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核电站的环境保护
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第三章核电站的环境保护
3.1核电站概述3.2核电站放射性物质3.3核电厂辐射性气体治理3.4核电厂辐射性液体治理3.5核电厂辐射性固体治理3.6最终处置3.7相关法规
一、核电站工作原理核电站工作原理(theoperationprincipleofnuclearpowerstation)
原子能电厂实际就相当于:
核反应堆核反应堆代替常核反应堆常规锅炉,以核燃料核燃料取代普通燃料普通燃料的热力发电规锅炉核燃料普通燃料厂。
反应堆(反应堆(reactor)是一个进行可控核裂变反)从而将核能转变为电能的装置。
应,从而将核能转变为电能的装置。
核燃料在反应堆中进行核裂变的链式反应。
在反应堆中进行核裂变的链式反应。
包过热下降管壁炉膛冷水器
锅炉汽轮机
烟道除氧器高压给水泵加器汽凝
发电机
火电厂生产过程简图
稳压器
汽轮机蒸汽发生器除氧器凝气器凝结水泵压器压器
机
反应堆
一回路
二回路
裂变反应放出的能量,均通过裂变碎片与邻近原子核的碰撞转化为热能。
该热能由冷却冷却载热剂)带出堆外。
铀235受中子轰击时,剂(载热剂载热剂中子速度<2200m/s才可引起核裂变,所以,反应堆中还须加慢化剂慢化剂,以降低中子速度。
为慢化剂控制反应堆中链式反应进行的速度,一般在反应堆内插入若干根用镉制成的安全棒镉安全棒来吸收部安全棒分中子,以确保安全。
核反应堆类型
燃料压水堆浓缩铀沸水堆浓缩铀重水冷却型天然铀重水堆轻水冷却型天然铀浓缩铀,钚石墨气冷堆天然铀气冷堆天然铀改进型气冷堆浓缩铀高温气冷堆浓缩铀,钍压力管沸水型石墨水冷堆浓缩铀+钚快中子增殖堆堆型轻水堆慢化剂轻水轻水重水重水石墨石墨石墨石墨冷却剂轻水轻水轻水二氧化碳二氧化碳氦轻水钠
二.
反应堆材料
1.核燃料1.核燃料(nuclearfuel)
实际可用的裂变燃料有三种同位素:
):
自然界仅占天然铀的0.71%铀-235(235U):
):
):
自然界中几乎不存在,用238U,钚-239(239Pu):
):
,232T产生h):
自然界中几乎不存在,用238U,铀-233(233U):
):
,232T产生h自然界存在的天然铀是由:
铀-235(0.71%),铀-234(0.006%),),),铀-238(99.284%)组成的混合物。
()
非裂变元素铀-238(238U)和钍-232(232Th)可以)转换成裂变元素钚-239(239Pu)和铀-233(233U)钚)和铀)一座1000MW核电厂,一年运行费需30~40t低浓缩动力燃料(同容量燃煤电厂需煤350万t/年)核燃料的制造费用相当大。
核燃料工作在反应堆内高温,强辐射和冷却剂等介质的腐蚀的运行条件下,一般,将其装入金属或合金制成的包壳内,两端焊接密封做成燃料棒燃料棒。
燃料棒固体核燃料分为:
金属燃料陶瓷燃料弥散燃料
东方锅炉厂为广东岭澳核电站研制成功蒸汽发生器,稳压器等核岛设备。
杭州锅炉厂为广东岭澳核电站制造的冷凝器模块水室和MSR活汽疏水箱全部完工。
五二四厂为广东岭澳核电站制造的控制棒和阻力塞装卸固定装置等11项机具类设备全部完成。
2.燃料(2.燃料(棒)包壳材料燃料fuel(rod)claddingmaterials燃料元件的包壳应能保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀与机械侵蚀,并防止裂变产物进入冷却回路。
对材料要求:
▲尽可能少吸收中子;对材料要求▲具有机械稳定性;▲具有化学稳定性。
包壳材料应具有:
包壳材料应具有:
良好的辐照稳定性,高温强度,良好的辐照稳定性,高温强度,抗蠕变性能,耐腐蚀性能
常用包壳材料:
常用包壳材料:
锆合金:
不锈钢;镁、铝合金:
冷却剂材料(reactorcoolantmaterials)3.反应堆冷却剂冷却剂)
技术要求:
技术要求▲具有良好热物性;·热中子吸收截面小,感受放射性弱;·黏度低,流动性好,阻力小,耗功少;·良好的热稳定性和辐射稳定性;·与核燃料和结构材料有良好的相容性;·价廉,易得。
常用冷却剂有:
常用冷却剂有:
