第八章 核电站的辐射防护和废物处理
8.1 核辐射及其效应
8.1.1 核辐射的物质效应
在核电站范围内，参加核辐射的粒子主要是带正电的α粒子，带负电的β粒子，γ射线(光子)以及不带电的中子，被辐照的物质，我们仅局限于生物形式(包括人体)和用于辐射防护的惰性物质，粒子或射线与物质的作用，主要表现出下列几种效应：
(1)由电子引起的激发和电离
当物质受到β粒子(电子)的照射时，产生的效应与它入射时能量E 有很大关系，如果进入物质的电子能量非常低，它仅仅在物质中移动，而对物质的分子没多大的影响，如果入射的电子能量较大，它就将能量传递给原子中的电子，使电子激发到较高能态，或产生电离，接着发生光的发射。例如，当重元素中的内部轨道上的电子置换时，所产生的高能射线就是X 射线。
核反应堆中的β粒子具有0.01~1.0MeV 范围的能量，它穿越物质时能产生大量的电离。粗略的近似计算认为，产生一个离子对约需32eV 的能量。随着物质的每次电离，β粒子损失其能量并最终停止。β粒子所走的路程被称为射程。实验发现：射程正比于β粒子的能量，反比于所穿越物质的密度。如果β粒子得能量E>0.8Mev 时，射程计算的近似为:
30.55(0.16()/)
E Mev R cm g cm -=）ρ（ (8-1) 式中，ρ是被照射物质的密度，由此可见，β粒子在液体和固体中的射程仅为几个毫米，在空气中也仅为几米。
(2)被重原子慢化的带电重粒子
由于带电粒子(如质子，α粒子)或离子(如裂变碎片)比电子重的多，所以把它们归入重粒子。如果入射的能量相同，它们的运动速度比电子小得多，因为质子与电子的质量比为1836，在相同能量下它们的速度比为0.0233，其动量比为42.85，所以在运动中重粒子不易发生偏转。
带电重粒子在物质中由于同原子中电子的静电相互作用会慢化下来，重粒子在损失其能量的同时，电子获得能量被跃迁。因此，重粒子通过物质时就会有大量的电离产生，随着重粒子能量的衰减，最后它在射程内停止，这一射程比电子的射程短得多，例如，一个能量为2MeV 的α粒子在空气中的射程为1cm 。若假定纸的密度是空气的1000倍，则2MeV 的α粒子就可被0.001cm 厚的纸挡住，或被人的皮肤挡住。因此，α粒子的防护并无多大困难。
(3)被核散射的带电重粒子
高速带电粒子遇到非常重的带点原子核时，由于两个粒子的排斥，迫使入射粒子改变运动方向，沿着双曲线方向继续运动，这就是入射粒子被散射。除非入射粒子的能量非常高，且能进入核力的范围之内，否则它能引起核反应的概率非常小。当然并不排除它被散射后又遇到另一原子的电子，并引起电离的可能性。
(4)γ射线与物质的作用
γ射线(光子)与物质的作用有三种主要过程：
①光子一一电子散射 光子与电子碰撞之后，电子被迁移产生电离；光子改变运动方向并成为低能光子。
②光电效应 光子从原子中击出一个电子，留下带正电的离子，但光子本身被吸收而消失。
③生成电子——电子对 当光子撞击在原子核上时，光子消失，却出现两个粒子——即一个电子和一个正电子。但是，生成电子对的相互作用，要求γ射线有较高的能量
( 1.02E MeV >)。
γ射线不同于α粒子和β粒子，对某些入射能量的γ射线能穿越任一厚度的物质。由于γ射线没有确定的射程，故通常用γ射线在物质中的衰减程度来描述它的特性，用半衰程(即γ射线的强度衰减一半所走过的距离)来表示。即
0.693/H S =∑ (8-2) 式中，∑是材料对γ射线的宏观吸收截面。
(5)中子的辐射损伤
当高能中子撞击到水分子中的氢原子时，发射出一个质子，引起水的化学离解。类似这种效应也发生在任何生物组织的细胞分子中。将这种效应称之为初级辐射损伤。
经过多次碰撞后，中子能量变得非常低，这时它很容易地被吸收。如果它被水分子或碳氢化合物中的质子所俘获，就会释放出γ射线，于是化合物再一次发生离解，这种离解被认为是一种次级辐射损伤。
8.1.2 辐射的生物效应
众所周知：生物包括各种各样的植物和动物；而植物和动物又都是由细胞构成的。运动粒子和射线与生物物质相互作用的各种方式，也体现在生物效应方面，粒子的能量转移给活细胞的原子和分子而破坏活细胞的正常功能。由于有机体是由许多细胞、组织和器官组成的，所以一个原子的扰动似乎是微不足道的，但是许多粒子或射线的辐照可以改变细胞群，因而影响整个系统。虽然机体系统有调节和恢复能力，但通常认为辐射损伤是一种累积效应。
射线对人体的伤害是通过内、外照射两种途径引起的。环境辐射是外辐射，当放射性物质通过呼吸、饮食及皮肤破损处进入人体内部时则造成内照射。辐射对人体的危害可分为躯体效应和遗传效应两种，前者表现在本人身上，后者则出现在后裔身上。躯体效应又可分为急性效应和远期效应，急性效应是在短时间内受大剂量照射时发生的；远期效应是受到低剂量照射后经过一段时间的潜伏才出现。
急性全身照射下的辐射生理效应如表8.1所示。由表中的数据可知，照射剂量在25雷姆一下时，无明显的临床表现；即使到100雷姆时对人体的损伤也是很轻微的。只有在高剂量的情况下才会出现明显的生理效应。
从生物学的观点来看，人是由许多特殊器官和组织构成的复杂生物系统。这些器官和组织，例如神经、肌肉、血液、骨骼、皮肤等都是由大量细胞组成，细胞核是细胞的控制中心。在细胞核中有染色体，她是由DNA(即脱氧核糖核酸)的分子组成，DNA 与生物的遗传和变异有极密切的关系。如前所述，辐射会产生电离，细胞中的水可能转变为自由基，如H 、O 、HO 、2H O 、和22H O 。由于体内含有大量的水，大部分辐射效应起源于这些产物的化学反应。除此之外，还会发生直接的辐射损伤，也就是伤害控制生长和生殖的DNA 。
表8-1 急性全身照射时人体可能的损伤效应
受辐射的组织不同，生理效应差别很大，穿透能力低的α粒子，仅使皮肤接受一些辐射剂量，但并不造成严重危害；然而，容易穿透组织的辐射(如β射、γ射线和中子)能危害身体的许多要害部位，例如造血组织的骨髓、生殖器官和眼球晶状体，消化道和肺部对吃进或吸入的放射性物质的辐射很敏感。
8.1.3 辐射的常用计量单位
(1)辐射源强度 辐射源放射性强度的专用单位是居里(Curie ，简写成Ci)。将任何放射性同位素在单位时间内衰变103.710?个原子核(即衰变10
3.710?次)定义为一个居里。由此可见，居里代表着衰变的次数，表示了放射源的强度。
