放射性物质的释放及其危害分析ppt课件

第六章 放射性物质的释放及其危害分析,1,对反应堆释放出的放射性物质的辐射后果作出安全评价一般包括两个方面，即反应堆正常运行条件下和事故条件下能否确保放射性物质的释放量及其辐射后果在有关防护规定的允许水平以下。 在这一章中将按放射性物质从堆内向外逸出的路径，分析放射性物质的释放规律和辐射后果。首先论述堆内放射性物质的来源和产生的数量，随后研究这些放射性物质在事故条件下穿透三道屏障的机理和迁移释放的规律，分析放射性释出物在大气中的扩散规律以及对环境和居民的辐射后果，最后介绍应遵守的辐射防护原则。,2,6.1 基本概念,放射性,放射性是指不稳定核素(放射性核素)经过自发地发射射线而蜕变为其它核素的现象。 放射性衰变主要有(发射氦原子核)、(发射电子)和(发射光子)三种类型。发生或衰变时，放射性原子核蜕变为另一种核素，称为子核。子核也可能是不稳定的，于是形成衰变链，直到形成稳定核素为止。自然界存在238U、235U和232Th三条衰变链，最终形成206Pb、209Pb和208Pb。,3,半衰期,半衰期是放射性核素的特征量，它是放射性强度衰变一半所需的时间。,放射性核素活度,放射性核素的活度是衰变的比率，即每秒钟原子核衰变的数目。,4,活度和半衰期之间的关系为：,5,电离辐射,放射性核衰变产生的粒子、粒子以及中子在穿过物质时，其能量被材料所吸收，结果造成材料的损伤。辐射损伤有三种类型： 将稳定的核素转化为具有放射性的其它核； 从材料结构的正常位置置换原子； 电离，即从物质的原子中分离电子，并在带电离 子轨道中形成离子对。,6,射线是电中性的，不能引起直接电离。然而，当同正在运动的带电粒子发生碰撞时，能产生非直接的电离，而直接电离主要是粒子和粒子引起的。大多数离子对均以这种方式形成，在离子对重新组台时释放热量。燃料元件的发热就是裂变产物经由这一过程实现的。 粒子和粒子的穿透能力很低，容易被相对薄的物质阻挡。粒子在空气中的传播范围仅几厘米，粒子在空气中的传播范围也大约只有几米。而丫射线的穿透力很强，只有用很厚的屏蔽层才雏阻挡。,7,辐射剂量,单位质量的物质所吸收的辐射能称为辐射剂量或吸收剂量。 其单位为戈瑞(Gy)，1Gy等于每千克的物质吸收1焦耳的能量。 早期使用的单位是拉德(Rad)，1Rad=O.01Gy。,8,辐射生物学效应,当生物体受到电离辐射时，细胞组织会受到严重损伤。这种生物学效应可以分为急性(早期)和潜伏(晚期)两种类型。,9,早期效应是生物组织或器官因大量细胞受损而不能发挥正常的功能。对于这类损伤，辐射剂量的最低限值应控制在不导致伤害的水平。当剂量水平低于此最低限值时。细胞的恢复机能能使受损细胞再生。损伤的程度将随辐射剂量的增强而提高。 晚期效应通过改变遗传密码使细胞的行为异常。这种细胞损伤是随机的，但发生的概率随辐射剂量的增大而提高。损伤程度则与辐射剂量无关。辐射的晚期效应包括白血病、其它癌症和各种遗传效应等。,10,6.2 放射性物质的产生,6.2.1 裂变产物,在重核的裂变过程中，原子核分裂成为两个不同质量、不同电荷数的子核，而且，对于每一次裂变，裂变产物都是不同的。反应堆中的裂变产物包括近40种不同元素中的约200种不同的核素。质量数为85105和130150左右的核素具有较高的份额。多数裂变产物带有放射性，并通过发射粒子和射线而衰变，衰变子核往往也是放射性的。目前有专门的计算机程序用以确定反应堆燃料在运行期间和运行后任意时刻的裂变产物的产量和成分。比铀重的 元素(超铀元素或锕系元素)的产生和转化，在程序中也有描述。,11,对反应堆安全来说，所关心的是裂变产物向环境的释放。对此，裂变产物必须穿透燃料包壳、一回路系统压力边界和反应堆安全壳系统。 释放到环境中的核紊主要是具有高裂变产额、中等半衰期和相应放射性物质特性的气态或易挥发性的物质。