洛克希德马丁将为简化型沸水堆提供控制系统福岛核事故.doc

洛克希德马丁将为简化型沸水堆提供控制系统来源：世界核新闻网发布日期：2023-02-22 洛克希德马丁（Lockheed Martin）已与通用日立（GE-Hitachi ）(GEH)就为GEH的经济简化型沸水堆（ESBWR）设计并提供数字控制系统达成合作。 根据协议，洛克希德马丁核系统（NS&S）分部将为三代半经济简化型沸水堆主控室设计制造重要数字系统。此外，洛克希德马丁还将为GEH提供相关的模拟和培训支持、服务以及替换设备。 重要的仪控（I&C）系统用于监测、控制电厂参数如水温、流速、水位和电厂压力。这些系统也可以进行自动分析，在异常情况下警示操作员，并为保护系统提供输入。 洛克希德马丁的大多数设计和生产工作将会在位于阿奇博尔德（Archbald）、宾夕法尼亚、达拉斯、德克萨斯州的设计和制造设备上进行。模拟和培训支持将在奥兰多、佛罗里达进行。 核系统分部的副总裁Dan Heller评论说：“此合作关系推动了我们公司的资源和反映堆控制，进一步将我们在能源和核电领域的立场多元化。” 洛克希德马丁为海军和民用核工程提供安全关键仪控系统已有50数年的历史了。提供数字系统有30数年了。目前美国所有的核潜艇和航母上均采用其仪控系统。 GEH的经济简化型沸水堆以初期的沸水堆（BWR）设计为基础。三代反映堆较之以前的反映堆来说，设计更简化，燃料运用更有效，更安全。更简化、标准的设计可以减少成本和施工时间，同时可以加快许可证的申请。与初期的反映堆设计最大的不同在于其包含了非能动安全因素，这些因素依赖于自然力例如重力、蒸发和冷凝，而能动系统则依赖于大量的动力泵和阀门，在故障期间泵和阀门必须运营以保证安全相对于以前的设计，经济简化型沸水堆设计减少了11个系统和25%的阀门。 经济简化型沸水堆设计将作为美国三个即将建立的核电站首选。GEH在2023年8月向核管会提交了设计认证申请，预计在2023年取得设计认证。然而，GEH在2023年提交了新的申请，因此计划延迟到2023年9月。翻译：国核工程有限公司 孙廉慧日本福岛核电站事故初步分析事故背景2023年3月11日下午，日本东部海域发生里氏9.0级大地震，并引发海啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆，且若干机组发生失去冷却事故，3月12日下午，一号机组发生爆炸。3月14日，三号机组发生两次爆炸。日本经济产业省原子能安全保安院认可有放射性物质泄漏到大气中，方圆若干公里内的居民被紧急疏散（疏散范围一直在扩大）。福岛核电站爆炸卫星图1 日本福岛核电站概况日本福岛第一核电站（福島第一原子力発電所）位于福岛县双叶郡大熊町沿海。福岛第一核电有6台机组，1号机组439兆瓦，为BWR-3型机组，1970年下半年并网发电，1971年投入商业运营；2号至5号机组为BWR-4型，784兆瓦，1974-1978年投产；6号机组为BWR-5型，1067兆瓦，1979年投产。六台机组在同一厂址，全是沸水堆，均属于东京电力公司。（以上叙述看似数据罗列，但是为事故埋下了第一个伏笔：一号机已经运营整40年了，退休合法时。）图中从右至左依次为1至4号机组，5、6号机组在北侧稍远。另有福岛第二核电站，这两天爆炸的是福岛第一核电站，与第二核电站无关，不表。2 沸水堆预备知识考虑到中国大陆上只有压水堆（PWR）和重水堆(CANDU)，（注意是中国大陆，台湾的是沸水堆，台湾在建的龙门电厂是更先进一点的ABWR）,在此简朴介绍一下沸水堆（BWR）。沸水堆和压水堆都属于轻水堆，都是靠H2O做慢化剂和冷却剂。都是用低浓缩铀做燃料。目前全球400多台核电机组中，两百多压水堆，近一百台沸水堆。下图是福岛一号核电站一号机的原理图：沸水堆基本运营过程：来自汽轮机系统的给水（深蓝色的管子）进入反映堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵（白箭头的起点）的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。