能源與環(huán)境概論 教學課件 ppt 作者 李潤東 可欣 主編第五章 核能

1、第五章 核能,目錄,5.1 核能及發(fā)電原理5.2 核能的開發(fā)與利用5.3 核電的發(fā)展5.4 核電站的安全性5.5 核輻射及其防護5.6 核廢料處理,中國第一顆氫彈爆炸成功騰起的蘑菇云→,核能：利用核裂變和核聚變反應釋放出能量的原理，開發(fā)出能源或動力裝置和核武器。 主要應用有：電站、核潛艇、原子彈、氫彈和中子彈,5.1 核能及發(fā)電原理,1 原子核(Nucleus)的構成,原子核包含兩種粒子：中子(Neutron

2、)與質子(Proton)中子與質子的質量相近，約為電子質量的1840倍。,2 中子、質子、電子的質量,它們質量很小，通常以“原子質量單位”u表示1u = 1.66?10-27 kg1me = 9.109?10-31 kg = 0.00055 u1mp = 1.67262?10-27 kg = 1.00730 u1mn = 1.67493?10-27 kg = 1.00869 u,3 原子核的結合能：實驗發(fā)現(xiàn)，任何原子核的質量虧

3、損總是大于零，表明由自由核子結合成原子核時，有能量釋放出來。,氦原子核（ 4He）由2個質子 + 2個中子構成 2個質子質量 + 2 個中子質量 =﹖原子核 4He 的質量 2 x 1.007276 + 2 x 1.008665 - 4.002603 ΔM (4He) = 4.031882 - 4.002603 = - 0.029279 u,4 核能何來,核能的來源的兩個途徑可以獲得能量：重核裂變，即一個

4、重核可裂變?yōu)閮蓚€中等質量的核，從而獲得原子能。輕核聚變。當兩個或兩個以上的較輕原子核，在極高的溫度和極大的壓力下非常靠近時，它們聚合在一起而形成一個較重的新原子核，同時釋放出巨大的能。,5 重核裂變與輕核聚變,核裂變：被中子擊中時，大原子核分裂成數(shù)個小原子核，這個過程會釋放能量。,核聚變：數(shù)個小原子核結合并釋放能量。,原子核平均結合能(比結合能 )曲線,1 各原子核中，每個 核子的平均結合能 隨質量數(shù)而變化 6-

5、9 MeV2 中等重量的原子核 的比結合能較大,釋放能量途徑: 1）重核裂變 2）輕核聚合成原子核,,,重核裂變,輕核聚合,252Cf α自發(fā)裂變,中子引起 235U 裂變,H 原子核聚合 H 的燃燒,太陽能,釋放能量舉例,5.2 核能的開發(fā)與利用,5.2.1 核能的開發(fā)1、裂變的機制2、鏈式反應3、聚變反應的實現(xiàn),1 裂變的機制——中子擾動克服強相互作用,2 鏈式反應,鏈式反應,裂變堆的發(fā)展歷史1938年，德

6、國化學家哈恩和斯特拉斯曼發(fā)現(xiàn)U原子的裂變現(xiàn)象，而且一個U原子裂變放出的能量（200Mev）比一個C原子氧化放出的能量（4.1ev）大5 107倍，如此巨大的能量如何利用呢？1942年12月，意大利物理學家費米等在美國芝加哥大學建造了世界第一座人工裂變反應堆。美國又利用U-238轉化成Pu-239原子彈裝料，制造了钚原子彈，又利用反應堆作動力建造了核潛艇。20世紀40-50年代，裂變反應堆主要用于軍事目的。50年代中期，世界上大量建

7、造研究堆，同時用以發(fā)電。60年代中期起，許多國家大力發(fā)展核電站或核動力。,裂變反應堆,費米研制的第一座裂變堆,裂變反應堆的組成     反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現(xiàn)核能—熱能轉換的裝置。 核反應堆是核電廠的心臟，核裂變鏈式反應在其中進行。     反應堆由堆芯、冷卻系統(tǒng)、慢化系統(tǒng)、反射層、控制與保護系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)

8、測系統(tǒng)等組成。,堆芯中的燃料：反應堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂變材料。,燃料包殼：為了防止裂變產(chǎn)物逸出，一般燃料都需用包殼包起來，包殼材料有鋁、鋯合金和不銹鋼等。     控制與保護系統(tǒng)中的控制棒和安全棒：為了控制鏈式反應的速率在一個預定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，稱之為控制棒和安全棒。控制棒用來補償燃料消耗和調(diào)節(jié)反應速率；安全棒用來快速停止鏈式反應。吸收體材料一般是硼、碳化硼

9、、鎘、銀銦鎘等。,冷卻系統(tǒng)中的冷卻劑：為了將裂變的熱導出來，反應堆必須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態(tài)金屬鈉等。,慢化系統(tǒng)中的慢化劑：由于慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。  反射層：反射層設在活性區(qū)四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。它能把活性區(qū)內(nèi)逃出的中子反射回去，減少中子

10、的泄漏量。 屏蔽系統(tǒng)：反應堆周圍設屏蔽層，減弱中子及γ劑量。     輻射監(jiān)測系統(tǒng)：該系統(tǒng)能監(jiān)測并及早發(fā)現(xiàn)放射性泄漏情況。,反應堆的結構形式和分類      反應堆的結構形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆。 目前世界上有大小反應堆上千座，其分類也是多種多樣。