其中主要有：惰性气体的同位素，如氪(Kr)和氙(Xe)；易挥发性元素，如碘(I)、铯(Cs)和碲(Te)等。,12,惰性气体,由于惰性气体的化学性质是惰性的并呈气态，要限制它们特别困难。它们不黏附表面，也不被过滤器所吸附。另一方面，它们既不与生物细胞发生反应。也不在人体内积累。 所以，惰性气体对健康的危害主要是由于气载放射性的外照射引起的。较重要的核素是具有长半衰期的85Kr（氪）和133Xe（氙）。,13,碘,碘的同位素发射出高能和射线，这些同位素对浮尘中的放射性物质释放出来而形成的外部剂量贡献很大。同时，碘易于积累在甲状腺内造成该器官的内照射。关键的碘同位素是131I其释放量一直被用作度量事故严重程度的标准。,14,铯(Cs),铯的化学性质与钾相似。铯与碘产生化学反应，将影响释放量和化学成分。通过身体的肌内组织将铯吸收于体内，而在几个月内再分离，这个时间比137Cs的半衰期短。所以体内的137Cs含量很快会与食物中的含量达到平衡。肉和牛奶是137Cs进人人体内的重要途径,15,惰性气体,99Sr（锶）和106Ru（钌）只发射射线，不易测量。元素锶具有挥发性但其氧化物不挥发。钌的情形刚好相反。所以堆内氧化状态对裂变产物释放形态影响很大。Sr进人人体的途径是奶，敏感器官是骨骼，而且排除很慢。儿童受Sr的影响比成人严重。,16,17,6.2.2 锕族元素,锕系元素无裂变产物，但可以从238U开始，通过连续不断的中子俘获形成。锕系元素发射出粒子和低能射线，通常它们不产生任何外部辐照剂量，由于其溶解度低，也不积累于食物中。对健康的主要危害是由于吸入了地而沉积的非悬浮物而引起。由于锕系元素的半衰期较长，如果在严重的反应堆事故情况下释放到环境，能对长期群体剂量产生影响。当裂变产物已经衰变为稳定的核素时。长寿命的锕系元素占据了乏燃料放射性活度的主要部分。 所以，对锕系元素来说，重要的是评价核燃料循环中与废物最终处理有关的长期环境效应。,18,19,6.2.3 活化产物,当反应堆一回路系统中的反应堆冷却剂或结构材料吸收中子时，便形成了活性产物。腐蚀产物能以溶解或悬浮的形式进入到反应堆的冷却剂中，并且当冷却剂流过堆芯时被活化。象裂变产物一样，活化产物的种类较多，其性质差异也较大。一般来说，它们是相对轻的元素不产生放射性子核，其辐射危害比一般裂变产物轻些。,20,21,6.3 事故情况下放射性物质的释放,6.3.1 放射性物质向主回路系统的释放,放射性物质的释放机理,气隙释放,熔化释放,汽化释放,蒸汽爆炸,22,23,裂变产物特性,24,放射性物质主系统内的迁移,在所有事故释放情况下，惰性气体将全部进人安全壳。 在533K以上的温度下，卤素也很少沉积在一回路中，一般按保守估计假定这些元素全部进入安全壳。 对于挥发性的碱金属和碲，情况要复杂些，在气隙释放和熔化释放的开始阶段，壁温小于813K时有部分沉积发生当温度高于813K时，这些凝结元素会再次释放被汽流带出主回路。碱土金属在熔化释放时的沉积行为与碱金属相似，只是在再挥发时要求壁温更高。,25,贵金属和稀土元素的挥发性很低在燃料熔化期间它们就会凝结在主回路内表面，但同时又会形成气溶胶。特别是当有其它元素的蒸汽凝结核存在时，这类裂变产物将附着其上而被蒸发带出。 总之，如果堆芯熔化，大部分裂变产物从熔融燃料中释放出来，而且无论其挥发性大小，多数裂变产物将从主回路释放到安全壳内。,26,6.3.2 放射性物质向安全壳的释放,如果发生堆芯熔化的严重事故时，大部分裂变产物将从熔融的燃料中释放出来。严重事故下若压力容器破裂，堆芯碎片和放射性就会进人安全壳。从放射性分析来说，比较重要的是气溶胶。气溶胶可因堆芯碎片材料的物理破碎而形成，也可因堆芯裂变产物蒸汽的凝结而形成。,根据形成时的机理不同，气溶胶释放可以分成两类。