(2)照射量 放射性的照射量是用于描述X 射线或γ射线产生的辐射效应，是它们对产生电离的大小的一种度量，其专用单位是伦琴(Roentgen ，简写为r)，将标准状态下一立方厘米干燥空气的质量(即0.00129克)在X 或γ射线作用下产生总电荷为一个静电单位(即103.33310-?库仑)定义为一伦琴，即:
411 2.5810C/kg 0.00129-=?静电单位电荷伦琴=克
(8-3) (3)辐射吸收剂量 它是描述单位物质吸收任何电离辐射的能量，单位是拉德(rad ——radiation absorbed dose)，其定义是每克物质接受100尔格的能量，即
1拉德=100尔格/克
(4)剂量当量 生物在不同射线或粒子作用下，即使吸收能量相同，但所产生的生物效应有较大的差别。例如快中子或α粒子产生1拉德的辐射损伤，远大于由X 或γ射线同样剂量产生的损伤，这时因为重粒子在单位距离内能量损失大、产生的电离密度高。所以通常
重粒子比光子产生的辐射生物效要大。
反映能量吸收生物效应的专用单位是雷姆(rem——roentgen equivalent man)。这就是剂量当量(DE)。雷姆有时也称为相对生物效应。吸收剂量(D)用品质因数(QF)折算到剂量当量(DE)，即：
DE=D QF
?(8-4)上式表明，吸收当量与吸收剂量有相同的单位。表8.2给出了不同辐射的品质因数。
由于辐射损伤时一种累积过程，故组织的长期辐射效应可用剂量率来表示(即能量吸收的速率)。常规的剂量率单位如每小时拉德或每年毫雷姆等。剂量率是个功率单位。
8.1.4 辐射剂量的监测
为确保核电站操作的安全及避免工作人员遭受过度的辐射剂量，必须严格监测辐射所在地的辐射剂量和每单位时间内的吸收剂量率，以及工作人员暴露于辐射环境下所吸收的剂量或剂量率。核电站的辐射监测主要包括下列几个方面：
(1)核电站周围环境的辐射监测核电站周围的环境中可能存在着危险性的放射源，故必须对大气、水和地面测定其放射性的强度。通常利用盖革—弥勒计数器(即G-M或Geiger-Muller计数器)或其它仪器测定空气中的γ及β放射源的放射性强度及其数量，在超过规定限度时即发出信号或音响，警示核电站安全工程师或技术人员应作适当的处理。用
表8-2 粒子或射线的品质因数
用辐射监测仪器测定河流或水道系统内的放射性污染情况及累积的辐射数量。同时需定期抽样分析土壤，地面植物及河流内的生物污染的情况，以保护环境。
(2)置换设备的辐射监测反应堆系统被置换下来的设备和仪器在搬运或处置前，必须对其辐射大小进行检测，以决定放射性污染的程度和采取的适宜处理，确保工作人员的安全和避免环境遭受污染。主要用闪烁记数器或电离室计数器来检测α粒子的存在和辐射的强
mrad h的β及γ射线，由电离室检测剂量率大弱；用盖革—弥勒计数器检测剂量率小于5/
mrad h的β及γ射线；用电离室检测操作工具、工作人员的服装或工作人员暴露部分于5/
的β及γ射线的强度或剂量；用比例计数器检测热中子、闪烁计数器检测热中子及快中子、电离室检测快中子。
(3)工作人员的辐射剂量检测在进入安全壳等具有较大放射性的场所工作时，工作人员应佩戴放射性计量检测仪，以测定其所承受的辐射剂量，常用的检测仪是袖珍检测仪(一
种钢笔状的小型电离室)和乳胶胶片徽章。袖珍检测仪用于检测工作人员每天暴露于放射性环境中所吸收的辐射剂量；胶片徽章是一种感光胶片，在α粒子、质子、快中子及慢中子照射后，感光胶片变为黑色，由此来记录这些粒子的累积剂量。
此外，还用手持式盖革—弥勒计数器为离开放射性工作场地的工作人员检测其手脚等部位的放射性剂量。若发现辐射剂量超过全身所允许的水平，必须立即作紧急处理，确保工作人员的健康以及避免工作人员将放射性污染物带入洁净的环境。
随着技术进步和环境保护要求的提高，各种方便、精确的放射性检测仪器不断出现，为确保核电站及周围环境的安全提供可靠的监测。
8.2 压水堆核电站的核辐射
(1)安全壳内辐射源
当压水堆核电站带功率运行时，安全壳内有三种主要辐射源。
中子是由堆芯的裂变过程直接产生的，其中高能中子(E>1兆电子伏)约占总发射中子的三分之二，热中子(E≤0.625电子伏)主要由快中子慢化产生的。
γ射线是在活性区和结构材料内产生的，活性区内的γ射线包括裂变、中子俘获和中子非弹性散射过程的γ源。活性区附近区域的次级γ射线只要是由结构材料的中子俘获而产生的。
冷却剂内的氧俘获中子经O 16(n,p)N 16反应而形成N 16。N 16同位素的半衰期为7.11秒，衰变时放出能量高达6.13和7.12兆电子伏的γ射线。压水堆停堆后，活性区内或其附近材料的感生放射性成为安全壳内的重要放射源。在这一回路中，腐蚀产物或其它杂质在冷却剂流动时被带到堆内，经中子的辐照成为放射性物质，压水堆一回路设备的材料采用不锈钢，所感生的放射性物质主要是Ma 56、Co 58、Fe 59、Co 60和Ni 65等，其中Co 60寿命最长(半衰期为
5.3年)、影响最大。被活化的腐蚀产物往往沉积在易堆积杂质的地方，或沉积在热负荷较高的传热表面，因此使这些地方的剂量率很高。
在裂变反应过程产生了大量的放射性裂变产物，当燃料元件的包壳有破损时，裂变产物(主要是气体)透过包壳的破损进入冷却剂系统；有些裂变产物如氚也可以通过包壳扩散出来。此外，由于压水堆核电站采用氧化铀陶瓷燃料芯块，尽管采取十分严格的组装工艺，但总有极少数燃料芯块产生的粉末沾附在燃料棒的包壳表面，这些粉末中可裂变同位素裂变后的产物进入冷却剂系统，所以在冷却剂中也会有微量的裂变产物。
(2)安全壳外的辐射源
安全壳外的化学和容积控制系统、硼回收系统等一回路系统，以及三废处理各系统的设备和管道，由于冷却剂和腐蚀产物被活化，以及含有裂变产物(如元件破损)而带有放射性。从冷却剂系统排放出的冷却剂通过下泄管道和再生热交换器降温，再通过混合床离子交换器去除放射性。所以，净化离子床及过滤器为最强的辐射源。
8.3 辐射的防护和控制
8.3.1 防护措施
核能和平利用的基本要求的保护生物体免受辐射照射的危害。辐射和放射性物质是作为具有放射源的装置或过程与被保护生物之间的媒介，我们应采取积极的措施来消除放射源，或被动地尽可能离开放射源和在放射源与人体之间设置某种阻挡隔离层。因此，可以采用多种辐射防护措施。
此可供利用的安全措施不只是一种。
①尽可能避免产生具有较强辐射的同位素。例如，通过去除或减少结构材料和冷却剂中易受活化的杂质，将反应堆运行中产生的附加放射源降到最低限度。