11、 按能譜分有：由熱能中子和快速中子引起裂變的熱堆和快堆； 按冷卻劑分有：輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。 按用途分有：（1）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學、生物學、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；（2）生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變的材料鈾-233、钚-239；（3）動力堆，利用核裂變所產(chǎn)生的熱能廣泛用于艦船的推進動力和核能發(fā)電。,3 聚變反應——高溫高壓克服

12、電磁排斥,氘和氚發(fā)生聚變后，2個原子核結合成1個氦原子核，并放出1個中子和0.176億電子伏特能量。,太陽上的核聚變反應,5.2 核能的開發(fā)與利用,5.2.2 核能的利用1、 原子彈與氫彈2、 核電站3、 可控核聚變,1原子彈與氫彈——核能的直接體驗,原子彈：它是最早研制出的核武器，它是利用原子核裂變反應所放出的巨大能量，通過光輻射、沖擊波、早期核輻射、放射性沾染和電磁脈沖起到殺傷破壞作用。氫彈：又稱熱核聚變武器，它是利用氫

13、的同位素氘、氚等輕原子核的裂變反應，產(chǎn)生強烈爆炸的核武器。其殺傷機理與原子彈基本相同，但威力比原子彈大幾十甚至上千倍。,原子彈,它是最早研制出的核武器，它是利用原子核裂變反應所放出的巨大能量，通過光輻射、沖擊波、早期核輻射、放射性沾染和電磁脈沖起到殺傷破壞作用。,又稱熱核聚變武器，它是利用氫的同位素氘、氚等輕原子核的聚變反應，產(chǎn)生強烈爆炸的核武器。其殺傷機理與原子彈基本相同，但威力比原子彈大幾十甚至上千倍。,氫彈,2核電站—可控裂變反應

14、——核裂變能的利用,核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產(chǎn)生的熱能來發(fā)電或發(fā)電兼供熱的動力設施 反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。核電站一般分為兩部分：1、利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的核島（包括反應堆裝置和一回路系統(tǒng)）2、利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島（包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)）。,（1）核電站工作原理 核電廠用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應堆”的設備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱

15、能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發(fā)電機一起旋轉，電就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。,1 反應堆：將核能轉變?yōu)闊崮埽ǜ邷馗邏核? 蒸汽發(fā)生器：將一回路高溫高壓水中的熱量 傳 遞給二回路的水，使其變?yōu)轱柡驼羝? 汽輪機：將飽和蒸汽的熱能轉變?yōu)楦咚傩D的機械能；4 發(fā)電機：將汽輪機傳來的機械能轉變?yōu)殡娔堋?能量轉換“四步曲”,（2）核電站反應堆類型,a、壓水堆b、沸水堆c、重水堆

16、,目前世界各地的核能發(fā)電反應堆約有440個，總裝機容量約353,000兆瓦或353千兆瓦。用作商業(yè)運行的反應堆主要包括 :,a 壓水堆核電站,以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回路等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。,1、慢化劑和

17、冷卻劑均為普通水。2、冷卻水通過堆芯，被加熱后，成為300℃、15MPa以上的高溫高壓水。,控制棒,壓力容器,堆芯,,,,,,特點：,壓水堆核電站基本工作原理,核島,常規(guī)島,常規(guī)島,1、構成及工作過程,核 島,2、一回路系統(tǒng)設備的作用,蒸發(fā)器,穩(wěn)壓器,泵,壓水堆核電站特點,（1）系統(tǒng)分為一、二回路，中間設置蒸發(fā)器,（3）系統(tǒng)結構復雜，但檢修相對簡單,（2）二回路蒸汽沒有放射性，汽輪機不需要屏蔽。,b、沸水堆,控制棒,堆芯,汽水分

18、離器,干燥器,,,,,特點：1、慢化劑和冷卻劑均為普通水。2、 冷卻水通過堆芯，被加熱后，成為285℃、7MPa的飽和蒸汽。,,,常規(guī)島,核 島,(1)構成及工作過程,(2)、特點：,（a）無一、二回路之分，不需要蒸汽發(fā)生器,（c）系統(tǒng)結構簡單，但設計、檢修復雜,（b）蒸汽帶有放射性，汽輪機需要屏蔽,c、重水堆,反應堆容器,壓力管,慢化劑,冷卻劑,裝卸料機,,,,,,特點：1) 核燃料：天然鈾2) 冷卻劑和慢化劑均為重水。

19、3) 重水通過壓力管，冷卻燃料，被加熱成300℃、9MPa以上的高溫高壓水。,(1)構成及工作過程,優(yōu)點：1、利用天然鈾為燃料，提高鈾資源的利用率；2、可以實現(xiàn)不停堆裝卸核連續(xù)換料；缺點：1、體積比輕水堆大，建造費用高；2、重水昂貴，發(fā)電成本也比較高。,(2)重水堆核電站特點,核燃料：钚—239， 冷卻劑：液態(tài)金屬鈉 不需要慢化劑。 裂變反應： 先鈾-238——钚-239，后由快中子轟擊钚-239發(fā)生裂

