核环境学基础

核环境学基础学号：08021235姓名：李昆学院：核工程技术学院专业：核工程与核技术课程老师：田丽霞以日本福岛核电为例，浅谈核事故的应急监测方法和技术摘要日本发生9级大地震福岛核电站发生爆炸，造成大量的辐射物泄露。这显然对我们周围的环境及我们的健康产生极大的威胁，因而对事故后的辐射监测是必不可少的。本文主要针对发生核事故后对周围环境及人员所受照剂量的大小进行检测，对辐射监测的对象、内容与方法作一叙述。事故背景当地时间2011年3月11日14时46分,日本发生里氏9级地震,震中位于宫城县以东的太平洋海域,震源深度20公里.地震引发的10米浪高大海啸随后横扫沿海地区.地震发生后,宫城县、福岛县的数所核电站自动关闭。虽然核裂变被终止，但核反应堆还需要数天的冷却才可以完全关闭。而随后而来的海啸损坏了福岛核电站冷却系统的紧急供电系统，导致反应堆冷却系统失效。当地时间3月12日下午15时36分左右，福岛第一核电站1号机组发生爆炸，4人受伤，反应堆燃料可能发生熔化，官方要求方圆10公里范围内的居民紧急疏散，晚些时候将范围扩大到20公里。当地时间3月14日上午11时左右3号机组发生爆炸。当地时间3月15日晨6时10分左右，2号机组发生爆炸。当地时间3月15日11时左右3号机组再次发生爆炸，4号机组起火，造成大量辐射物泄露。日本福岛核电站概况日本福岛基地有两个核电站，共10台机组。第一核电站有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-31970460MWGeneralElectric2号机BWR-41974784MWGeneralElectric3号机BWR-41976784MWToshiba4号机BWR-41978784MWHitachi5号机BWR-41978784MWToshiba6号机BWR-519791100MWGeneralElectric第二核电站有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-519821100MWToshiba2号机BWR-519841100MWHitachi3号机BWR-519851100MWToshiba4号机BWR-519871100MWHitachi沸水堆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。沸水堆系统：（1）双层安全壳，内层（primarycontainment）是钢衬安全壳，外层（secondarycontainment）是混凝土安全壳。（2）全厂断电时，压力容器内高压蒸汽通过主蒸汽管线的安全阀（safetyvalve）释放到安全壳内的抑压水池（suppressionpool）。（3）全厂断电时，非能动隔离冷凝系统（isolationcondenser）可以排除部分衰变热，但按设计能力不足以冷却堆芯。和压水堆相比，沸水堆特点：1、控制棒从堆芯下方插入由于堆芯上方有汽水分离器，而且上部是蒸汽为主，中子慢化不充分。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加，对控制棒驱动机构的可靠性要求更高。控制棒在正常运行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。2、沸水堆的反应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，会对反应堆将来的运行带来很大的影响，说严重点，注入硼水，反应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。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，反应堆可能以后就不能再用了，但是能够比清水更好的降温，还能保证停堆裕度。3、沸水堆正常工作于沸腾状态沸水堆当然是沸腾态，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。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。而如果前三级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。它有一个容积约4000m³的水箱，相当于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，几乎相当于直接排放到大气中。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。同时由于蒸汽压力能够比压水堆高，所以热效率也更高。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。所以压水堆运行时进安全壳等于他杀，沸水堆运行时进汽轮机厂房等于自杀。事故发生和恶化的过程1、2011年3月11日下午，地震发生，控制棒上插，反应堆安全停堆。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。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，还有蓄电池，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贡献的。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。而且操作员也确实是这样做的。因此，3月12日，日本政府承认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经有损坏的了。