②确保任何带放射性的物质都装在容器内或包容在设有防扩散的多层隔离层的空间。将具有放射性的废物封存在金属或其它不渗透材料制成的单层或多层容器内，并将核反应堆和化学处理设备安装在密封的建筑物中。
③在辐射源和生物体及环境之间加屏蔽层。
④利用辐射源强度随距离平方成反比减减小的特性，严禁接近辐射危险区。
⑤采用稀释法将含有放射性的气体和液体用大量的空气或水来稀释，降低有害物质的浓度后再作排放。
⑥限制工作人员在辐射区内的滞留时间，减少接受的累积剂量。
总之，我们可以利用贮留和分散的方法，通过放射性物质的自然衰变和浓度稀释来降低放射性的强度，同时通过距离防护、屏蔽防护和时间防护等来减小接受的辐射剂量。
(1)辐射通量与吸收剂量
如果粒子或射线的辐射通量为Φ(2
1/cm s ?)和能量为E(MeV )、物质的密度为ρ(3/g cm )和宏观吸收截面为Σ(1/cm )，那么，在时间t(s )内所吸收的剂量为:
D=/Et ρΦ∑ (8-5) 上式给出了粒子或射线的辐射能量和通量、吸收物质的密度和宏观吸收截面、辐照时间的相互关系。因此，在给定时间区间内最大允许吸收剂量的情况下，可以求出对某种辐射源的最大辐射强度；同样的，在已知辐射强度和允许最大吸收剂量下，可以求出工作人员在该辐射环境下能够滞留的最长时间。例如，对于γ射线源，假定一年连续照射允许的最大外吸收剂量为170mrem ，若该γ射线的能量为1MeV ，吸收物质的密度为1.03/g cm 、宏观截面为0.011
cm -，品质因数为1，则由上式计算得该γ射线的最大允许辐射通量为11.21(21/cm s ?)。我们可以利用粒子或射线的品质因数计算出170/mrem 年情况下其他粒子或射线的辐射通量。
(1)距离防护 实验发现：离辐射源的距离越大，所感到的辐射强度越小，辐射强度与离辐射源距离的平方成反比。如果我们将辐射当作一个点源，并且单位时间内各向同性的发射出S 个粒子，则距该点R 的球面上的辐射通量为： 2
4s R πΦ= (8-6) 基于这一原理，在实际工作中应尽可能远离辐射源，并尽量使用远距离操作工具。同样，在事故情况下，应尽早撤离辐射现场(沾染区)。
(2)时间防护 由上分析已知，吸收剂量与辐射通量，辐射能量和吸收截面等有关外，还正比于受辐照时间。时间防护就是利用缩短人和辐射源接触的时间，来减少辐射吸收剂量。在实际工作中，如果用距离防护仍不能避免接受辐照时，可用时间防护减少吸收剂量，例如采用轮班作业的方式，使每位工作人员的吸收剂量均在允许的范围内。
8.3.2 核电站的屏蔽
核电站按纵深防御的原则设置多层放射性屏障，使放射性物质严格控制在反应堆厂房内，保护工作人员和周围环境的安全。压水堆核电站除燃料棒包壳和压力壳起放射性屏蔽作
用外，还专门设置热屏蔽和生物屏蔽两大类放射性屏蔽层。
热屏蔽设置在被防护设备的周围，专门用以防止压力壳，混凝土生物屏蔽吸收来自活性区的快中子和γ射线的辐射能量产生的过高温升。热屏蔽用对γ射线吸收力强，导热性能好，熔点高的不锈钢制成，它是一个圆柱型筒体，吊挂在压力壳内吊篮筒体的外壁上，以屏蔽由堆芯穿出来的中子流和γ射线，以减少压力壳可能受到的辐射损失。
生物屏蔽主要是为了防护工作人员免收过量的辐照，保证有关设备和仪表能安全可靠的运行。压水堆的生物屏蔽具体分为一次屏蔽，二次屏板，辅助系统屏蔽和工艺运输屏蔽。它们的组成和作用是：
(1)一次屏蔽一次屏蔽是用来屏蔽压水堆活性区的屏蔽层。它是由堆内构件(如压水堆中的围板，反射层，吊篮，热屏蔽)，压力壳，以及铁－水，铁铅－水或重混凝土等生物层所构成的，其作用是减弱来自反应堆的核辐射，使一次屏蔽外表面的剂量水平达到规定的允许标准。生物屏蔽的常用材料是混凝土或重混凝土。其优点是使用方便，价格便宜，它的缺点是导热性能较差
(2)二次屏蔽二次屏蔽是包围着一回路系统各主要设备间的屏蔽层，主要是用防护来自冷却剂中的γ辐射，并作为一次屏蔽的补充，继续减弱由一次屏蔽中逸出的中子和γ辐射。一般采用单个屏蔽。
二次屏蔽一般用普通混凝土制成，其厚度由压水堆冷却剂的活化放射性来决定，以保证压水堆满功率运行时工作人员可以有限制或不受限制的进入反应堆厂房内某些地方。
(3)辅助系统屏蔽辅助系统屏蔽是为了防护来自压水堆各个辅助系统，如化学和容积控制系统，停对冷却系统，硼回收系统，取样分析和放射性废物处理等系统中的各种核辐射，也是采用单个屏蔽。其中，热交换器，离子交换器，泵和储存箱等是需要屏蔽的重点设备。
(4)工艺运输屏蔽工艺运输屏蔽主要是对废燃料组件有关操作的屏蔽。废燃料组件含有大量的裂变产物，放射性强度极高，在从堆中内取出时，通过燃料运输管道进入废燃料储存池以及装入运输容器，运往废燃料处理工厂等操作中，均需提供屏蔽。在这些操作中，废燃料组件的提出和运输操作是在充满含硼水的换料池内进行的，有一定深度的含硼水可以提供足够的辐射防护，燃料运输管道和废燃料池周围的混凝土强是水屏蔽层的补充，以保证墙外各工作区内的剂量水平低于规定的允许标准。换料水池的含硼水及混凝土墙也作为提取和运输火化了的反映堆控制棒组件，对内构件等强放射部件的层屏蔽。废燃料组件运出厂房时需用有屏蔽及冷却设备的运输罐。
8.4 核电站的放射性废物处理
8.4.1 概述
重元素在中子轰击下产生裂变，在释放核能的同时，产生的裂变碎片大多具有极强的放射性，它们的半衰期在几分之一秒到几千年。反应堆及系统设备的结构材料和冷却剂在辐射环境中产生放射性活化，也具有极强的放射性。这些气态，液态和固态物质放射性源对周围环境除直接产生辐射危害外，还会产生很大的衰变热。然而，目前还没
有方法将这些放射性裂变产物转变成无放射或惰性物质。因此，人们在利用核能的同时，面临着处理这些核电站的严峻任务。
核电站废物处理遵循缩小污染范围，浓缩储存和稀释排放的基本原则。在核废料排放和重新使用前，必须进行收集和处理，然后按国家规定的环境排放标准进行排放，废液排入河海，废气排向大气，固体废物压缩后装桶贮存。压水堆核电站的放射性废物的
处理与排放主要设置核岛排气和疏水系统，废气处理系统，硼回收系统，废液处理系统，废液排放系统和固体废物处理系统。这些系统的互相关系如图8.1所示。
(1)液体排放物液体排放物主要来自一回路系统的稳态和瞬态排水以及工艺排水，地面排水，化学废水和公用废水。其中一回路系统排水中未被空气污染的排水，含有氢和裂变产物的反应堆冷却水，经处理后可回收利用；一回路系统中暴露于空气的排水，低化学成分的放射性工艺水，被化学物质污染并可能具有放射性的化学废水等属于不可以回收利用，这部分水被送至废液处理系统处理。