2023年3月23日 星期三 当前位置：天天首页天天评论评论-综合 专业透视:日本福岛核电站爆炸事故深层因素!2023-03-15 16:26:47 已有评论(0) -汽水混合物经汽水分离器分离后（汽水分离的过程跟压水堆蒸汽发生器差不多），蒸汽（浅蓝色管道）通往汽轮发电机（几个黄色块分别为高压缸，三个低压缸，发电机，和AP1000同样），做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于9975%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反映堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵（堆芯两边的两个泵）的作用是使堆内形成逼迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反映堆容器内，成为喷射泵的驱动流。目前日立和GE开发的ABWR（Advanced BWR先进沸水堆）用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。 福岛核电站远景和压水堆类似，沸水堆也有几道安全屏障：一、燃料包壳，与AP1000的锆铌合金不同，他用的是锆-2。二、压力容器。这个和压水堆同样。三、干井，也有叫首层安全壳的。也就是上图中黑色的梨形外壳。也有把外面的方形水泥壳当成第四道边界的，其实水泥壳只是防风吹雨打的，可以起一点作用，但不是很大。和压水堆相比，沸水堆有以下特点：1、控制棒从堆芯下方插入由于堆芯上方有汽水分离器，并且上部是蒸汽为主，中子慢化不充足。但问题是不能像压水堆那样失电后靠重力落棒，未能停堆的预期瞬态事故概率增长，对控制棒驱动机构的可靠性规定更高。控制棒在正常运营时是电驱动或机械驱动，失电时由备用液压把控制棒顶上去。每组控制棒，或者每两组控制棒有单独的液压驱动装置。这不是沸水堆最大的特点，但在这里有必要列在第一条。由于网上有的分析提到了无法落棒等，没有那回事。根据IAEA官网上的新闻，反映堆在当时自动停堆了（All four units automatically shut down on March 11），没有提控制棒失效的事。并且假如控制棒真的实效的话，操作员没有理由不往里面注入硼水。2、沸水堆的反映性不用硼做化学补偿压水堆一回路中是硼酸溶液，但沸水堆流过堆芯的是清水。由于平时是清水，所以一旦注入硼水，会对反映堆将来的运营带来很大的影响（当然前提是假如反映堆这次能平安无事的活下来。），说严重点，注入硼水，反映堆基本也就不能再用了。但是注入硼水的好处是在冷却的同时，保证较高的停堆裕度。比如AP1000，CMT（堆芯补水箱）硼浓度3400ppm，ACC（安注箱）2600ppm，IRWST（内置换料水箱）2600ppm，反正对压水堆来说，出事后只要需要，第一时间就向堆芯注入浓硼水。其实一般沸水堆核电站，都是有硼水储备的。当事故发生后，操作员有两个选择：一是注入清水，万一侥幸逃过一劫以后还能再用，这个比较保守。二是注入硼酸，反映堆也许以后就不能再用了，但是可以比清水更好的降温，还能保证停堆裕度。这个特点为后面的事故恶化埋下了第二个伏笔。3、沸水堆正常工作于沸腾状态这句话基本上相称于废话，沸水堆当然是沸腾态的。但是这也决定了沸水堆的事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生沸腾，与正常工况差别较大。这个特点，会使操作员抱有更大的侥幸心理。4、卸压方式和压水堆不同 压水堆也有堆芯超压的问题。但是对二代压水堆来说，一回路超压，可以通过稳压器顶的先导式安全阀引入卸压箱。卸压箱虽然体积不大水量不多但还在安全壳内。对AP1000来说，一回路超压后通过稳压器顶的弹簧加载式安全阀和爆破膜通入安全壳内大气，第四级ADS爆破阀也是通向壳内大气。而假如前三级ADS动作，是通向内置换料水箱。总之，不管二代还是AP1000，卸压后，放射性还是被包容在安全壳内。