严重程度 几率
剂量
阈值 剂量
一些确定性效应阈值
组织器官
效应
睾丸
精子减少 永久性不育
单次照射阈值 多次照射的累积剂 （Sv） 量的阈值（Sv）
0.15
无意义
3.5
无意义
卵巢
永久性不育
2.5～6.0
6.0
眼晶体 混浊 视力障碍
0.5～2.0 5.0
5.0 ＞8.0
骨髓
血细胞暂时减少
0.5
致死性再生不良
核事故应急状态
应急待命 厂房应急 场区应急 场外应急(总体应急)
核动力厂应描述各应急状态的基本特 征，提出相应于各种应急防护措施的干预 水平。
应急状态下为避免或减少工作人员 和公众可能接受的核辐射剂量可采取一 定的应急防护措施，如隐蔽、撤离、服 碘防护、通道控制、食物和饮水控制、 去污，以及临时避迁、永久再定居等。
注意β射线防护。
2. 3 屏蔽防护(Shielding)
措施： 设置屏蔽体 屏蔽材料和厚度的选择：
辐射源的类型、射线能量、活度
3.内照射防护的基本原则
内照射防护的基本原则是采 取各种有效措施，阻断放射性物 质进入人体的各种途径，使摄入 量减少到尽可能低的水平。
放射性物质进入人体内的途径有三种 ，即放射性核素经由：
第二部分 核辐射的安全防护知识
一、核辐射的特点及来源 二、辐射剂量与单位 三、核辐射对人体的影响 四、外照射和内照射防护的基本方法 五、核事故应急响应 六、核安全文化
一、 核辐射的特点及来源
辐射
射线
核辐射
射线 射线
n
电磁辐射
原子核
中子
+++
质子
电子
(电子云)
电离——核外层电子克服束 缚成为自由电子，原子成为 正离子。
熔 盐 堆
气冷快中子堆
钠冷快中子堆
铅冷快中子堆
AP1000
AP1000特点
•非能动安全系统 • 非能动安注 • 多级非能动自动卸压系统 • 非能动余热排放系统 • 非能动安全壳冷却系统 •严重事故预防和缓解 • 堆腔淹没技术 • 安全壳内氢点火和氢复合系统 •双层安全壳 •全数字化仪控,先进控制室 •模块化施工,工期48个月
尽量减少或避免射线从外部对人体 的照射，使之所受照射不超过国家规定 的剂量限值。
2.外照射防护的基本方法
外照射防护
三要素：
时间 距离 屏蔽
2.1 时间防护(Time) 累积剂量与受照时间成正比 措施：减少受照时间
2.2 距离防护(Distance)
剂量率与距离的平方成反比（点源）
措施：远距离操作； 任何源不能直接用手操作；
2
1500
6
2976
1
915
计划建设的核电站
数量
容量 MWe
12
15000
10
11960
11

14945
5
6600
3
3300
10
8560
2
1900
国际上核电发展趋势概述
国外四代核电技术现状
第四代核电站
第三代核电站
九十年代后期起
第一代核电站
第二代核电站
七十年代至今
九十年代至今 六种堆型 安全性经济性好 安全 经济 资源利用
（二）我国核电发展现状(运行核电站) 秦山一期核电厂300MW 大亚湾核电厂2×900MW
1991年12月15日并网发电
1994年2月1日和5月6日 两个机组分别投入商业运行
岭澳核电站
1、2机组分别与2002年2月26日、 2002年9月并网发电
秦山二期650MW核电站
1、2机组分别与2002年2月6日、2004年 5月并网发电
我国核电发展现状(已开工项目) 台山核电站 2010年4月15日开工
我国核电发展现状(已开工项目) 昌江核电站 2010年4月25日开工
（四）大力堆进内陆核电建设
国际上大部分核电站建设在内陆 法国65.1%的核电站建设在内陆 美国亦有75.7%的核电站建设在内陆 有些内陆国家，比如瑞士，五座核电站都在内
放射性核素
134Cs,137Cs,103Ru , 110361RI u,89Sr 90Sr
241Am,238Pu,239Pu 240Pu,242Pu
推荐值（KBq/kg）
作为普通消费 食物
1
牛奶，婴儿食 物和饮水
内陆江河流量多半不够大，可采用冷却塔闭式 循环带走余热，以减轻温排水对环境的影响
因此按照核电规范选择的厂址是能够保证核电 站的安全的
四、日本福岛核事故介绍
福岛核电站反应堆是沸水堆
全国辐射环境自动监测站空气吸收剂量率
环境保护部(国家核安全局)发布3月24日上午全国主要城市环境辐射水平 环境保护部(国家核安全局)有关负责人今日介绍说，环境保护部(国家核 安全局)3月24日09时继续发布全国省会城市和部分地级市辐射环境自动监测 站实时 连续空气吸收剂量率监测值。监测结果汇总图中绿色曲线代表监测值， 蓝色柱体代表天然本底水平，绿色曲线均在蓝色柱体范围内。监测结果表明我 国环境辐射水平未受到日本核电事故的影响。