(2)气体排放物气体排放物分含氢废气和含氧废气两种。含氢废气是由稳压器的卸压箱，化学容积与控制系统的容积箱，硼回收系统的前置贮箱和除氧器排出的气体，这些气体中含有氢，氮和裂变气体，送往废气处理系统，贮存衰变后排至大气；含氧废气是来自一回路厂房的通风和通大气的各种水贮存箱的气体，这些气体紧被轻度污染，送至废气处理系统处理，稀释后排向大气。
(3)固体排放物固体废物主要来自各种处理系统，表现为各种除盐器的废树脂，蒸发器的浓缩液，过滤器的失效滤芯以及被放射性严重污染的零部件，工具和各种现场防护用品，这些废物经固体废物处理系统处理后贮存。
8.4.2 核岛排气和疏水系统
核岛排气和疏水系统是收集核岛产生的全部气体、液体和固体排出物，并就地进行分类，然后将各类排出物送往相应的处理系统；在失水事故后，可奖疏集在核辅助厂房和燃料厂房中的高放射性废液再注入反应堆厂房。
(1)废水收集系统废水系统分为可回收和不可回收两路收集管网，可回收集管将一回路系统稳态运行时的过剩下泄排水、压力壳的密封水、主泵的周风水、稳压器卸压箱的间断
排水以及其他未被空气污染的一回路排水，按水温高于或低于60o C作分类处理，低于60o C 的水直接送至冷却水排水箱，其余经冷却后再送往排水箱；此外，在机组启停、负荷变化过程中由一回路平均温度改变产生的瞬态下泄排水、以及硼浓度改变产生的排水送往硼回收系统的前置箱。
不可回收的工艺废水、地面排水、化学废水和公用废水分别设专门的收集管网，有压力或高位排水自流到贮存箱，低位废水或污水则由水泵送往贮存箱。
(2)废气手机系统一回路冷却剂排水箱的排气等含氢废气通过管道送往废气处理系统的缓冲箱；含氧废气送至废气处理系统的含氧废气处理子系统。
(3)固体废物手机系统由化学溶剂控制系统、反应堆换料及乏燃料水池的冷却处处理系统、硼回收系统、废液处理系统产生的废树脂从除盐床冲排至固体废物处理系统的贮存箱。由除盐水分配系统产生的废树脂在低反射性的情况下从除盐床冲排至可移动式贮存箱，在异
m s，以常放射性情况下从除盐床冲排至固体废物处理系统的贮存箱，冲排速度应大于1.4/
避免树脂沉积。
废液处理系统蒸发器的浓缩液和硼回收系统的浓缩液排入固体废物处理系统蒸发器的浓缩液贮存箱。
安装在核辅助厂房的各钢筋混凝土屏蔽小室内的过滤器，在更换滤芯时，首先奖过滤器与系统隔离并排水，利用专用工具通过生物屏蔽盖打开过滤器端盖；然后拿掉屏蔽盖，在开口的小室上放置铅罐，把过滤芯子拉入铅罐中，由运输设备送往固体废物处理系统。
m、废浓缩液约为503m，以及产生大亚湾核电站两台机组每年平均产生废树脂约343
220只左右的废过滤器芯子。
其它固体废弃物送往固体废物处理系统的压实机站处理。
8.4.3 废气处理系统
废气处理系统的功能是放置废气向环境泄露，保护环境，使废气的排放剂量符合国家环境保护允许的水平。该系统分为含氢废气处理子系统和含氧废气处理子系统两部分。大亚湾核电站的废气处理系统如图8.2所示，主要由缓冲箱、压缩机冷却器和衰变箱，以及电加热器、活性炭碘吸附器等组成。
来自核岛的含氢废气首先进入缓冲箱，消除来气的压力脉冲后经压缩机压缩减小废气体积后排至衰变箱；冷却器用来冷却气体压缩所产生的热量。
六个衰变箱的连接方式是一个进行重启，另一个作衰变贮存，第三个作排放，其余三个备用。当废气过多时可充向三个备用衰变箱。也可以由压缩机将一个衰变箱中的废气转移到另一个箱中。充气和排气的衰变箱由主控室选择。充气的衰变箱压力达到6.5bar时压缩机自动停止。排气的衰变箱压力降到0.2bar时自动停止，以避免因压力过低时空气进入。在充气的衰变箱压力达到4.7bar时发出信号以便准备空箱，因为由4.7bar到6.5bar约需要5个小时，正好是排放一个衰变箱的最快时间。由衰变箱排除的废气经碘过滤器排至烟囱。
冷却剂的放射性主要来之气态裂变产物(约占总放射性的90%)，排除废液的放射性又主要存在于含氢废气中。如果降含氢废气中的各种气态裂变产物按半衰期和产额(如表8.3
所示)加以比较，可以看出半衰期较长、产额较高的同位素是133Xe，其它核素的半衰期均较短。所以基本符合运行时含氢废气贮存时间定为60天，已超过133Xe的10个半衰期，其
放射性已衰变到1/1000。85Kr的半衰期虽然很长，但产额较少，也就影响不大了。在负荷较高情况下，由于废气量较多，贮存时间可缩短到45天。
含氧废气中带有较多的饱和蒸汽，另外还含有少量放射性气体。为提高活性炭碘吸附器
的工作效率，必须将含氧废气的相对湿度降至40%以下，故在碘吸附器前设置电加热器。经碘吸附器后的废气由风机排向烟囱。
表8-3 气态裂变产物的半衰期和产额
8.4.4 硼回收系统
硼回收系统的功能是为一回路提供足够的可回收水贮存容量，取出排水中放射性机器杂
质、分离硼酸和水，并向一回路系统提供补给水和浓硼酸溶液。系统由前置暂存箱、净化装
置、中间贮存箱、蒸发器、蒸馏液检测箱、浓缩液检测箱和除硼装置七部分组成。
前置暂存箱的容积为80
3
m ，接受来自一回路系统的可回收冷却剂，在箱内充有氮气，避免空气与水接触。
净化装置是由过滤器、除盐装置和除气装置三部分组成。过滤器为除盐床和除气装置分别除去直径大于5μ和25μ的颗粒杂质；除盐装置采用离子交换除去排除液中粒子状态的裂变产物和腐蚀产物，达到降低放射性的目的；除气装置采用热力除去法去除溶解于水中的氢、裂变气体和其他气体。
中间贮存箱为一回路系统提供足够的冷却贮备容量。大亚湾核电站舍友三个容积为350立方米的中间贮存箱，中间贮存箱的顶部与含氧废气处理系统连续排气。
蒸发器的作用是将一回路的排水分离成含硼量低于5ppm 、含氧量低于0.1ppm 的蒸馏凝结水和含硼量为700ppm 的浓硼酸溶液，并将它们分别送往蒸馏液监测箱和浓缩液监测箱，蒸发装置的流程如图8.3所示。提供泵将中间贮存箱的一回路排水经再生热交换器加热后送至蒸发器，蒸发后的蒸汽在凝汽器中凝结成水，蒸发器中未蒸发的液体由再循环泵输到加热器中加热，然后重新返回蒸发器，凝汽器中的蒸馏液经再生热交换器和冷却器冷却后蒸馏液监测箱，蒸发器中的浓缩液经冷却器送至浓缩液监测箱。蒸发器的进水量、蒸馏液和浓缩液的排放量均由对应容易的水位高度来控制。
浓缩液监测箱接受蒸发器底部的浓缩液，经取样检测当含硼量不低于7000ppm 、含氧量低于0.1ppm 且放射性符合标准时，送往硼和补给水系统的弄硼酸贮存箱；否则，送往中间贮存箱，或送往废液处理系统的排水箱，或固体废物处理系统的浓缩液贮存箱。