而沸水堆则不同。注意上图中梨形下边的torus，是一个容积约4000m的水箱，相称于AP1000内置换料水箱的两个大。但是这个驰压水箱不在压力边界内，卸压时，蒸汽直接通过压力容器和干井这两道屏障。对半衰期长的污染物来说，几乎相称于直接排放到大气中。这个特点，为后面的事故恶化埋下了第三个伏笔。5、沸水堆经济性高沸水堆省去了稳压器和蒸汽发生器，节约了投资。同时由于蒸汽压力可以比压水堆高，所以热效率也更高。但是此特点与事故分析无关，纯当背景知识。不表。6、汽机厂房辐射较大且不说裂变产物，光活化产物N16就够人受的。所以压水堆运营时进安全壳=他杀，沸水堆运营时进汽轮机厂房=自杀。与事故无关，不表。其他预备知识：1、关于核电厂柴油机二代核电站，不管是沸水堆还是压水堆，都有一个问题。假如发生严重事故伴生全厂失电，需要应急柴油机在20秒内迅速启动，为安全相关系统提供电力。重要是安注系统，向堆内注水，保证堆芯冷却不裸露在外。对柴油机的依赖，为事故的发生埋下了第四个伏笔。2、关于核电站中氢气来源一般来说，核电厂里的氢气有以下来源：发电机定子铁芯和转子绕组需要氢气冷却，但是是在汽轮机厂房内。为一回路加入氢气，以克制氧气含量。但有常识的人都知道把氢气放的离压力容器远些，AP1000化容系统的加氢是放在辅助厂房中。蓄电池充电时产生氢气，但量比较小。事故后，裸露的燃料包壳锆-2和蒸汽发生锆水反映会生成比较大量的氢气。这个锆水反映，为事故后爆炸埋下了第五个伏笔。甚至可以说是罪魁祸首。 3 事故发生和恶化的过程1、2023年3月11日下午，地震发生，控制棒上插，反映堆安全停堆。堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热，但仍有约4%，虽然仍在下降，但下降速度变慢。2、停堆后应保证厂用电源不失，由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用；应急柴油机很争气的起来了，向堆芯内注入清水。注意是清水，不是硼水，换句话说，操作员采用了比较保守的方法。3、好景不长，海啸来了，柴油机房被淹，应急柴油机不可用。还好，尚有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些奉献的。4、电池眼看就要耗尽，传来了好消息和坏消息：好消息是卡车运来了移动式柴油机，坏消息是柴油发电机的接口和核电站的接口不兼容！堆芯冷却暂时停止。5、而为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。并且操作员也的确是这样做的。因此，3月12日，日本政府认可测到了放射性的碘和铯。一方面说明操作员早就开始卸压了，另一方面说明燃料包壳已有损坏的了。6、杯具的是，12日早，菅直人要来视察根据刚才说的预备知识，假如卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法（没有得到官方证实），卸压的事由于本次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。7、菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为 550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，具有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简朴的降温和过滤就被排放到厂房大气中。8、下午三点左右，随着一声巨响，反映堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。爆炸前后 上图为反映堆厂房示意图，中心棕褐色的为反映堆压力容器，仍然完好。稍外圈压力型的为干井，也叫primary containment，在爆炸后也仍然完整，毕竟是15厘米厚的不锈钢外加一米厚的水泥。也就是说第三道屏障仍然完整。