20、變反應。,極大地提高鈾的利用率,快中子增值反應堆—未來核電站,工作過程： 在“快堆”內(nèi)由于核裂變反應而產(chǎn)生的熱量，由液態(tài)金屬鈉帶出來并進入中間熱交換器，帶有熱量的液態(tài)鈉再由中間回路進入蒸汽發(fā)生器，使蒸器發(fā)生器內(nèi)的水沸騰并汽化，由蒸汽來驅動汽輪發(fā)電機組進行發(fā)電。,快中子堆與熱中子堆比較,熱中子反應堆，中子需要慢化；而快中子堆，中子不需要慢化在熱中子反應堆內(nèi)，發(fā)電時，核燃料越燒越少?？熘凶臃磻褍?nèi)，而钚—239發(fā)生裂變時放出來的快中

21、子會被裝在反應區(qū)周圍的鈾－238吸收，又變成钚—239。這就是說，在堆中一邊消耗钚—239，又一邊使鈾－238轉變成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料越燒變多?！翱於选焙穗娬镜膽茫瑸榻鉀Q“熱堆”核電站的遺留問題（產(chǎn)生大量貧鈾）找到了切實可行的途徑。由于“快堆”核電站能“增殖”核燃料，所以發(fā)電成本低?！翱於选辈粌H把鈾資源的利用率增大了幾十倍，而且也使鈾資源本省擴大了幾百倍。,1、世界核電站概況（截

22、止2002年底）,（1）擁有核電站的國家數(shù)：,32個,（2）建成并運行的反應堆：,442座,（3）總裝機容量：,356 746MW,（4）核電占總裝機容量比：,17%,（5）在建核反應堆數(shù)：,35座,（6）在建機組裝機容量：,27 743MW,5.3 核電的發(fā)展,2、世界各國核電占總發(fā)電量的份額（2002年底）,3、核電技術發(fā)展方向 核電向更安全方向發(fā)展（第三代壓水堆核電站） 核電向鈾資源高利用方向發(fā)展（快中子堆核電站） 核

23、電向產(chǎn)生取之不盡、用之不竭能量方向發(fā)展（核聚變核電站）,4 我國核電發(fā)展,中國現(xiàn)有的核電站包括：秦山核電站（運營中） 大亞灣核電站（運營中） 嶺澳核電站（運營中） 田灣核電站（建設中） 三門核電站（建設中）,大亞灣核電站,廣東省深圳市龍崗區(qū)大鵬鎮(zhèn)大坑村,大亞灣核電站：2×98.4萬KW,大亞灣核電站是我國大陸第一座大型商用核電站，擁有兩臺98.4萬千瓦的壓水堆核電機組，1982年12月國務院批準建設，1985年1

24、月成立廣東核電合營有限公司，1987年8月主體工程開工，1994年5月全面建成投入商業(yè)運行，到2005年已成功實現(xiàn)安全運行11周年。,嶺澳I期核電站,廣東省深圳市龍崗區(qū)大鵬鎮(zhèn)嶺澳村,嶺澳核電站：2×99萬KW,嶺澳核電站一期是中國廣東核電集團按照國務院確定的“以核養(yǎng)核，滾動發(fā)展”方針，繼大亞灣核電站投產(chǎn)后，在廣東地區(qū)興建的第二座大型商用核電站，是國家“九五”期間批準建設的我國最大能源項目之一。,嶺澳核電站一期擁有兩臺裝機容量

25、為99萬千瓦的壓水堆核電機組，主體工程1997年5月開工，2003年1月建成投入商業(yè)運行，2004年7月16日通過國家竣工驗收。,秦山I期核電站,浙江省嘉興市海鹽縣秦山鎮(zhèn),秦山核電站位于東海之濱美麗富饒的杭州灣畔，是中國第一座依靠自己的力量設計、建造和運營管理的30萬千瓦壓水堆核電站。1985年3月澆灌第一罐核島底板混凝土，1991年12月首次并網(wǎng)發(fā)電，1994年4月投入商業(yè)運行，1995年7月通過國家驗收。它的建成投產(chǎn)結束了祖國大陸

26、無核電的歷史，是我國和平利用核能的光輝典范，同時也使我國成為繼美、英、法、前蘇聯(lián)、加拿大、瑞典之后世界上第七個能夠自行設計、建造核電站的國家。,(1) 秦山一期：1×30萬KW,秦山II期核電站,浙江省嘉興市海鹽縣武原鎮(zhèn)楊柳山,(2) 秦山二期：2×60萬KW,秦山核電二期工程，是建設我國自主設計、自主建造、自主管理、自主運營的首座2× 60萬千瓦商用壓水堆核電站，由中國核工業(yè)集團公司、國家電力公司華

27、東公司、浙江電力開發(fā)公司、申能（集團）有限公司、江蘇投資管理有限責任公司、安徽能源集團有限公司共同出資興建，工程總投資為148億元人民幣。核電站的設計壽命為40年。主體工程于1996年6月2日開工，經(jīng)過近6年的建設，第一臺機組于2002年4月15日比計劃提前47天投入商業(yè)運行。,秦山III期核電站,CANDU型重水壓水堆由加拿大原子能源有限公司(AECL Atomic Energy of Canada Limited)投資設計建造并經(jīng)

28、營，運行20年后產(chǎn)權和管理歸屬中國。,秦山三期重水堆核電站,秦山三期：2×72.8萬KW,秦山核電三期工程是國家“九五”重點工程，是中國和加拿大兩國政府迄今為止合作建設的最大項目，也是我國首座商用重水堆核電站工程。 秦山核電三期工程采用加拿大成熟的坎杜6型商用核電技術，由加拿大原子能有限公司（AECL）總承包，總裝機容量為2×72.8萬千瓦，設計壽命40年，平均設計年容量因子85%，參考電廠為韓國