除硼装置是由三台阴床离子交换器组成，其中一台专门用于蒸馏液的净化，另外两台用图8.3 硼回收系统的蒸发装置流程
于化学容积控制系统的除硼。在反应堆运行的燃耗末期，每台除硼床能将反应堆冷却剂排除的硼浓度由10~150ppm降到5ppm以下。
8.4.5 废液排放系统
废液排放系统是用于收集喝到和常规岛排放出的放射性废液，对废液进行严格的监测，并有控制地向河海排放；同时，在环境释放能力不足、废液排放放射性超标等情况下贮存放射性废液，必要时将这些不合格废液送至废液处理系统进行处理。这些废液主要来自于常规岛的废液排放系统、蒸汽发生器的不可回收排污系统、核岛排气和输水系统、放射性废水回收系统、辅助厂房的固体废物处理系统和废物处理系统。
8.4.6 固体废物处理系统
固体废物处理系统的功能是收集机组产生的放射性固体废物或浓缩液，通过暂时贮存作放射性衰变，压实可能压缩的固体废物，然后用混凝土或金属容器密封包装。
固体废物处理系统由废树脂处理站、蒸发浓缩液处理站、过滤器芯子支乘架装卸系统、装桶站、混合物配料站、最终封装站和压缩站组成，系统流程如图8.4所示。
图8.4 固体废物处理系统流程
浓缩液处理站由浓缩液暂存箱和浓缩液计量箱组成。为防止暂存箱中产生硼结晶，在暂
存箱中设有电加热器，使箱中浓缩液保持在55o C；计量箱用来计量和控制排放量的多少。所有的管道均设有加热器作保温。
废树脂处理站由废树脂贮存箱和计量箱组成。各系统的除盐床的废树脂由除盐水系统的m s的流速冲到废树脂贮存箱，过滤后的排水输到废液处理系统的工艺排水箱。水以1~2/
过滤器滤芯支承架由铅屏蔽容器进行运输。铅屏蔽运输容器是个在不锈钢壳内嵌10cm 厚铅的容器，其底部设有抽屉式拉板，其上部设有用于装卸过滤器滤芯支架的吊车和抓具。在过滤器小室中将滤芯支承架转入到铅屏蔽容器中，运输到装桶站上部的滤芯输送管座上，
然后打开下部拉板将滤芯支承架放入装桶站内进行装桶，
装桶站是把浓缩液、废树脂和滤芯装入容器的场所。所有操作都是在铅玻璃屏蔽窗后面远距离进行的。装桶站由设在屏蔽走廊内的五个站组成。为目视监测所有的操作，每个站均设有操作控制台和屏蔽窗。在1号站与2号站之间设有空气闸门(外门A)，在2号站与装桶区之间设有屏蔽闸门(内门B)，以防止放射性产物和灰尘逸出。废物桶通过在弯曲轨道上行走的运输车从1号站送到2号站。运输小车可从2号站到3、4、5号站。
1号站用于空桶贮存，在装桶前由运输车将空桶通过空气闸门送入2号站；2号站将桶从运输车上吊到运输小车上，以便通过屏蔽闸门送入装桶区；3号站将滤芯和湿混凝土混合装桶，并在振动台上振实；4号站用于废树脂或浓缩液与干混合物一起经搅拌后装桶；5号站用于滤芯从铅屏蔽运输容器内卸入桶内。
配料站固化用于干、湿混合物的配料(水泥、砂子、砾石和石灰)均贮存在3个标准容器内。容器安装在废物辅助厂房内进料斗和混合器的上方。物料从称量料斗送入混合器并进行混合。然后用料车送往核辅助厂房内装桶，或者用皮带输送机送往最终封桶站封装。
最终封桶站将装桶站送平的混凝土废物桶立即进行最后封桶和贮存。由皮带输送机将湿混合物从配料站运到封桶站灌入废物桶内，并用可伸缩的振动喷枪保证均匀充填。
压缩站用一台大力压力机将混杂的可压缩固体废物在金属桶内压缩，然后将废物桶送往核废料辅助厂房中存放。
思考题
1、核辐射有哪些主要的物质效应？
2、核辐射常用的计量单位有哪些？
3、核辐射检测有哪些常用仪器？
4、压水堆核电站有哪些主要？
5、核辐射防护与控制的措施与原则？
6、核电站放射性废物处理系统的组成及功能？
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
课程名称：辐射防护基础班级：__________ 姓名：学号_____ 一、名词解释（2×5=10分） 1.半衰期：放射性母核数目衰变掉一半所需时间，或放射性活度减弱一半所需时 间。 2.同位素：具有相同质子数和不同中子数的同一类元素称为同位素。 3.松散污染：指该污染用擦拭、清洗等方法可以转移或去除的污染。 4.感生放射性：稳定的核素吸收一个中子后转变成放射性核素也就是活化产物， 活化产物衰变时产生的放射性称为感生放射性。 5.半厚度：ｒ射线经过ｎ个半厚度的屏蔽层后，其强度将减弱到原来强度的1/2 n。 二、填空题（1×33=33分） 1．填写下列辐射物理量对照表 辐射物理量吸收剂量剂量当量放射性活度 SI单位焦耳·千克-1（J·kg-1）焦耳·千克-1（J·kg-1）秒-1 SI单位专名戈瑞希弗贝可定义式 D = d E /d m H=DQN A=dN/dt 2．外照射防护一般有时间防护、距离防护、屏蔽防护和_源强防护四种方法。 3．根据国标GB8703-88《辐射防护规定》我国将核电厂厂区划分为非限制区、监督区和控制区三个区域。 4．放射性活度是指放射性物质原子在单位时间内发生的___核衰变的数目___。
5．放射性核素经过2个半衰期后，其量将减少至原来数目的____4_____分之一。6．工作场所中的放射性物质可通过____食入_____、___吸入______和__伤口进入_______三种途径进入体内形成内照射。 7．辐射防护的目的在于防止______确定性效应_____的发生,并把__随机性____ 的发生率限制到被认为是可以接受的水平。 8．工作场所辐射监测包括____外照射____、____表面污染______、____空气污染___。9．根据国家辐射防护标准，辐射工作人员5年累积有效剂量应不超过__100___mSv，且任何一年不应超过___50___mSv；眼晶体每年不应超过__150___mSv，皮肤每年不应超过____500_____ mSv。辐射防护标准中剂量当量限值不包括___天然本底__和____医疗照射______两种照射。 10．表面污染的监测方法一般有两种，分别为__直接测量法___、__间接测量法__。11．距离一个γ点源1米处的剂量率为900μSv/h，那么某人距离该源3米处工作2小时，将接受的外照射剂量为__200___μSv。 12．一个γ点源外2m处剂量率为400μSv/h，欲使1m处工作人员半小时所受剂量不超过100μSv，需要设置_____39______mm厚的铅屏蔽层。（铅的半厚度为13mm。） 三、选择题（1×17=17分） 1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为 B 。 A)20mSv B) 2.4mSv C)5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是 B 。 A)核电厂 B)医疗照射