6、悲剧的是，12日早，菅直人要来视察。如果卸压，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，卸压的事由于此次视察暂时中断。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，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单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，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。反应堆压力容器，依然完好。稍外圈压力型的为干井，也叫primarycontainment，在爆炸后也依然完整，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，反应堆的冷却问题仍没有解决。爆炸后，利用消防水泵，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，一号机组能够稳定下来。虽然卸压工作可能还要进行，也就是说还是要向外界排放含有碘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，二号机组堆芯已经全部露出水面，进入干烧状态。核事故后的监测核电厂发生事故时，可能向环境释放大量放射性物质，这些放射性物质通过两种途径使人员受照，一种是放射性烟羽或其沉降物的γ、β辐射所致全身外照射，以及吸入烟羽中放射性物质产生内照射—即烟羽照射途径；一种是摄入被放射性物质污染的食物和水引起内照射—即食入照射途径。因此，发生事故后要对周围环境的放射性进行检测，以便采取有效的措施防止事故的严重化。辐射监测的目的在于迅速了解污染程度与范围以及人员受照剂量大小，是提供采取应急防护措施和医学急救的重要依据。本文对核突发事故中辐射监测对象、内容与方法作一叙述。一、监测对象核突发事故发生时，大量放射性物质向大气中释放，由于突发事故源项和途径多种性，一般将核突发事故全过程分三个阶段，即早期、中期和后期，这种划分对于确定监测手段，制定应急计划采取相应防护措施都有现实意义。因为各阶段特点、主要辐射来源以及照射途径各不相同，所采取措施也不相同。主要照射来源和途径如表1所列。一般来说，事故早期，主要是烟羽外照射和吸入烟羽中放射性核素的内照射；事故中期是地面沉淀的放射性核素外照射以及摄入污染食品和水引起的内照射；事故后期是摄入污染食品和水引起的内照射。表1核突发事故对各阶段主要照射来源和途径途径来源事故阶段外照射核设施本身早期烟羽中放射性物质早期中期沉积于衣服、体表上放射性物质早期中期沉积于地面放射性物质早期后期内照射吸入烟羽中放射性物质早期中期吸入再悬浮放射性物质中期后期食入放射性物质污染的食物和水中期后期二、监测项目核突发事故使大量放射性物质持续释放，在此期间根据烟羽照射应急区、食入照射应急区内公众成员和应急工作人员应采取防护措施要求，其监测项目如表2所列：表2核事故不同时期主要监测项目项目事故前事故发生后早期中期后期场外固定监测固定点γ外照射连续监测用于监测异常释放固定点γ外照射连续监测：用于提供事故释放连续变化情况烟羽照射途径监测1.γ外照射量率测量2.放射性碘和气溶胶测量食入照射途径监测奶、水和农作物等采样测量其放射性活度和核素分析恢复期测量1.γ外照射量率及其分布测量2.食品和环境样品放射性活度测量及分布3.表面放射性污染测量应急工作人员受照监测1.γ外照射累积剂量测量2.甲状腺累积剂量测量3.人体与防护服表面污染测量4.体内污染测量三、场外环境辐射监测核突发事故大量放射性物质释放在较大范围内，产生裂变产物沉降，因此对沉降的性质和程度要做出较为准确和快速估测。放射性危害主要有两类，一是外照射，直接定量地反映这种危害大小的物理量是外照射水平，辐射监测是在离地面1m处，剂量当量率的测定；二是潜在的内照射，途径是呼吸、进食，相应监测对象是空气和食物（含食物原料和水），反映其危害大小是核素种类及其活度（Bq/kg）。（一）早期应急监测事故早期场外应急监测主要任务是尽可能多地提供有关放射性释放资料数据及初步监测结果。例如：烟羽方向、高度、放射性水平、核素成份以及地面辐射水平、空气中放射性浓度等方面数据资料。1.测量源项核突发事故大气释放途径中，关键核素就是放射性碘，其中131I是主要成份，131I释放量是评价事故等级及后果的重要依据。地面γ照射量测量，它与放射性沉积物有关，对食入照射途径评价具有一定价值。2.监测方法与要求(1)环境辐射监测网络系统核设施运营单位为了加强核设施正常运行和事故状态的监测应设有完整环境辐射连续监测系统。该系统可由若干子系统组成，例：辐射监测站系统、气象站系统、中央处理机系统、废液监测系统等。其中辐射监测站包括γ辐射监测站系统与空气放射性取样监测系统。γ辐射连续监测系统对核电站正常运行和事故运行状态下环境γ剂量率进行连续监测，该系统主要由各监测站γ剂量率仪（GBS）、无线电通讯设施构成。γ辐射剂量率仪（GBS）由一个半导体探测器和一个微处理器MPU以及相应配件组成，探测信息和运行参数在显示器上直接读出。如：测量日期、时间、站号、瞬间剂量率、累积剂量、报警阈值、测量单位、运行状态及故障诊断信息。空气放射性取样监测系统，气体采样泵可24h连续运行，能自动或人工定时更换滤膜，然后再对样品进行测量和核素γ谱分析。(2)事故释放监测—多功能快速监测系统核突发事故发生后，要尽快查明烟羽放射性强度以及地面污染分布情况，建立一个快速多功能放射性环境监测系统，它应由探