,一类是压力容器失效之 前在壳内形成而随压力 容器失效释出的气溶胶,另一类是压力容器失效 以后在安全壳内生成的 气溶胶,27,气溶胶,气溶胶也是一种变形的堆芯材料，它和堆芯碎片的主要区别在于粒径的不同，因而表现出不同气动力学特性。气溶胶在穿越气体时受气流速度的影响明显，可以在气流中悬浮相当长的时间，堆芯碎片的运动则几乎不受气流影响。通常取气动力学当量直径30m作为碎片与气溶胶的分界，这一界值随气流速度而变化较小。,28,放射性物质由主回路进入安全壳以后，一般是以气体或悬浮的气溶胶形态存在于安全壳空间中。放射性物质从安全壳向环境的释放率取决于安全壳的泄漏率和放射性物质在安全壳大气中的浓度。,放射性物质在安全壳内的迁移,安全壳内的放射性物质一方面由于自然衰减、气溶胶聚合及沉降、安全壳及设备壁面吸附而减少，另一方面靠采取积极的去除措施例如安全壳内气体循环过滤系统和喷淋系统，进一步降低放射性浓度。为了减步向环境排放的放射性，还往往采用多层或多仓室安全壳。,29,数学模型,30,6.4 放射性物质在大气中的扩散,6.4.1 气载物在大气中的稀释扩散,气载物,气体是放射性物质蒸发、升华形成的单分子态。 “气溶胶”一般指固态或液态多分子凝聚物颗粒的气体中的弥散系。我们统称这两种形态为气载物。,31,放射性物质从安全壳释出后。呈气体和气溶胶形态。这些气载物进入大气后，在被风朝下风向输送的同时，将受大气湍流影响，于水平方向和垂直方向迅速地稀释扩散。因此为了估算放射性释出物对居民的辐射后果，首先必须研究气载物在大气中的稀释扩散规律，以计算居民所在处地面空气中的放射性浓度和放射性物质在地而的沉积浓度。,32,定量描述低层大气中各种尺度的旋涡构成的湍流运动规律是很复杂的，目前大气湍流扩散问题仍未很好地模化，在计算反应堆释出物浓度时，通常采用半经验的高斯烟云扩散模型(也就是正态分布模型)来描写气载物在大气中的稀释扩散规律。,33,气载物在大气中的浓度分布正态模型,34,在实际计算气载物在大气中的扩散时，还有以下因素是需要考虑的,建筑对扩散的影响,放射性物质沉降,烟气抬升,35,1.建筑对扩散的影响 气流在通过建筑物时会受到扰动，在建筑物背风面会出现大量旋涡，它将显著增加气流变混能力。这种现象在气象学上称之为建筑物的“尾流效应”。 反应堆正常运行时，气态放射性物质主要通过烟囱比丰厂房并不高很多，排出的气流会受到建筑物尾流效应的影响。事故情况下，气载物由安全壳各种可能通道直接向外泄漏，尾流效应影响更为显著。,36,2烟气抬升 在反应堆事故工况下，在放射性物质释放的同时往往伴随着能量的释放，因此释放出的气体温度要比周围大气温度高。这时释放气体会浮升，这相当于在释放源真实高度h上附加一个高度h，一般称之为烟气抬升。目前采用较多的是柏里格(Briggs)修正公式，它给出了不同能量释放，不同气象条件下的h。,37,3.放射性物质沉降 反应堆排出的放射性气载物，除裂变气体以外，碘和其它裂变产物都可能由下各种原因沉降到地面上，造成地面污染并通过种种途径对居民产生辐射。由于存在沉降，大气中的放射性物质浓度减弱得更快。 放射性物质的沉降有两种：干沉降和湿沉降。,38,是由于重力作用引起颗粒物下沉或是因漏流扩散、分子扩散、静电引力等原因引起粒子与地面接触碰撞所造成的放射性物质向地面的沉积。当粒子直径小于15m时。重力机降的速度远比精流垂直位移速度小，因此这时重力下沉不是主要的。,干沉降,湿沉降,是由于大气的降水过程将粒子洗涤冲至地面造成的地面放射性沉积。,39,6.4.2 大气扩散能力与气象条件的关系,(1)链形 不稳定大气条件。污染物扩散得很快，烟云不规则地向地面垂直及水平方向剧烈散开，在下风向不远的地方就消散了。这多出现在中午前后日射程强和风速较小的时间里，这是因为在这种条件下，地面接受太阳的直接照射，温度升高，暖而轻的空气在下面，空气温度随高度而降低超绝热递减。,40,(2)锥形 中性大气条件。