氢气在厂房上部爆炸，使强度不是很高的厂房上部混凝土完全炸开，只剩下钢结构。9、而此时，反映堆的冷却问题仍没有解决。具体碰到哪些困难目前尚不清楚因素。爆炸后，运用消防水泵，直接向发生了燃料熔化的1号机组注入海水（并加入硼）进行冷却。具体海水注入那个位置不是很清楚，但可以肯定的是，只要不出现新的灾害，一号机组可以稳定下来。虽然卸压工作也许还要进行，也就是说还是要向外界排放具有碘131和铯137的蒸汽。一号机组的事故暂时告一段落，但是二号机组和三号机组的危机仍然没有过去。目前三号机组也发生了爆炸，后果和一号机组类似。14日晚8时，二号机组堆芯已经所有露出水面，进入干烧状态。4 事故教训1、关于采用何种措施的问题在整个过程中，操作员一直在采用比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水。一方面是不希望反映堆就此报废，一方面是对反映堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反映堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。有人说这次事故是东京电力公司见利忘义的人祸，从这个角度讲，不无道理。2、关于退役年限的问题到今年3月26日，福岛第一核电站一号机组即将迎来他的商运40周年纪念日。按说，四十年也就意味着核电站的寿终正寝，但是东京电力公司考虑到经济利益，决定一号机组延寿二十年。并且讽刺的是，今年2月份，刚刚拿到了延寿批准。虽然事故发生在40年寿命之内，和延寿无关，但本次事故为正在延寿或即将延寿的核电站敲响了警钟。由于毕竟，由于设备老化问题，一号机组近几年事故不断。3、关于在役核电站冷却方式改善的问题 目前在役二代核电站，涉及在建的三代EPR和已经投产的三代ABWR，事故后无一例外都需要应急柴油机来做安全保障。而现役核电站，涉及中国的二代加，柴油机都是低位布置，甚至把油箱还放在地下，大都无法抵御海啸袭击。且不说海水退后电缆的绝缘问题，单是一台进了水的柴油机就够人头疼的了。而柴油机不可用，往往也意味着离堆芯过热超压不远了。虽然把现役的电厂都改成非能动在技术上完全不也许，但是可以考虑增长其他冷却措施，或是增长备用电源。4、关于辐射监测的问题不知和中国一山之隔的海参崴有没有辐射监测站，但是，离中国直线距离最近的吉林延边和黑龙江牡丹江仿佛是没有的。长春和沈阳有，但假如大城市监测到似乎有点晚了。朝鲜核电站投产似乎也不远了，某些边境增长辐射监测点还是很有必要的。5、关于外部救援的问题日本核电站事故，虽然日本本土大部分核电站自顾不暇，但是美国的核航母发挥了比较大的作用。目前中国虽然核电站众多，但是堆型众多，所属公司之间交流甚少。假如某个核电站发生事故，能否组织其他核电站有序有效的救援，仍然是一个比较严峻的问题。5 后续影响：1、一方面说，这次事故对世界核能产业的影响会是相称深远的。以下只是在一个较低的层面做一个简朴的分析。2、世界各国反核示威增长。核电发展进程受到阻力（虽然也许不会影响某些国家的发展速度）。3、由于全国政协委员兼中国电力投资集团公司总经理陆启洲在全国媒体面前给AP1000打了个形象的比方：“非能动系统就像抽水马桶同样，上面顶着大水箱，不靠能源动力。”可以预见，AP1000受到大家的认可会稍微多一些。4、民众的辐射防护能力进一步加强。碘片等防辐射药品成为一些核能工作者及家属的常备药。5、世界核安全历史被改写。福岛核电站将和三里岛和切尔诺贝利一起，被印在新版核电教科书上。6、世界核安全监管体系进一步加强，新建核电站的防护等级进一步加强。关于日本福岛核电站多次爆炸事故具体分析（图文结合）福岛核电站结构福岛核电站属于沸水反映堆（简称BWR，Boiling Water Reactors）。BWR是通过沸水来发电的，用它的蒸汽推动涡轮实现发电。沸水反映堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反映堆冷却系统内压强保持在70个大气压。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，在280左右沸腾。