精心整理 放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 环境保护部令 第18号 《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》已由环境保护部2011年第一次部务会议于2011年3月24日审议通过。现予公布，自2011年5月1日起施行。 环境保护部部长? 周生贤 二○一一年四月十八日 主题词：环保 法规 放射性 令 第一章 第二章 第三章 第四章 第五章 第六章 第七章 第八章 第九章 第一条 第二条 第三条 第四条 第五条 射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。 放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明；放射源上能够设置放射性标识的，应当一并设置。运输放射性同位素和含放射源的射线装置的工具，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志或者显示危险信号。 第六条? 生产、使用放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定采取有效措施，防止运行故障，并避免故障导致次生危害。 第七条? 放射性同位素和被放射性污染的物品应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，并指定专人负责保管。 贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。
对放射源还应当根据其潜在危害的大小，建立相应的多重防护和安全措施，并对可移动的放射源定期进行盘存，确保其处于指定位置，具有可靠的安全保障。 第八条? 在室外、野外使用放射性同位素与射线装置的，应当按照国家安全和防护标准的要求划出安全防护区域，设置明显的放射性标志，必要时设专人警戒。 第九条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照国家环境监测规范，对相关场所进行辐射监测，并对监测数据的真实性、可靠性负责；不具备自行监测能力的，可以委托经省级人民政府环境保护主管部门认定的环境监测机构进行监测。 第十条? 建设项目竣工环境保护验收涉及的辐射监测和退役核技术利用项目的终态辐射监测，由生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位委托经省级以上人民政府环境保护主管部门批准的有相应资质的辐射环境监测机构进行。 第十一条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当加强对本单位放射性同位素与射线装置安全和防护状况的日常检查。发现安全隐患的，应当立即整改；安全隐患有可能威胁到人员安全或者有可能造成环境污染的，应当立即停止辐射作业并报告发放辐 关申请退役核技术利用项目终态验收，并提交退役项目辐射环境终态监测报告或者监测表。 依法实施退役的生产、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当自终态验收合格之日起二十日内，到原发证机关办理辐射安全许可证变更或者注销手续。 第十六条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，在依法被撤销、依法解散、依法破产或者因其他原因终止前，应当确保环境辐射安全，妥善实施辐射工作场所或者设备的退役，并承担退役完成前所有的安全责任。 第三章? 人员安全和防护 第十七条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照环境保护部审定的辐射安全培训和考试大纲，对直接从事生产、销售、使用活动的操作人员以及辐射防护负责人进行辐射安全培训，并进行考核；考核不合格的，不得上岗。 第十八条? 辐射安全培训分为高级、中级和初级三个级别。 从事下列活动的辐射工作人员，应当接受中级或者高级辐射安全培训: （一）生产、销售、使用Ⅰ类放射源的；
切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16．7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。 1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，
核电厂辐射环境本底研究的具体情况 作者郑开想 核电丁第一次进行装料运行前期一定要展开2年以上时间的辐身环境本底调查，获得核电厂咐近的本底检测的放射性枋含量的一些信息，这主要有海洋介质即海洋沉积物、海洋生物、海水等）、γ辐射水平、陆地介质即陆上动植物、土壤、地下水、地表水、空气，它成为核电厂装料工作前期辐射背景下的依据资料。这份原始资料能够给核电厂后面进行的工作起到积极的影响与作用：核电厂进行工作的时候，以射环境本底调查数据为基础，针对核电厂咐近地区环境的具体情况展开发析;核电厂发生事故的情况下，以辐射环境本底调查数据为依据，对事故的发生的大小程度去进行分析;核电厂没有使用之后，以辐射环境本底调查数据作为借鉴对象，去分析核电厂退役治理的具体效果并且云进行评估核电厂退役后对环境所产生的作用。 并且，第一次装料前期环境影响报告书即是它的运行阶段与国家主管部分委托营运单位反应堆第一次进行装料许可证的重要因素即为核电厂辐射环境本底监测数据。 1 核电厂辐射环境本底研究的具体情况 1. 1 本底调查依据的具体研安 核电厂辐射环境本底监测数据的进行主要以“核动力厂辐射防护规定”（GB6249—2011）中9.1.1的规定：在第一次给核动力厂内的第一组设备装料使用之前，厂方必须将厂所在地的辐射水平进行基本调查，获取本地本年度、去年甚至前年的辐射相关数据。在已有核电厂中增加机组之前，应该对近期（一年内）当地的辐射情况进行调查。