29、月城核電站3號、4號機組，項目總投資28.80億美元。,三門核電站,浙江省嘉興市海鹽縣秦山鎮(zhèn)螳螂山,電站總占地面積740萬平方米，可分別安裝6臺125萬千瓦核電機組。全面建成后，裝機總容量將達到750萬千瓦以上，一期工程總投資250億元，將首先建設兩臺目前國內(nèi)最先進的100萬千瓦級壓水堆技術機組。三門核電站最快將在2014年前后發(fā)揮作用。 工程引進美國西屋開發(fā)的第三代壓水堆（AP1000）技術，采用了“非能動”安全系統(tǒng)。這

30、種先進的非能動壓水堆在保證安全、可靠和高質量運行的同時，可確保提供安全、清潔和經(jīng)濟的能源。,三門核電站：6×125萬KW,田灣核電站,江蘇省連云港市連云區(qū)高公島鄉(xiāng)田灣,田灣核電站：2×100萬KW,田灣核電站工程是依據(jù)中俄兩國政府協(xié)議,在核能領域進行的高科技合作項目,是列入我國"九五"計劃的重點工程之一。廠址位于江蘇省連云港市連云區(qū)田灣，廠區(qū)按4臺百萬千瓦級核電機組規(guī)劃，并留有再建2至4臺的余地

31、。一期建設2臺單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，設計壽命40年，年平均負荷因子不低于80％，年發(fā)電量為140億千瓦時。單臺機組的建設工期為62個月, 分別于2004年和2005年建成投產(chǎn)。,核能優(yōu)點,減少依賴化石燃料 。生產(chǎn)巨大能量 。只需小量原料 。鈾礦蘊藏量足夠長期使用。 運作成本較低（約為火力發(fā)電三分之一）。 生產(chǎn)電力時不會造成空氣污染。,核能的缺點——呼喚人類技術進步,如果核能發(fā)電廠發(fā)生爆炸就會

32、放出大量的輻射。,切爾諾貝利核電站大爆炸已有近萬人死亡，十萬人受到核輻射傷害，造成直接經(jīng)濟損失數(shù)十億美元，間接經(jīng)濟損失數(shù)千億美元，后患將影響一百年以上。有專家認為，蘇聯(lián)境內(nèi)將有兩萬五千人死于核污染引起的癌癥。,核廢料的處理不當將造成輻射污染,5.4 核電站的安全性,以我國的秦山核電站為例，秦山核電站是壓水堆式的，用高壓含硼水作為慢化劑和冷卻劑，高壓水通過堆芯加熱后仍是高壓水，通過蒸汽發(fā)生器交換熱量，產(chǎn)生蒸汽用來發(fā)電。所使用的核燃燒

33、是低濃度的二氧化鈾（濃度為2.4%-3%）。這是國際上應用最廣泛、安全性最好的一種堆型。,,,秦山核電站設有三道安全屏障：第一道屏障——燃料包殼,核燃料芯塊是被疊裝在鋯合金管中，管子被密封起來，組成燃料元件棒，鋯管可把裂變產(chǎn)生的放射物質密封在里面。,第二道屏障——壓力殼,在鋯管外面有一壓力殼，厚度為175毫米，萬一鋯管燃料殼密封被破壞，放射性物質只會泄漏到高壓含硼水中，不會再擴散。,第三道屏障——安全殼,安全殼是一個頂部為球形的圓柱形

34、預應力鋼筋混凝土建筑物，內(nèi)徑約36米，外徑38米，高62.5米，壁厚1米，內(nèi)襯一層6毫米厚鋼板，一旦前兩屏障失去作用，安全殼能可靠地把放射性物質包含在里面。,3 受控核聚變,氫彈是利用核聚變制成，但它的能量是一下子釋放。要和平利用核聚變能，就要使熱核反應的能量有控制地釋放。在1億度高溫下，氘、氚燃料是“高溫等離子體”，任何容器都無法承受此高溫，因此要有辦法盛裝和約束等離子體。有兩種途徑：磁約束和慣性約束,一 磁約束： 用強磁場將低密

35、度的氘、氚核長時間約束在預先充滿等離子體的空間中，將等離子體與容器隔離，熱能也就很好地保存在等離子體中。,托卡馬克裝置,托卡馬克(Tokamak)是一種利用磁約束來實現(xiàn)受控核聚變的環(huán)性容器。它的名字 Tokamak 來源于環(huán)形(toroidal)、真空室(kamera)、磁(magnit)、線圈(kotushka)。最初是由蘇聯(lián)的阿齊莫維齊等人在20世紀50年代發(fā)明的。托卡馬克的中央是一個環(huán)形的真空室，外面纏繞著線圈。在通電的時候托卡

36、馬克的內(nèi)部會產(chǎn)生巨大的螺旋型磁場，將其中的等離子體加熱到很高的溫度，以達到核聚變的目的。,托卡馬克裝置,Tokamak Fusion Test Reactor, 1989, USA,中國的托卡馬克裝置,中國的超導托卡馬克 EAST，Experimental Advanced Superconducting Tokamak)--中國的人造太陽——實驗室研發(fā)階段,二 慣性約束： 用燃料自身的慣性，在極短的時間內(nèi)（如10