轻水(H2O)重水(D2O)CO2,He2液态金属钠
4.反应堆慢化剂慢化剂材料:
慢化剂(reactormoderatormaterials)
性能要求:
性能要求:
慢化中子能力强;吸收中子少;化学稳定性好;核辐射性能稳定。
常用慢化剂有:
轻水(H2O)常用慢化剂有重水(D2O)石墨(C)铍(Be)氧化铍(BeO)某些有机物
5.控制材料(棒)(controlrod)控制材料()
控制棒在反应堆中起到补偿和调节中子反补偿和调节中子反应堆以及紧急停堆紧急停堆的作用。
还可用于控制功率应堆紧急停堆还可用于控制功率分布,确保燃料元件安全。
分布,确保燃料元件安全常用材料:
常用材料:
银-锢-镉合金;含硼材料;铬;稀土氧化物
控制棒
三.各种反应堆核电厂
1.压水堆核电厂
(pressurizedwaterreactornuclearpowerplant,PWR),)以高压欠热水高压欠热水作为慢化剂冷却剂慢化剂和冷却剂高压欠热水慢化剂由三部分组成:
核岛:
(核岛:
(nuclearisland,NI):
()常规岛:
(常规岛:
(comventionalisland,CI):
()电厂配套设施:
电厂配套设施:
(balanceofplant,BOP))特点:
特点:
功率密度高,结构紧凑,安全易控,技术成熟,造价和发电成本低等。
是采用最广泛的堆型。
占核电总数的57.2%,总功率的63.4%。
压水堆核电厂的流程
2.沸水堆核电厂(BWR)
(boilingwaterreactornuclearpowerplant))
以沸腾轻水沸腾轻水作为慢化剂冷却剂,并在反应堆慢化剂和冷却剂沸腾轻水慢化剂冷却剂压力容器内直接产生蒸汽的动力堆。
沸水堆无蒸汽发生器,减少了故障源,但是,直接生产蒸汽,有16N的放射性问题及燃料棒破损时气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统。
所以,燃料棒质量要求高。
沸水堆占核电反应堆总数的20%,仅次于压沸水堆水堆,总功率的22%。
3.重水堆核电厂(HWR)
(heavywaterreactornuclearpowerplant))以重水慢化剂重水作慢化剂冷却剂可以用轻水重水慢化剂的反应堆。
冷却剂冷却剂轻水和重水重水。
重水重水的中子吸收截面小,慢化性能好,中子利重水用率高,故可直接利用天然铀作为核燃料。
加拿大是CANDU型重水堆的唯一生产国。
1984~1985年印度自己制造两座马特拉斯(Madras)重水堆投运。
重水堆占核电反应堆总数的6.06,总功率6.06%的5.14%。
4.石墨水冷堆核电厂
(graphite-moderatedwater-cooledreactornuclearpowerplant))
石墨慢化,石墨慢化,轻水冷却的反应堆。
属压力管沸水型核反应堆。
前苏联是唯一发展石墨水冷堆核电厂的国家。
1986年4月26日发生切尔诺贝利核电厂事故后,决定停止发展这类型核电厂。
至1990年,石墨水冷堆占核电反应堆总数的4.7%,总功率的4.8%。
5.石墨气冷堆核电厂
gascooledgraphite-moderatedgas-cooledreactornuclearpowerplant
石墨慢化,石墨慢化,气体冷却的反应堆。
由于运行参数低,建设投资大,发电成本高,60年代末已停止制造。
至1990年,石墨气冷堆占核电反应堆总数的5.9%,总功率的1.5%。
6.高温气冷堆核电厂(HTGR)
hightemperaturegas-cooledreactornuclearpowerplant
石墨慢化,氦气冷却。
石墨慢化,氦气冷却。
特点:
a.具有高度的固有安全性。
特点:
b.燃料循环灵活。
不仅可用低浓铀燃料,也可用高浓铀和钍燃料。
c.热效率高。
冷却剂出口气温高,可产生19.0MPa,o535C的高温高压过热蒸汽,配常规汽轮机,热效率可达40%,若采用高温氦气轮机直接循环,热效率可达50~60%。
d.用途广泛。
可提供高温气体用于炼钢,煤气液化等。
目前,尚未建成示范堆。
7.快中子增殖堆核电厂fastbreederreactornuclearpowerplant无慢化剂。
无慢化剂。
由快中子引起裂变链式反应和所释放出来的热能转换成电能。