汽水混合物通过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽通过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反映堆，完毕一个循环。可参考此网站。堆中所用核燃料是铀的氧化物。其熔点很高，接近2800摄氏度。燃料被制成柱状（1cm高截面直径1cm的小圆筒）。这些柱状物体被放入锆锡合金（一种锆合金）制成的长管中，它的熔点在1200摄氏度左右，并且被严格密封。这种长管被称为燃料棒，包裹核燃料的锆锡合金的这层叫做燃料包壳，包壳将放射燃料跟反映堆其他的组成分隔开。这些燃料棒然后被集装到一起，这样的几百个集装件共同形成反映堆的内核。内核被放置在一个巨大的压力容器中。压力容器由很厚的钢铁构成，可以在7MPa的压力下工作（大约是1000psi），它的设计涵盖了事故发生时产生高压的情况。然后压力容器以及水泵、冷却剂等一并封装在更结实的钢筋混凝土建筑中，这一层叫做安全壳，它高度密封，形成非常厚的屏障。在这个容器建筑的外围又浇灌了一层很厚的混凝土外壳，作为它的双重保障。这些都是为了防止核芯放射物质出现高温熔毁后出现泄漏。切尔诺贝利核电站发生的重大事故是由于没有这一层安全壳导致的。所有这些，再加上蒸气发电机等都建在一个更大的发应堆建筑内部，反映堆建筑是整个核能源厂的外壳性建筑，以便保持厂内恒温，不受外界气候变化影响。7天前 上传下载附件 (24.21 KB) 7天前 上传下载附件 (88.07 KB) 7天前 上传下载附件 (107.54 KB) 总结一下，沸水式核电站由内到外的机构：放射性核燃料、锆合金包壳、钢铁压力容器、钢筋混凝土安全壳、外层建筑。看几张沸水反映堆的图吧核反映堆工作原理反映堆中的铀燃料由中子诱发可以导致核裂变发生，其裂变产物为碘131、铯137等同位素，并放出中子和能量，这些能量会通过与堆内部水的摩擦作用而变成水的内能。这些中子一部分会击中其他铀原子核，继续发生裂变，并产生新的中子，依次类推。这就是核裂变的链式反映原理。为了控制链式反映速度，反映堆中要用到控制棒。控制棒是由可以吸取中子的硼元素制成的。在通常状态下，由控制棒控制，核芯中子的产量是稳定的（保持数量稳定），反映堆处在临界状态。当发生事故时，控制棒所有放下，用来关闭反映堆，可以从100%的动力降到7%动力（残留的延迟的热量导致）。所以核电站是运用的可控核反映，而核弹则是运用不可控的核反映。反映堆内的核燃料永远不会产生原子弹那样的核爆炸。在切尔诺贝利, 乌克兰的城市 (1986 年核反映事件的发生地)，爆炸是由于过量的压力释放、氢爆炸以及建筑物开裂导致，由于没有安全壳保护，致使放射性核芯溶解，经爆炸流入外部环境中。所以本次日本的情况要好很多。在反映堆停止运营后，核芯的热量释放并不会立即停止。在反映堆中，还存在有铯和碘等裂变产物，这些东西也要继续衰变释放热量，变成其他无放射性的同位素，这个过程一般需要几天的时间。此外链式反映产生的中子还会撞击堆内的一些水分子中的氧原子核，形成氮16等放射性同位素，但是这些东西会在几秒内衰变，问题不大，此外尚有稀有气体氩等。所以即使停堆，热量还是会继续少量产生，这些剩余热量要在反映堆关闭后的很长时间内才干减少，并且它们需要通过冷却系统来转移，以防燃料棒被过度加热熔化导致泄漏。为反映堆中延迟的热量提供足够的冷却，是目前日本遭到破坏的反映堆最重要的挑战。看一下运营发电的示意图：7天前 上传下载附件 (826.61 KB) 福岛核电站事故过程分析这次地震太强了，超过核电站设计抗震极限。地震后反映堆内控制棒插入，自动停堆。停堆后剩余热量需要继续转移释放，但外部供电电网因地震损毁无法供电，所以应急备用柴油发电机开始工作，凑活能用。但随之到来的海啸摧毁了柴油发动机，不得不启用第二套备用的应急电池动力，继续泵水冷却。但电池只能维持八小时，之后就开始惨了。之后热量继续产生，但水泵冷却能力赶不上了，因此压力容器内会有大量的水变成水蒸气的状态，使一回路内部的压力增大，超过工作压力，温度也不断升高。