当然本规定中关于新厂首次装料的说明通常并无异议和疑问，毕竟在建厂之前当然有必要对周边环境的辐射情况进行周密的调查，但是对于在原厂址上增设机组的环境调查要求，部分人颇有不解。依据《核动力厂环境辐射防护规定修订编制说明》中相关解释，可以发现《核电厂环境辐射监测规定》（NB/T20246—2013）中不仅要求对厂址所在地区内环境进行调查，而且还设定了具体的调查项目、范围和频次，并且提供了指导，帮助调研者选择合适的指示生物，同时给出了每月至少采样一次气溶胶和大气沉降的评测原则。《辐射环境监测技术规范》（HJ/T 61—2001）中则给出较EJ / T 1131—2001版本规定更加细致的要求，不能设定了具体的检测的项目、范畴和平率，并补充了布设介质的原则，且对调查样本的收集、保存、监测手段、数据采集和处理、质量优化提升等进行了进一步说明，目前已被国内核电厂广为应用于环境本底监测。《环境核辐射监测规定》（GB12379—90）从原则上就本底检测的方法、样品和数据采集和处理、质量欧化提升做出了规定，要求本底监测地理范畴不应小于80 km，不同于其他标准大多要求的50 km，这一点不太被专家们认可，与实际状况也有一定差异，在现实中，多保证50km范畴，只有极少部分监测范围达到80km。 综合前文内各种标准，不难形成一个相对完整的黄金本地监测要求，以便更好地指导核电厂对其周边环境的辐射本本底开展监测研究。不过其中仍有一些问题需要分析。 1. 2调查特征和当前执行情况 1. 2. 1 特征分析 （1）监测周期至少为两年，周期较长。 （2）监测对象颇为复杂，不仅要检测空气（包括其中的气溶胶、3H及14C、沉降物、γ吸收剂量率）、各种水（包括地表/下水、饮用水、雨水）、泥土（包括河/海底泥等）、还要检测动物（家养禽畜和鱼类、海洋贝壳等软体生物）、植物（松针、海洋植物、藻类）
核电厂放射性废物水泥固化处理技术简介 摘要：放射性废物是核能利用的必然产物，是指含有放射性物质或被放射性物 质所污染，活度或活度浓度大于规定的情节解控水平，且所引起的照射未被排除 的废弃物。我国的放射性废物主要来源于核电厂和核燃料循环设施。20世纪80 年代初，我国开始关注和启动有关放射性废物水泥固化处理研究和应用。90年代 中期，水泥固化处理技术日趋成熟，在秦山核电厂和大亚湾核电厂配套建设了低 中水平放射性废物水泥固化系统。同期也编制并颁布实施了废物固化体性能要求 和检验方法的相关标准。随着核电事业的快速发展，绝大多数核电厂配套建设了 放射性废物水泥固化生产线，主要用于低中水平放射性浓缩液和废树脂的固化处理，以及其他固体废物的固化处理。 关键词：放射性；废物处理；水泥固化 一、工艺流程 放射性废物的固化处理，就是将废物加工成能满足废物储存、运输、处置要 求的，具有一定机械性能且结构稳定的废物体。水泥固化通常是将放射性废物、 水泥基料、外加水和其他固化外加剂混合搅拌为均匀的水泥浆体，在合适的养护 条件下，经过不少于28天的养护后形成坚硬的废物固化体。水泥固化的工艺流 程如下图所示： 可以看出，水泥固化的主要过程包括放射性废物废物和各种固化物料的计量，加料和混合搅拌，水泥浆体的凝结和养护。根据搅拌和加料方式的不同，水泥固 化技术可以分为桶外搅拌、桶内搅拌。 桶内搅拌是以标准的废物桶作为混合容器，将废物、水泥、外加剂、水等按 照规定的加料顺序加入废物桶后，按照设定的搅拌方式搅拌均匀。该方法有弃桨 和提桨两种工艺。弃桨是指水泥浆搅拌完成后，将搅拌桨留在废物桶内不再复用，提桨是指搅拌完成后，将搅拌桨提起，冲洗后重复使用。该方法的优点不需要专 门的混合容器，有利于搅拌桨的清洗和维护。缺点是对废物桶的填充率有要求， 对加料顺序、加料量、搅拌方式和搅拌速率有一个相对严格的控制，既要防止搅 拌时水泥浆的外溅，又要保证合适的废物填充率。 桶外搅拌是将水泥、外加剂、水等在混合容器内按照规定的加料顺序和搅拌 方式，搅拌均匀后将水泥浆输送到废物桶。该方法的优点是搅拌桨的设计和搅拌 方式的选择性良好，可以实现固化物料的均匀搅拌，混合容器也可用作装料器， 从而减少固化过程中使用的设备。缺点是混合容器的清洗，搅拌桨的维护较复杂。需要注意的是，与桶内固化相比，桶外固化增加了水泥浆从混合容器向废物桶输 送的过程，这就要求水泥浆须有较好的流动度和较长的初终凝时间，以防止输送 过程中的堵塞或凝结。 与其他固化处理技术相比，水泥固化处理技术具有明显的优势，主要具有如 下优点： ①设备简单，生产能力大，处理过程时间短； ②固化过程二次污染少； ③固化体结构密实，具有良好的机械性能； ④固化体的耐辐照和抗生物侵蚀性好； ⑤能够实现大多数液体废物和固体废物的固化处理； ⑥自屏蔽效应好。
*医院 辐射安全与防护管理办法 第一章总则 第一条为了加强放射性同位素与射线装置安全和防护管理工作，保障全院职工和病人的健康和环境安全，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》(主席令第6号)、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院449号令)、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（国家环保总局第31号令）等有关法律法规精神，制定本办法。 第二条本办法适用于本院内所有涉及放射性同位素与射线装置的人员和实验、科研场所以及相关活动的安全监督与管理，包括购买、运输、存贮、使用、生产、销毁等过程的管理。 第二章组织机构与许可登记 第三条“辐射安全管理委员会”是医院辐射安全与防护工作的管理、监督和技术指导的领导机构，办公室设在医务科，负责日常事务的管理。 第四条按照国家和医院有关规定，实行辐射工作许可登记制度。 第五条根据有关规定和医院具体情况，医务科以主体身份向政府环境辐射主管部门申请许可证，医务科负责医院的辐射安全管理。