运行中既消耗裂变材料,又产生裂变材料,且所产>所耗,实现裂变材料的增殖,故称为快中子增殖堆核电厂。
核电厂运行产生两类放射性产物:
裂变产物,寿命较短,易处理;锕系元素,寿命长达百万年,难处理。
而快中子能使锕系元素裂变成寿命较短的裂变产物。
所以,可将锕系元素与裂变材料制作成混合燃料在快中子增殖堆中使用。
我国自行设计建造的第一座核电站——秦山30万千瓦核电站,自1991年12月15日并网发电以来,已安全运行十多年,累计发电200多亿度。
从法国引进电功率为2×90万千瓦的广东大亚湾核电站,于1993年投入运行,两座机组年发电量可达100亿度。
向巴基斯坦出口的恰希玛核电站,电功率为30万千瓦,2000年并网发电,现正在稳定运行。
我国也已成为核电站出口国。
广东岭澳地区再建两座90万千瓦级核电站已于2002-2003年分别投入运行。
秦山二期二座60万千瓦自行设计建造的商用核电站已于2002-2003年分别投入运行。
从加拿大引进的二座电功率为70万千瓦的重水堆核电机组也已于2002-2003年分别投入运行。
根据国家和地方省级核电规划,在2010-2020年山东省海阳、广东省岭澳、浙江省三门以及福建、江西和安徽等省均计划建造百万千瓦级核电站。
国家计划到2020年核电装机容量将达3200万千瓦。
3.2核电站放射性物质
什么是放射性废物?
3.2核电站放射性物质
在核工业生产、核能利用、同位素应用和核物理、核化学研究实验中,都会产生放射气体、液体和固体废物,即放射性核废物。
《中华人民共和国放射性污染防治法》规定:
放射性废物,是指含有放射性核素或者被放射性核素污染,其浓度或者比活度大于国家确定的清洁控制水平,预期不再使用的废弃物。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
核素:
原子核的质子数、中子数和原子核所处的能量状态均相同的原子属于同一种核素。
放射性核素:
原子核自发地发生衰变,释放出射线而转变成另一种不稳定的核素。
放射性衰变:
放射性核素的原子核自发地放出射线,转变成别的原子核的过程。
稳定性核素:
而原子核能稳定地存在,不会自发地发生变化的核素。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(1)氚-3(T或3H)氚是氢元素的放射性同位素。
它的原子核有一个质子与两个中子组成。
它主要来自可裂变重核的三分裂变。
在压水堆中,氚的主要来源是因冷却剂的水中含有一定浓度的硼,水与控制棒一起控制和补偿堆的反应性而产生的。
A高温条件下,氚极易透过金属。
燃料中生成的氚,在反应堆的工作条件下,约有80%从不锈钢包壳内泄漏出去。
不过,从锆合金包壳中泄漏出去的氚仅有1%。
B氚对人体的外照射可忽略不计。
C在堆内产生的氚具有与普通水完全相似的性质,所以很容易与普通水一起进入人体组织,在人体内均匀分布,体内的有效半衰期为10d。
D通常氚在人的各种食物链中的浓度并不比在环境中的浓度高。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(2)氪-85(85Kr)氪-85是核燃料在裂变时生成的气体裂变产物中半衰期最长的一种,半衰期为10.3a。
它主要是一个β发射体。
因为氪-85是稀有气体氪的一种同位素,且半衰期又长,通常是不进行处理而直接排放到大气中稀释。
随着核工业的日益发展,大气中的氪-85会随之逐渐累积。
虽然短期内对人体的影响微不足道,但是从长远观点考虑,应该控制氪-85的排放。
氪-85与其它稀有气体同位素一样,几乎不被人体吸收,对人体的主要影响是外照射。
因此,氪-85对人体皮肤的照射99%是β射线所致,而对人体全身与生殖器官的照射有95%是γ射线及韧致辐射所致。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(3)氙-133(133Xe)氙-133与氪-85一样,也是核燃料在裂变过程中的一种气态裂变产物。
氙本身也是一种稀有气体,几乎不被人体组织所吸收,也不参与人体内的新陈代谢过程。
因此,按放射性的毒性分类标准,它与氪-85同属于低毒核素,对人体的照射也是以外照射为主。