37、-10s）使某一氘氚混合的小球迅速升溫升壓，使其發(fā)生微型爆炸式的聚合反應。,人們正在探索激光引發(fā)核聚變反應。激光能量高度集中，將激光束聚集在聚變物質的表面，使物質變成等離子體，并使其溫度上升到產(chǎn)生熱核反應的溫度。在激光脈沖持續(xù)的約10-9s的時間內(nèi)，熱能來不及從加熱物質散開，就不必采用約束的方法。,可控核聚變的研究現(xiàn)狀與前景,中國、日本、韓國、俄羅斯、美國和歐盟6大ITER成員國2005年6月28日在莫斯科敲定法國的卡達拉舍（Cadal

38、ache）為可控核聚變反應堆建設地，這一為期30年、共計投資將超過100億歐元的國際超大型科學合作項目很快就將正式啟動。,5.5 核輻射及其防護——三種射線 ?、 ?和?,1899年盧瑟福（E.Rutherford）發(fā)現(xiàn)了?、 ?射線1900年法國維拉爾發(fā)現(xiàn)了?射線盧瑟福是這三類輻射術語的命名者。?射線是帶兩個正電荷的氦核流；?射線是帶是帶負電的電子流；?射線是電中性的電磁輻射（高能光子流）。,三種射線在電場中的偏轉,對這三種

39、射線，用它們在垂直于運動方向的電場（或磁場）中的軌跡即可區(qū)分。,三種射線穿透性比較,放射性活度和電離輻射劑量,1、放射性活度一定量的放射性核素在單位時間內(nèi)的衰變數(shù)單位：1貝克勒爾（Bq）=1次衰變/秒 1居里（Ci）= 3.7?1010 Bq放射性活度只取決于放射源的性質2、電離輻射與輻射劑量 電離輻射： ?、?與?射線可以直接或間接引起物質電離,放射性活度和電離輻射劑量,3、電離輻射的照射劑量單位

40、電離輻射劑量描述放射性射線與物質的相互作用后使物質發(fā)生電離能力的大小。單位：1倫琴（R）= 2.58?104 庫侖/千克4、吸收劑量及單位吸收劑量：單位質量的被照射物吸收輻照能量的能力單位：1戈瑞（Gray）=1焦耳/千克,放射性活度和電離輻射劑量,輻射劑量當量和有效劑量當量：描述生物組織對輻射吸收劑量所產(chǎn)生的效應單位：1希沃特（Sv）=1焦耳/千克常用單位：毫希（mSv） 1Sv=1000mSv常用

41、單位：雷姆（rem） 1Sv=100rem,日常生活中接觸到的輻射劑量,國家規(guī)定安全劑量　　 5 mSv／年 北京地區(qū)天然本底　　 2 mSv／年 吃食物　　　　 0.2 mSv／年 磚制房屋　　　　　 0.4 mSv／年 乘飛機　　 0.01 mSv／小時,日常生活中接觸到的輻射劑量,胸部透視　　　　 大于0.1 mSv／次 消化道造影　　　大于13.7 mSv／次吸煙20

42、支／天　　　　 1 mSv／年門診透視　 大于0.3 mSv／次 泥土、空氣　　　　 0.5 mSv／年,內(nèi)照射防護,開放性放射源可能通過口、呼吸道、皮膚傷口進入人體。內(nèi)照射防護的關鍵是重在預防。內(nèi)照射防護的原則是盡一切可能防止放射性核素進入體內(nèi)，盡量減少實驗場所及環(huán)境污染，定期進行污染檢查和監(jiān)測，把放射性核素的年攝入量控制在國家規(guī)定的限值以內(nèi)。,按照輻射危害將放射性核素分為極毒性組、高毒組、中毒組和低

43、毒組。根據(jù)等效年用量大小將放射性工作場所分為3級。場所不同制度不同。 圍封：放射性工作必須在指定的區(qū)域進行，避免放射性向環(huán)境擴散。保潔和去污,內(nèi)照射防護的措施,個人防護通過嚴格的環(huán)境監(jiān)測來建立內(nèi)照射監(jiān)測系統(tǒng) 按原則處理放射性廢物 ① 放置衰變 ② 稀釋排放 ③ 濃縮儲存,內(nèi)照射防護的措施,外照射防護的措施,三個基本因素時間距離屏蔽,反平方律,d=50cm,150 mSv/h,0.06 mSv

44、/h,1、距離防護—盡量遠離放射源,限制術者劑量0.05 Gy距離 照射量率 可停留時間 1 ft 12.5 R/hr 24 min2 ft 3.1 R/hr 1.6 hr5 ft 0.5 R/hr 10 hr8 ft 0.2 R/hr

45、 25 hr,在距離防護方面，因為空間某處的輻射劑量率與距放射源距離的平方成反比，所以與放射源的距離越大，該處的劑量率越小。在做放射性操作時，盡可能離放射源遠一點，這就是距離防護。為了實現(xiàn)距離防護，人們借助于機械手、機器人或長柄鉗等來增加人與放射源之間的距離，或者用自動，半自動化方法進行操作，事故中撤離放射性沾染區(qū)等，都屬于距離防護。,1、距離防護—盡量遠離放射源,2 時 間,劑量率 =10mGy/h,X,時間