此时压力容器内的温度是 550 摄氏度。现在首要的是保持内部温度在1200摄氏度以下，以保证燃料棒的安全，亦即是内部压力处在可管理的水平，否则燃料棒就会熔化。为了这个目的，水蒸气（尚有其他反映器内的气体）不得不定期排放。因此，反映器在当初设计的时候，在压力容器和容器建筑上预留了几个气体排放口。为了保证压力容器和容器建筑的安全，为保住压力边界，操作员不得不定期的排放气体以控制内部压力。这些排放出的水蒸汽里也具有一些氮16、氩等，但其辐射是可以忽略的，不需要考虑。接着就更惨了，电力不能稳定供应，水泵不能很好工作，被蒸发并排出的水远多于注入反映堆内的水，水越来越少，有一部分燃料棒就开始裸露在水位之上了。我们知道金属泡在水里则温度可以与水温一致，一旦离开了水，不断加热，温度就会迅速上升。可以想象一号堆三号堆中都出现了这种情况。温度超过1200摄氏度，燃料包壳的锆锡合金有一部分失水熔化了（也也许没有熔化，但起码已经达成发应温度了，但既然监测到了碘和铯外泄，那就是包壳熔化了），这么高温度下锆可以与水发生化学反映，产生氧化锆和氢气。这些产生的氢气就在不定期排放气体的过程中释放到了安全壳之外，但工作人员很有牺牲精神，没有直接排放到外层建筑厂房的外边，因素是减少外泄核辐射。由于此时要么什么都没发生，要么是包壳锆锡合金已经熔化了，熔化后里面的铯、碘等就可以溶在水蒸汽里在不定期的排气时一并释放出来，所以据报道也就监测到了外边有碘131和铯137的泄漏了。需要注意的是根据12号一号机组爆炸的报道，没有中子辐射，那么也就没有核燃料铀的泄漏，由于二氧化铀是不溶于水的物质，所以不会随水蒸气排放泄漏。氢气积累到一定浓度，与空气中氧气反映，因此发生了外层建筑的爆炸，要注意，这个爆炸是外层建筑，安全壳里面应当没有问题。而安全壳里面的问题是，水还在越来越少，温度假如继续升高的话，燃料棒温度到达3000摄氏度（这个数字有待核算），那么就完蛋了，陶瓷二氧化铀燃料球芯块也要熔化了，这叫“核芯熔毁”事故，整个核燃料就变成一堆液体，烧穿钢铁压力容器，也也许破坏安全壳，从而泄漏到外边严重影响大气。所以工作人员不得不保持水位降温，纯净水不够了，实在没办法，只能用海水了。海水有一定腐蚀性，同时受到辐射变成活化水有一定的微量辐射，但已经顾不上了，反映堆报废就报废吧。海水注入，尽力覆盖燃料棒，同时注入的尚有硼酸，这是用来吸取剩余中子的，也可吸取一部分碘。假如顺利的话，那么一直这么操作下去，保持水位，那么反映堆就最终会冷却下来。但问题是假如连续的水循环不能保证，那就惨了。这也是今天二号机组的情况。水泵泵不上去水，是有因素的，里面压力那么高，并且继续升高，高压下想注入水谈何容易。又出现减压阀打不开的情况，无法泄气减压，祸不单行啊。今早二号机组爆炸，也许是压力太大后导致破坏外部的水泵、涡轮机 、储存罐等导致的，压力容器也许也有破坏，这样的话放射性的水就会大量流出，导致泄漏。核芯也许也有部分熔毁，危险仍未消除。四号机组和一号三号差不多，都是氢气爆炸，影响不大，重要问题是它里面存放的核废料比较多，这样反而看起来辐射剂量要多一些。现在事故已经很大限度上导致了人们的恐慌，大家谨慎的同时还是要保持冷静，毕竟媒体报道的东西有的欠妥当不准确，要客观一点看待影响，虽说东京等地已经测量到核辐射，但要说明的是这个剂量还比不上拍一次X光片，减少出门就行。此外值得注意的是，东京电力过去有很多隐瞒不报和修改数据的不良记录，而日本政府在这件事情上也一再迟疑，整个事情的解释需要更透明的报道才行。另附：我国正在建设的第三代AP1000核电技术就不存在难以散热问题，由于其采用“非能动”安全系统，就是在反映堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，仅运用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，从而冷却反映堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实行喷淋，进而使核电站恢复到安全状态。