当前,在核电站中,对氙-133通常是采用贮存滞留的方法来处理,待其放射性衰减到一定程度后,再排放到大气中。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(4)锶-90(90Sr)核素锶-90是在核燃料裂变过程中产生的固体裂变产物。
锶-90金属的熔点为1360℃,半衰期为27.7a,属高毒性核素。
可在人体的一些食物链中富集,当进入人体后又通常积聚在骨骼,不易通过新陈代谢排出体外,在骨骼中的有效半衰期为6400d。
所占份额不高,不能忽视它对环境的影响。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(5)铯(137Cs)和锶-90一样,核素铯-137是在核燃料裂变过程中产生的固体裂变产物。
铯-137金属的熔点为660℃,半衰期为30a,属高毒性核素。
可在食物链中富集,进入人体后又通常积聚在肌肉,不易通过新陈代谢排出体外,在全身肌肉中的有效半衰期为70d,明显低于铯-137。
尽管核素铯-137在核电站的三废排放物中所占份额不高,但考虑它的各种性质特征,不能忽视它对环境的影响。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(6)碘-131(131I)碘-131也是核燃料裂变的产物之一。
单质碘的熔点低,所以极易蒸发。
显然,在反应堆的工作温-131度下,碘-131都是以气态形式存在的,所以很容易从有缺陷的元件棒中泄漏出去。
进入环境中的碘通常以元素碘和甲基碘的形式存在。
碘-131属于高毒类的放射性核素,很容易被吸入或食入到人体,并积聚在甲状腺。
同时在食物链有明显的富集作用。
3.2核电站放射性物质
1.放射性核素
(7)钴-60(60Co)钴-60是冷却剂回路中的腐蚀产物,在中子辐照下活化生成核素[59Co(n,γ)],钴60的半衰期为5.26a。
它也属于高毒类放射性核素,进入人体后,胃肠中剂量最大。
3.2核电站放射性物质
核电站排放的放射性核素特征
主要射线能量核素
3H85Kr133Xe90Sr137Cs60Co
Eβmax(MeV))0.0180.670.3460.5460.5140.6080.319
Eγ(MeV))0.5140.0810.6620.3641.171.33
半衰期(a))12.310.32.2727.730.08.055.26
裂变产率(%))10-20.36.55.95.92.9
毒性分类低毒低毒低毒高毒中毒高毒高毒
131I
3.2核电站放射性物质
核电站排放的放射性核素照射途径
核素排放形式大气稀释水
85Kr、133Xe、、、90Sr
主要照射途径吸入、吸入、浸泡在水中和空气中饮水、饮水、食用食物浸泡在空气中饮水、食用鱼、饮水、食用鱼、软体动物地面沉降吸入空气、吸入空气、草——牛——奶、蔬菜牛奶饮水、鱼及其它生物、饮水、鱼及其它生物、动物的食用地面沉降吸入、吸入、草——牛——奶(或肉)牛奶或肉)沉积物、饮水、沉积物、饮水、食用鱼类等饮水、饮水、食用鱼类
关键器官全身、全身、皮肤全身全身骨全身甲状腺
在关键器官中的有效半衰期(a))212
3H
大气稀释水由空气载带水
6.4×1034
131I
7.6甲状腺全身全身70水
60Co
137Cs
由空气载带
全身胃肠道
水
3.2核电站放射性物质
2.裂变产物
对于铀-235慢中子裂变的详细研究表明,复核以40种以上的不同方式分裂,并产生80种以上的初级裂变产物。
产物的质量数范围为72~160。
由于每次裂变生成两个核,全部质量数产额总和等于200%。
几乎所有的裂变产物都可以归入两个大组,即质量数由80到110的“轻”组和质量数由125到155的“重”组。
也有一些产物在两个范围以外或在它们之间,但总共也不超过裂变总数的百分之几。
3.2核电站放射性物质
3.裂变碎片的放射性
几乎所有的裂变碎片都具有放射性,都发出负β粒子。
而生成的直接衰变产物常常仍然具有放射性,而且,虽然有些衰变链较长,有些较短,但平均每一碎片要经过三次衰变才能生成稳定的物质。
由于裂变中产生大约80种放射性同位素,而每一种又是其他两种的先驱元素,因此,在裂变后的短时间内,裂变产物中将存在200种以上的放射性同位素。
在放射性裂变产物中,大部分不会对环境构成危害,因为它们有的量很小,有的寿命很短,很快就衰变成无害的物质。