46、= 總劑量,1 小時 = 10 mGy,2 小時 = 20 mGy,3 屏蔽,材料選?。焊魇┢渎?，最大功效,注:低Z材料——低原子序數(shù)材料,5.6 核廢料處理,1 定義　 核廢料，又稱放射性廢物，是指任何含有放射性核素或被其污染的物質，其中放射性核素的濃度或活度水平超過主管部門確定的豁免值，而且這些物質在可預見的將來無可利用（不包括未處理的乏燃料）?！　》派湫詮U物以其具有較高放射性、放射毒性區(qū)別于其他非放射性有害

47、物質。度量核廢物放射性活度的單位為Bq（貝可；1Bq=1次衰變/s）。,2 核廢料來源,前端 核燃料循環(huán) 后端核廢物來源 1.放射性同位素生產(chǎn)和應用 非核燃料循環(huán) 2.醫(yī)療、科研、教育、工業(yè) 和農(nóng)業(yè)等

48、部門應用放射性物質 3.核設施退役,,,,核燃料循環(huán)可概略地分為前端和后端兩部分。生產(chǎn)出合適于核電廠使用的燃料組件的過程，被稱為核燃料循環(huán)的前端，它包括鈾礦開采、水冶、鈾富集、核燃料元件制造；處理輻照后的核燃料的各種工藝過程和專業(yè)活動，被稱為核燃料循環(huán)的后端或尾端，它包括乏燃料暫存、乏燃料后處理、混合氧化燃料加工和核廢物處置等。核燃料循環(huán)的周期一般較長，例如在

49、我國，在一次通過模式下，至核燃料進入核電廠至少需4a；若乏燃料經(jīng)后處理（回收钚）再進入核電廠，則循環(huán)周期約需12a。,放射性廢物的來源（非核燃料循環(huán)）,核廢物主要來自核燃料循環(huán)，但非核燃料循環(huán)各過程也產(chǎn)生一定數(shù)量核廢物?！?１.放射性同位素生產(chǎn)和應用　　　 在工業(yè)上生產(chǎn)和應用放射性同位素時，將產(chǎn)生一定數(shù)量的低放廢物，在西方國家中，稱這類廢物為工業(yè)放射性廢物，其中含有多量短壽命放射性核素，例如90Mo，131I，13

50、3Xe,125I等，它們的比活度一般小于3.7×103Bq/g；此外，還含有裂變產(chǎn)物90Sr,137Cs,3H等。,2．醫(yī)療、科研、教育、工業(yè)和農(nóng)業(yè)等部門應用放射性物質 在應用放射源、加速器、示蹤同位素、小型研究鈾礦石標本等，將產(chǎn)生低放固體、液體廢物，含有51Cr，192Ir，35S，125I，32P，14C，90Sr，3H，57Co，99Tc，60Co等放射性核素。 3．核設施退役　 核電廠、乏燃料后處理廠

51、等核設施退役時，產(chǎn)生大量低放廢物和少量高放廢物(退役廢物)。其有：①超過使用壽命。②因突發(fā)性事故使核設施無法繼續(xù)正常運行。③己完成預定任務而關閉；④因設計出現(xiàn)問題、設備發(fā)生故障、或政府的政策、計劃改變等導致核設施關閉?！　⊥艘蹚U物特點：①絕大部分為低放固體廢物；②數(shù)量多，體積大，組成復雜，③污染較牢固，某些物質原來本無放射性，后經(jīng)輻射活化轉變?yōu)榉派湫晕镔|。,放射性廢物的來源（非核燃料循環(huán)）,3 放射性廢氣的凈化、濃縮,放射性廢氣的凈化

52、處理是指將廢氣有控制地排入大氣之前，從中分離或除去放射性組分、化學污染物的過程。凈化處理的優(yōu)劣用放射性核素的去除率表征，其表示氣、液相中被除去的放射性核素量占原總量的百分比，該值越接近100%，表示凈化效果越好?！　　“磥碓床煌蓪⒎派湫詮U氣分為工藝廢氣和排風廢氣兩類。工藝廢氣是由核設施工藝裝置（例如反應堆機械真空泵、穩(wěn)壓器、冷卻劑、流水箱、減壓箱、容積控制箱、蒸氣發(fā)生器、脫氣塔、空氣噴射器、主冷凝器、暫存箱等)中排出的放射性廢氣，

53、核燃料制造廠產(chǎn)生的高濃度粉塵廢氣，以及后處理廠產(chǎn)生的乏燃料元件溶解廢氣等，排風廢氣主要指核設施中由工作場地通風排出的放射性廢氣。,放射性廢氣中的主要成分為惰性氣體(Kr 、Xe的同位素)、活化氣體(13N，16N，17N，19O，18F，37Ar，41Ar)、放射性碘(單質、有機和無機碘)、固體微粒和氚。廢氣中的有害組分主要為氣態(tài)裂變產(chǎn)物和放射性氣溶膠。絕大多數(shù)放射性氣態(tài)裂變產(chǎn)物的半衰期小于1d；半衰期大于1d的放射性核素主要有3H，8