核电站发出1MWd的能量仅需1.23g的铀-235，30万 kW的秦山核电站每天消耗的铀-235大约是1.1kg。
沸水堆核电站示意图
第二道屏障—压力边界
第一道屏障— 燃料芯块和包壳
第三道屏障—安全壳
二、国际核电发展状况
目前世界上正在运转的核反应堆有443个，其中104个在美 国，58个在法国，54个在日本，13个在中国。目前中国已经 开工的核反应堆有26个。
非能动安全壳冷却系统
三、我国核电发展形势
(一）我国能源面临的挑战
中国目前已经成为世界上电力生产和消费大国。由于以燃烧化 石燃料为主，使中国成为SO2和CO2排放的大国。 我国能源发展面临四个基本问题：
①经济社会发展中的能源供需总量平衡问题 ②长期以煤为主的能源结构，造成的环境、生态问题 ③西煤东运、北煤南运、西电东输的能源输运问题 ④对国外资源依存的能源供应安全问题。 核电的基本特性决定了无可替代的重要作用： ①核电是不排放SO2等污染物和二氧化碳的清洁能源 ②核电的安全可靠性继续不断提高 ③核电对煤电具有较强经济竞争力和替代能力 ④核电燃料运输量小，发展核电是调整能源布局的有效途径
1. 食入、 2. 吸入、 3. 皮肤（完好的或伤口）进入体内， 从而造成放射性核素的体内污染。
4. 内照射防护的基本方法
内照射防护的一般方法是： ➢ “包容、隔离” ➢ “净化、稀释”， ➢ “遵守规章制度、做好个人防护”。
五、核事故应急响应
5.1 我国核事故应急管理体制和应急计划
我国核事故应急实行三级管理，即国家级、 地方（省、自治区、直辖市）政府级及核设施 营运单位三级，分层次对相应核事故应急管理 工作负责。
核电发展及核辐射防护知识
第一部分 核电发展概况
一、核电站基本知识 二、国际核电发展状况 三、我国核电发展形势 四、日本福岛核事故介绍
一、核电站基本知识
铀核裂变表示为： n+ U-235 → FPa + FPb + Energy
E=mc2
从裂变释放的总能量近似为：200 Mev/裂变； 铀核内每个核子的束缚能近似为：7.59 Mev/核子 碳原子燃烧释放的能量为：4 ev
成了广大地区长时间的断电，带来了严重的后果 仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电的安全 除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依赖燃
料运输的支撑电站----核电站是很必要的
发展内陆核电站在技术上是完全成熟的
从安全和环保要求看，内陆核电站和沿海核电 站没有本质的差别
目前成熟的核电站设计和建造技术完全可用到 内陆核电站
51
85.3
15
73.7
19
运行核电厂
No.
MWe
103
98034
59
63473
55
47700
31
21743
17
20303
20
16840
15
13168
18
12595
23
11852
美国 俄罗斯 法国 日本 韩国 加拿大 印度 伊朗
正在建设的核电站
数量
容量 MWe
7
4920
1
1630
2
2285
3
3000
福清核电站6X1000MW
1、2号机组2008年12月开工 图为2号机组第一罐混凝土
方家山 2X1000MW核电站
1、2号机组2008年12月开工
我国核电发展现状(已开工项目 )
三门核电站
2X1250MW AP1000 (三代机型) 2009年3月开工
海阳核电站
2X1250MW AP1000 (三代机型) 2009年9月开工
人工辐射—核电站
反应堆运行： Kr、Xe、I、3H、14C、16N、35S、41Ar 、90Sr
134Cs、137Cs、60Co。
大亚湾核电站外景
可以说是核辐射无处不在，人们已经 脱离不开核辐射环境，只是这样的辐射水 平是人们可以接受的，不会产生危险的辐 射生物学效应。
二、辐射剂量与单位
在人体内的吸收剂量称为剂量当量，用Sv 表示：
激发——使核外层电子由低能 级跃迁到高能级而使原子处于 激发状态，退激发光。
｛ 生活中的辐射来源
天然辐射
人工辐射
天然辐射是人类受到核辐射的主要来源
天然辐射
宇宙射线 宇生放射性核素 原生放射性核素
一般场所： 天然本底为 2. 4mSv/a,
多为内照射 (222Rn, 60%)