扩散情况比链形差，烟散开的时候象一个圆锥，烟云的轴基本上保持在同一水平，只有小的上下摆动。这多出现在阴天或多云天(白天或晚上)风力较大的条件下。这是因为天空有云，白天太阳的短波辐射部份被云吸收和反射，减少了地面增温；而夜间，云层又反射地面的长波辐射使地面的降温减弱。大风意味着上下混合交换强烈。所发生的空气在垂直方向的运行不是由浮力引起，而是由动力不稳定引起，因而大气温度的垂直分布接近于干绝热递减率。,41,(3)扇形 稳定大气条件。烟体在垂直方向扩散很小。垂直起伏不大。停留在相当薄的一层里，在风的作用下，烟侧向扩散，形成扇形。出现这种大气稳定的条件是在晴朗的夜间，风又很小，由于地表面向外放射长波辐射面没有太阳短波辐射的收人(实际上任何高于绝对温度零度的物体都在连续地辐射)，使得地表面及下层大气温度降低而形成逆温。,42,(4)漫烟形 高层处于稳定状态，而近地层处于不稳定状态或中性。高层逆温象一个盖子，使烟的向上扩散受到抑制，只能向下扩散混合，我们把逆温层底的大气层叫混合层。出现这种情况的原因很多，比较多的原因有二种。一种是夜间形成了逆温，而在早晨日出后受太阳照射地面变暖，低层逆温被破坏而高层逆温仍然存在。另一种是空气从冷的地面流到较暖的地面时，例如从乡村(有逆温时)到城市。在水面(有逆温时)到陆地都会产生这种条件。 在这种大气条件下，如果风速很小，就可能造成地面的严重污染。1952年著名的英国伦教烟雾事件造成大约四千人死亡，就是在这样的大气稳定度持续几天的情况下造成的。,43,(5)屋脊形(或称城堡形) 低层是逆温，高层是不稳定或中性。与漫烟形相反，烟体下缘清晰，很难向下扩散，面上层扩散强。这往往出现在日落时开始出现逆温面上层未形成逆温的时间里。这情况只适用于高烟囱。如果在山洞里建地下核电厂。山顶烟囱高出逆温时也出现这种情况。这是防止地面污染比较理想的扩散条件。,44,45,6.5 放射性释出物的健康效应,放射性释出物对人体的照射在核电厂事故释放下，核电厂附近居民可能受到的主要辐射的途径有以下方面：,(1)放射性烟云的外照射,(4)通过食物链造成的内照射,(3)吸人空气中放射性的内照射,(2)烟云地面沉积放射性的外照射,46,47,6.6 放射性辐射防护原则,辐射防护工作的基本原则和保健限值通常是由国际权威机构提出建议并由国家主管部门制定的。 国际辐射防护委员会(ICRP)、联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)和世界卫生组织(WH0)共同认可的主要三原则为：,661辐射防护基本原则与保健限值,48,(1)辐射事业的正当化原则：除非对社会确有贡献，否则任何涉及辐射照射的活动都是不合适的； (2)防护水平的合理最优化原则：辐射剂量必须同时考虑经济和社会因素做到合理可行尽量低； (3)个人所受剂量的限量原则：个人所受的最高剂量当量不得超过规定限值，并留有一定的余地。,49,根据ICRP最新公布的建议，个人剂量当量的限值推荐值为：,职业工作人员的剂量当量在5年内平均每年不超过 20msv，其中剂量当量最高的一年不得超过50mSv； 居民群体中的个人剂量当量每年不超过lmSv。 以上规定的是全身外照射剂量当量。,50,ICRP还规定了器官的剂量当量，它可以用器官权重因子折合成全身剂量当量(等效剂量当量),51,662合理可行尽量低(ALARA)原则,仅仅满足于将照射量控制在限值以内是不够的，还必须要求辐射剂量合理可行尽量低，这就是所谓(ALARA)原则。此原则是20世纪70年代末由ICRP提出来的。这一原则根据风险定量评价技术的可行性，提出了辐射防护手段最佳化要求。 执行(ALARA)原则，可以使用成本-收益分析方法。根据这一方法，可以规定降低每一剂量值所付出代价的最高限额，凡代价低于这一限额的改进措施，都应当予以实施，而不管实际剂量当量值有多少。,52,