54、5Sr，85Kr，139I，133Xe等。放射性氣溶膠是含有放射性核素的固體、液體微小顆粒在空氣或其他氣體中形成的一種分散系。,3 放射性廢氣的凈化、濃縮,⑴加壓貯存衰變 凈化放射性廢氣的貯存衰變法，是將廢氣(主要是工藝廢氣)壓縮注入衰變箱中貯存60～100 d，使廢氣中的短壽命核素基本衰變完，然后將凈化氣體排入大氣中。 ⑵吸附 吸附法是廣泛應用于放射性廢氣凈化的工藝技術，例如在核電廠采用活性炭吸附、凈化131I，在后

55、處理廠采用滲銀分子篩、滲銀天然絲光沸石吸附、凈化129I等。吸附劑的比表面越大。其對131I、 133Xe 、85Kr等核素的吸附量越大。,3 放射性廢氣的凈化、濃縮,⑶高效過濾 放射性廢氣的高放過濾凈化是用玻璃纖維、合成纖維等材料作過濾介質，濾除廢氣中99.97%以上直徑大于0.3μm的氣溶膠微粒，完全吸附碘蒸氣,從而凈化廢氣。該法主要用于凈化排風廢氣。凈化廢氣還有低溫蒸餾法等。 我國環(huán)境保護部門(1988)推薦采用貯存衰

56、變法、活性炭吸附法去除廢氣中的惰性氣體，采用浸漬活性炭或金屬沸石吸附法除去碘，采用預過濾法和高效過濾法去除放射性微粒。,3 放射性廢氣的凈化、濃縮,4 放射性廢液的凈化、濃縮,濃縮、凈化處理放射性廢液一般采用蒸發(fā)、離子交換、凝聚沉淀、過濾、反滲透等技術，將廢液濃縮減容，對濃縮殘液進而固化、處置等，凈化廢水則被排入天然水體或復用。廢液濃縮處理效果用濃縮系數(shù)表征，其指濃縮前后廢液體積之比(＞1為濃縮、＜1為稀釋)。,⑴ 蒸發(fā),蒸發(fā)濃縮是將

57、待處理廢液送入蒸發(fā)器加熱管中，將工作蒸氣通入加熱管外側空間，對管壁加熱將管中廢液加熱沸騰，使水蒸發(fā)、冷卻、凝結后排放或再處理后排放，蒸發(fā)殘液經(jīng)固化后處置。優(yōu)點是濃縮效果較好，處理效率較高，去污效果較好。適合于處理含鹽中等至高（200~300g/L），成分較復雜，且濃度范圍變化大的廢液；缺點是處理費用高、不適于處理含有結垢，具起沫性、腐蝕件、爆炸性的廢液。 蒸發(fā)處理廢液的蒸發(fā)器種類繁多，有釜式蒸發(fā)器、自然循環(huán)蒸發(fā)器(橫管

58、式，豎管式)、強制循環(huán)蒸發(fā)器、蒸汽壓縮蒸發(fā)器、多效蒸發(fā)等，以自然循環(huán)蒸發(fā)器應用最廣泛。,⑵ 化學沉淀,化學沉淀是將適當化學絮凝劑加進待處理廢液中，經(jīng)攪拌后發(fā)生水解、絮凝，使廢液中的放射性核素發(fā)生共結晶、共沉淀，或被凝聚、膠體吸附后進入沉淀泥漿中，以此達到分離、去污、濃縮廢液的目的。 化學沉淀法操作簡單，費用低廉。減容效果較好(濃縮系數(shù)為80-800，去污效果較差(去污系數(shù)約10-200)，宜處理去污要求不高的大體積低放

59、廢液；對中放廢液，該法一般作為預處理手段與其他處理方法結合使用。,(3) 離子交換,離子交換法是以離子交換劑上的可交換離子與液相中離子間發(fā)生交換的分離方法，即采用離了交換劑從待處理廢液中有選擇地去除(呈離子狀態(tài)的)放射性核素，凈化廢液的一種處理方法。 離子交換劑分為有機和無機兩大類，在有機離子交換劑中應用最廣泛的是離子交換樹脂，其次為磺酸型離子交換樹脂。天然無機離子交換劑有膨潤土、蒙脫石、伊利石、高嶺土等。,離子交換法凈

60、化廢液方式有兩種：間歇式處理法和連續(xù)式處理法。適用于處理含鹽度較低（＜1g／L）、含懸浮固體物質較少(＜4 m g／L)的低、中放廢液。 （1）間歇式處理法：將待處理廢液注入混合接觸池中，并向其中加入一定量離子交換劑；不斷攪拌，以使廢液與離子交換劑充分接觸，然后用重力沉淀、離心分離過慮等方法將兩相分開。 （2）連續(xù)式處理法：將離子交換劑制成離子交換柱，使待處理廢液連續(xù)流經(jīng)該柱（固定式）或將離子交換柱在待處理廢液中來

61、回移動（移動式），從而達到凈化廢液的目的。,(4) 過濾,過濾是用過濾器從待處理廢液中除去沉淀物和懸浮固體顆粒的凈化處理工藝，它只能有限地去除廢液中的放射性核素，故常作為一種輔助性凈化預處理方法使用。常采用的過濾設備有：砂濾池、預涂層壓濾器、微孔元件組合過濾器。除上述方法外，放射性廢液凈化方法還有生化處理法、電滲析法、反滲透法和離心分離法等。對于可燃性有機放射性廢液可藉焚燒濃縮減容。 目前世界各國對低、中放廢液仍主要采用蒸發(fā)法