少数放射性产物,由于寿命长、产率高以及其化学性质的缘故,如果不慎排到环境中,会对公众构成威胁。
3.2核电站放射性物质
危险物的半衰期及其辐射类型
放射性产物氪-85锶-90碘-131铯-137碳-14锌-65钴-60铁-59氚(氢-3))元素符号
85Kr90Sr131I137Cs14C65Zn60Co59Fe3H
辐射类型β、γββ、γ、β、β、γββ、γ、β、γ、β、γ、β
半衰期10a28a8d30a5770a245d5a45d12a
3.2核电站放射性物质
放射性核素的循环
3.2核电站放射性物质
核辐射对人体的危害
高速运动的氦原子核的粒子束,称位α射线,它的电离作用大,贯穿本领小。
α射线对人生理上的影响是显著的。
由于它的电离作用很大,能在不大的吸收层(约1μm)内产生这种作用,所以生物细胞一死便是一团,且不易恢复。
在α射线外部辐射致伤程度小,但能引起皮肤烧伤或发炎。
α射线通过呼吸道、食道与皮肤伤口进入人体内部时危害就很大。
22688
Ra→
22286
4Rn+α(2He)
23392
U→
22990
4Th+α(2He)
3.2核电站放射性物质
核辐射对人体的危害
β放射是电子流β射线的电离本领很大,但小于α射线。
穿透能力更强。
当受β射线外部辐射时,因被皮层与皮下的一些细胞吸收可引起皮炎等疾病,但危害小于γ射线。
23390
Th→
23391
Pa+β+ν
3215
P→Si+β+ν
3014+
3.2核电站放射性物质
核辐射对人体的危害
γ、X射线主要的特点是穿透性很强,电离作用或多或少是均匀的。
通常,γ射线外照射危害程度最大,易引起人体内的各种疾病。
γ射线内照射的危害小。
59
Co+n→Co→Co+γ
106060
1.压水堆废气
3.3核电厂辐射性气体治理
压水堆核电站的废气来源主要是主回路及其辅助系统。
压水堆的废气系统主要是收集主回路冷却水所溶解的气体、系统容器内的覆盖气体与设备运行时的呼排气。
因主回路密封良好,所以在运行期间废气系统收集的废气是很少的,放射性物质仍留在主回路中。
只有当主回路设备及其系统发生泄漏时,放射性物质才会泄漏到安全壳内。
3.3核电厂辐射性气体治理
1.压水堆废气
从主回路收集到的反应堆冷却剂除气、罐的覆盖气体、设备的呼排气等废气,通过废气压缩机进入衰变贮存罐内贮存60~90天,以使除氪-85外的所有放射性裂变气体几乎全部衰减,然后经微尘过滤器过滤,由烟囱排入大气稀释。
这时,排入大气的放射性气体主要是氚、氪-85与氙-133等半衰期较长的气体产物。
3.3核电厂辐射性气体治理
2.沸水堆废气
核电站沸水堆的废气来源主要是由主回路冷凝器的空气喷射泵带出来的不凝气体。
这种气体除了含有裂变产物外,还有活化产物,其中也包括冷却水本身的活化产物氮-16、氮-17等。
3.3核电厂辐射性气体治理
2.沸水堆废气
沸水堆的废气处理系统与压水堆相似,但流量很大,所以很难做到长时间的衰变贮存,沸水堆的衰变贮存通常只有20~30min。
因此最终排放到大气中的废气还会含有不少中等半衰期的放射性核素,例如氪-85、氪-87、氪-88、氙-133、氙-135等。
所以沸水堆核电站向环境排放的废气要比压水堆核电站多很多。
3.3核电厂辐射性气体治理
3.废气处理废气处理
稀有气体的放射性核素的消除除向环境释放的小部分以外,大部分放射性气体仍要由气体放射性废物处理系统处理。
低温系统、活性炭吸附系统和化学方法,都能用于稀有气体的分离并能抑制其逃逸。
现代沸水堆核电站一般采用在常温或低温条件下工作的活性炭等具有选择吸附能力的吸附剂,使吸附气体放射性核素滞留在衰减器内。
这种废气处理装置具有体积小、效率高的优点。
3.3核电厂辐射性气体治理
3.废气处理废气处理
碘的消除形态:
分子态碘蒸气、碘的气溶胶、甲基碘活性炭吸附碘过滤器可达98%~99.9%的除碘效率,现已广泛应用于核电站的处理系统。
稳定的同位素碘(如碘化钾)浸渍活性炭,消除甲基碘的效率可达90%以上。
附银分子筛无论是对分子态碘还是对甲基碘,即使在很高的湿度下仍有很高的吸附效率。
3.3核电厂辐射性气体治理
3.废气处理废气处理
氚的消除单独消除氚是很困难的,氚气
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