆芯悬稍大一点。以水为慢化剂和冷却剂，堆芯悬挂于挂于5.6m深、深、2.7m直径的大水池中。直径的大水池中。微型堆可用来进行中子活化分析及其他有关科研，微型堆可用来进行中子活化分析及其他有关科研，还可用来生产短寿命放射性同位素。还可用来生产短寿命放射性同位素。中子活化分析具有检测速度快、精度高、测中子活化分析具有检测速度快、精度高、测试样品基本无需化学前处理等特点。还可进行生试样品基本无需化学前处理等特点。还可进行生物辐射效应方面的研究与试验，以及核科学与技物辐射效应方面的研究与试验，以及核科学与技术的研究、教学与培训。术的研究、教学与培训。微堆为罐-池式结构，额定热功率为22kW，它由去离子水在堆容器内通过自然对流的方式进行冷却，再与池水进行热量交换，最后通过池壁传到环境中去。堆容器堆容器（1）堆容器结构组成 1）上筒体：高4700mm外径620mm用厚度为10mm的LT21特殊铝合金制作。2）下筒体：高900 mm，外径620 mm，内径600 mm，材料与上筒体相同，椭圆底封头。上、下筒体用高压聚乙烯垫片密封，并通过16根223的不锈钢管制成的长螺杆，将上、下筒体联结在一起，并同堆顶法兰一起形成密闭的容器。下筒体外表面必须经过切削加工。3）堆顶法兰：直径710mm，厚20mm，是安装中心控制棒、安全棒、反应性调节器、电离室、热电偶、电导、水位测量装置的支座。法兰的中央开有290 mm的孔，用于上铍片托盘进出，铍片操作。4）长螺杆和吊杆：上下堆筒体的连接和密封通过16根长螺杆完成，（2）堆内构件及堆芯构件 1）堆芯支座：是堆内零部件安装的基础，它由底座、铍环座通过导流筒焊接成一组件，并用4个螺栓固定在下筒体底板的四个支块上，底铍盘、侧铍环就安放在它的上面并跟导流筒一道构成冷却水的入口流道，冷却水经过导流筒的充分混合后，经底座上的流道进入由底铍盘和侧铍环构成6mm高的入口，进入燃料一体化组件，把燃料组件的热量带出堆芯，后经侧铍环与托板构成的7.5mm高的出口流道进入助流筒流出堆芯区。2）底铍盘：外径290mm、内径10mm、厚50mm的铍块直接安放在堆芯支座的底座上。3）侧铍环，是一个外径435mm、内径231 mm、高238.5 mm的环状铍环。4）支架、托板、助流筒：支架由支架上座、支架底座和瓦形围板焊接成组件，围绕在侧铍环外，堆芯支座上，它的上端支架上座与托板固定，托板与侧铍环的顶面构成7.5mm高的堆芯冷却剂出口流道。5）铍片托盘：它的内部可装放109.5mm高的铍片，铍片分别是1.5、3、6和12mm厚，外径为243mm，内径为20mm的半园形铍片。随着反应堆运行，根据燃耗反应性的多少，可将托盘提出堆顶进行添加铍片。6）堆芯组件：由上栅板，下栅板，中心控制棒导管和5根均布的支杆组成“鸟笼”结构，它们都是由铝合金材料组成。上下栅板开350根燃料元件孔位。7）中心控制棒：控制棒用Cd材料做吸收体，Cd管尺寸为3.91266mm，装在50.5mm的不锈钢包壳内。棒长480 mm，加上吊重约重1kg，用1.8mm的不锈钢丝绳经安装在堆顶盖上的绳轮架与控制棒传动机构连接。额定热功率kW27堆芯平均热中子注量率n/cm2.s11012反应堆结构形式“罐-池”结合燃料组件形式鸟笼结构燃料元件形状棒状燃料芯体材料UAl4燃料235U富集度%90.2燃料元件包壳材料铝合金堆芯燃料元件根数根345堆芯235U装量Kg0.993活性区高度mm230活性区直径mm230堆芯冷却方式自然循环反应堆容器水量吨1.5池水深度m 6.5水池壁厚mm400水池容积吨27中心控制棒Cd -7mk微堆结构图微堆的安全性能微堆的安全性能1、具有良好的固有安全性、具有良好的固有安全性采用欠慢化、小流量、不充采用欠慢化、小流量、不充分自然循环的措施，严格限制冷态后备反应性。分自然循环的措施，严格限制冷态后备反应性。2、微堆采用灌池结构的堆型，靠自然循环导热，能确保、微堆采用灌池结构的堆型，靠自然循环导热，能确保导出停堆后的衰变热。导出停堆后的衰变热。3、即时在最大事故工况下，对周边也不会产生影响。、即时在最大事故工况下，对周边也不会产生影响。微堆防止放射性物质逸出的三道屏障微堆防止放射性物质逸出的三道屏障1、微堆燃料元件芯体是有效地阻止放射性物质泄漏的第微堆燃料元件芯体是有效地阻止放射性物质泄漏的第一道屏障。一道屏障。2 2、燃料元件包壳是可以阻止挥发性裂变产物逸出的第二燃料元件包壳是可以阻止挥发性裂变产物逸出的第二道屏障。道屏障。3、罐罐-池结构成为防止放射性物质外漏的第三道屏障池结构成为防止放射性物质外漏的第三道屏障微堆环境辐射监测结果微堆环境辐射监测结果 辐射剂量率：辐射剂量率：Sv/h，本底：本底：0.16 Sv/h测量场所 反应堆停堆状态 反应堆满功率运行 2006年6月6日2008年4月10日2010年9月11日 2006年6月6日2008年4月10日日2010年9月11日正门正门0.140.110.120.130.130.14办公楼大厅办公楼大厅0.180.140.160.140.150.17“脚踏实地脚踏实地”处处0.230.140.190.210.160.20演会中心台阶下演会中心台阶下0.150.120.120.160.140.14实验楼与办公楼天桥实验楼与办公楼天桥0.150.130.160.170.130.12堆厅东墙外大门处堆厅东墙外大门处0.160.110.130.120.130.15堆厅东墙外马路上堆厅东墙外马路上0.140.130.140.110.120.15原教工餐厅南门外原教工餐厅南门外0.160.130.160.150.110.14原教工餐厅北门外原教工餐厅北门外0.190.120.140.130.150.17邮局门口邮局门口0.110.120.140.130.130.12