62、、化學沉淀法和離子交換法濃縮減容。,5 放射性固體廢物的壓縮、焚燒,壓縮和焚燒是目前世界各國對放射性固體廢物減容的重要手段。放射性固體廢物的壓縮、焚燒等減容效果，用減容比(或減容系數(shù))表征，其為處理前后核廢物的體積之比。減容比越大，減容效果越好。,,(1) 壓縮 藉壓縮機械將廢物壓實減容。 壓縮效果用減容比表征。 減容比＝壓縮前廢物體積/壓縮后廢物體積 放射性廢物壓縮處理的減容比一般為2～6，若采用高壓

63、壓縮機，則減容比可達100，甚至將金屬壓縮至其近似理論密度 優(yōu)點：成本較低；幾乎不產(chǎn)生二次廢物； 設備簡單，操作方便，易實現(xiàn)自動化； 缺點：減容效果較焚燒法差，且減容不減重。,(2) 焚燒,焚燒是將可燃性(固體、液體）廢物置于高溫焚燒爐內(nèi)焚燒，產(chǎn)生的惰性熔渣或灰燼(具有比原來高得多的比活度)供進一步固定等。 核廢物焚燒一般可分為干法焚燒和濕法焚燒兩大類．其中干法焚燒工藝的開發(fā)研究最早，應用最廣，

64、處置效率較高，但其尾氣凈化工藝復雜；濕法焚燒工藝尚處于研究開發(fā)階段，其處理效率較低，但易于回收灰燼中的钚和鈾，且尾氣處理工藝較簡單。 干法焚燒爐的爐型繁多，其中最重要的是過量空氣焚燒爐和熱解焚燒爐。干法焚燒爐一般：焚燒系統(tǒng)、凈化系統(tǒng)、控制系統(tǒng)、通風系統(tǒng)。 濕法焚燒工藝可分預處理(監(jiān)測、分類、切割)、酸浸煮、尾氣處理、酸分餾和殘渣處理等流程。該法尤其適用于焚燒α廢物，其減容比最大可達70-80，并可回收

65、廢物中95％以上的Pu，U，因而也適用于處理含钚廢物。,(3) 切割,切割(或切碎)是將大塊固體廢物用切割器械或切碎設備切成斷片的減容工藝，經(jīng)這類處理后，固體廢物的減容比可達3(對于小件)至10(對于大型構件)。 常用的切割器械有等離子火焰切割機、電弧切割機和激光切割機等。切割或切碎處理一般在廢物的焚燒、壓縮處理前進行。,6 放射性廢物的固化,固化是將廢液轉化為固體的過程，該固體被稱為廢物固化體，固化廢液的材料被稱為固

66、化基材(例如玻璃、水泥、瀝青等)。 將廢物轉化成一適當固體形態(tài)，以減少其在貯存、運輸和處理期間由于自然過程而可能造成的放射性核素遷移或彌散，這一過程被稱作核廢物的固定，它一般是指將放射性固體廢物與某些固化基材一起轉化成某種穩(wěn)定、牢固、惰性固體物的過程。在習慣上將放射性廢物的固化和固定統(tǒng)稱為廣義的放射性廢物固化。固化是核廢物處置前最重要的處理措施之一。,固化核廢物的基本要求是：①固化體應具有良好的導熱性、化學穩(wěn)定性、輻射穩(wěn)

67、定性和一定的機械強度；②固化體具有較低的浸出率；③固化體無爆炸性、自燃性．對廢物容器無腐蝕性；④固化過程具有較明顯的減容效果，具較大包容量；⑤固化時應盡量少產(chǎn)生二次廢物；⑥固化工藝流程簡單，能遠距離操作、維修，處理費用較低。 瀝青固化和水泥固化是當代工業(yè)規(guī)模固化低、中放廢液的主要方法，玻璃固化是固化高放廢液的常用工藝；其他固化方法尚處于開發(fā)研究階段。,7 放射性廢物的包裝,放射性廢物包裝是對廢物固化體外加容器、襯料等，使

68、之成為基本處器單元的過程。外加的物件稱為廢物包裝體，這是對廢物處置單元中廢物固化體、廢物容器及其他附加物的總稱。 包括廢物固化體及其外側容器(罐、桶等，又稱為內(nèi)包裝或一次包裝)，廢物容器外的二次包裝容器(又稱外包裝)，套筒，容器內(nèi)的襯料(例如鉛金屬、熱壓銅粉、混凝土、粘土等。 對低、中放廢物的包裝一般較簡單，在許多情況下無二次包裝容器。,(1)包裝體的功用,放射性廢物包裝體的功用主要有：①便于對廢物

69、實施貯存、運輸和處置，因而所有包裝體的重量、體積、形狀和尺寸都應與此相適應，并符合放射性物質安全運輸有關規(guī)定；②是抗震動、抗高壓、安全處置廢物的機械屏障；③保護廢物不受地下水的過早侵蝕，是抵御核素向外遷移的機械、化學屏障；④屏蔽來自廢物的輻射線；⑤傳導衰變熱。,(2) 包裝材料,包裝材料具有：機械強度較大，耐侵蝕、耐輻照，制作成本較低、屏蔽輻射線的性能較好，自重較小，裝載廢物量大等。 常用材料有:①金屬，例如不銹鋼、低碳鋼、鑄鐵、