第六条各涉源科室需取得“许可登记”方能开展相关工作，其制度建设、人员培训、安全防护等纳入医院统一管理。各科室根据所属实验室的放射性同位素或射线装置的具体情况，制定相应的操作规程、辐射防护和安全保卫制度、人员岗位职责、辐射事故应急处理预案、辐射安全责任书（需盖医院公章）等，报医务科备案，作为许可申请和环保部门检查的依据。 第七条涉源科室购买、处置放射性同位素（新购源、同位素试剂）和射线装置时，首先向医院辐射安全管理委员会办公室提出申请，经审核批准后方可进入后续工作程序。 第三章放射工作人员管理 第八条本办法所称放射工作人员，是指从事放射职业活动中受到电离辐射照射的人员。 第九条根据卫生部第55号令《放射工作人员职业健康管理办法》,放射工作人员必须持证上岗。申领放射工作人员证的人员，必须具备下列基本条件： 1．医院正式聘任职工、年满18 周岁，经职业健康检查，符合放射工作人员的职业健康要求； 2．遵守放射防护法规和规章制度，接受职业健康监护和个人剂量监测管理； 3．掌握放射防护知识和有关法规，经有资质科室举办的辐射安全培训，考核合格；
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
第九章核电站三废的收集与处理 核电厂与一般工厂一样，会产生一些诸如粉尘、热量和化学产物之类的废物。但在核电厂的生产过程中，由于存在裂变产物及活化腐蚀产物等，因而还会产生一些带有放射性的液体、气体和固体废物。 为保护环境免受污染、防止工作人员和电厂周围居民受到过量的放射性辐照，核电站在排出或再利用这些放射性废物之前，一定要采用必要的工艺对它们进行处理，经监测符合有关标准后再进行排放或回收再利用。 为此，大亚湾核电站设立了一整套排出物的处理和排放系统。这些系统主要有： ——核岛排气和疏水系统（RPE）； ——硼回收系统（TEP）； ——废液处理系统（TEU）； ——废液排放系统（TER）； ——废气处理系统（TEG）； ——固体废物处理系统（TES）。 9.1核电站三废的来源及分类 1. 废液的分类 废液按其不同来源和化学性质，分为可复用废液和不可复用废液。 可复用的废液是指从一回路排出的未被空气污染的，含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。这部分排水由RPE系统收集并送往硼回收系统（TEP），经处理后供一回路重新使用。 不可复用的废液又分为工艺排水、地面排水和化学废液三类。其中，工艺排水是指从一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液；地面排水是指来自地面的、化学含量不定的低放射性废液；化学废液是指被化学物质污染的，并可能含有放射性的废液。这三种废液都是由RPE系统收集、就地分类，分别送往废液处理系统（TEU）的工艺排水箱、地面排水箱和化学废水贮存箱，经处理后通过废液排放系统（TER）排放。 除了上述三种废液外，还有一种废液，叫做公用废液，是指淋浴、洗涤和热加工车间使用去污剂去污的废水。这些废水通常会有较弱的放射性。公用废液由联系核岛、机修车
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
附件 核电厂内乏燃料干法贮存系统 核安全监管要求 （试行） 一、前言 核电厂设计有燃料装卸和贮存系统，用于未辐照燃料和已辐照燃料（乏燃料）的装卸和贮存。核电厂的乏燃料贮存方式通常可分为“湿法”和“干法”，我国在运商用压水堆核电机组的乏燃料贮存均采用湿法水池系统。 干法贮存也是目前世界主要核电国家普遍采用的一种乏燃料贮存方式，美国已有近70%的核电厂配套建设了干法贮存系统。目前，我国部分压水堆核电厂已准备申请增设厂内乏燃料干法贮存系统，但我国尚缺乏相关的标准和规范。 根据环境保护和核安全法律法规相关要求，国家核安全局制定了《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求》（以下简称《监管要求》），用于指导压水堆核电厂增设厂内乏燃料干法贮存系统的核安全相关工作。 二、适用范围 本《监管要求》适用于核电厂内增设的乏燃料干法贮存系统。 该系统位于核电厂实物保护分区的保护区内，是机组原设计中乏燃 —2—
料水池系统的补充，属于核电厂辅助系统，纳入国家核安全局颁发 的核电厂运行许可证许可范围，由核电厂营运单位对其进行全面管理，并承担相应的核安全责任。 三、适用法规标准 核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等活动，都必须遵守我国现行有效环境保护和核安全法律法规中的适用条款。 增设的乏燃料干法贮存系统作为核电厂辅助系统，在设计和运行中必须遵守《核动力厂设计安全规定》（HAF102）、《核动力厂运行安全规定》（HAF103）和《核材料管制条例实施细则》(HAF501/01)的相关规定，必须满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)、《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249）和《反应堆外易裂变材料的核临界安全》（GB15146）等相关标准中适用的要求。 核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等各项活动中，适用部分应参照国家核安全局发布的指导性文件执行，这些文件包括HAD102系列导则、HAD103系列导则、HAD301系列下的02/03/04导则、HAD501系列导则等。 此外，考虑到目前我国核与辐射安全法律法规体系中缺少专门针对核电厂内乏燃料干法贮存系统的指导文件，且国家相关技术标准尚不完善，设计、审评等活动可参照采用美国核管会颁布 的核电厂乏燃料干法贮存系统相关监管导则（RG系列）和技术文 —3—
第八章 核电站的辐射防护和废物处理 8.1 核辐射及其效应 8.1.1 核辐射的物质效应 在核电站范围内，参加核辐射的粒子主要是带正电的α粒子，带负电的β粒子，γ射线(光子)以及不带电的中子，被辐照的物质，我们仅局限于生物形式(包括人体)和用于辐射防护的惰性物质，粒子或射线与物质的作用，主要表现出下列几种效应： (1)由电子引起的激发和电离 当物质受到β粒子(电子)的照射时，产生的效应与它入射时能量E 有很大关系，如果进入物质的电子能量非常低，它仅仅在物质中移动，而对物质的分子没多大的影响，如果入射的电子能量较大，它就将能量传递给原子中的电子，使电子激发到较高能态，或产生电离，接着发生光的发射。例如，当重元素中的内部轨道上的电子置换时，所产生的高能射线就是X 射线。 核反应堆中的β粒子具有0.01~1.0MeV 范围的能量，它穿越物质时能产生大量的电离。粗略的近似计算认为，产生一个离子对约需32eV 的能量。随着物质的每次电离，β粒子损失其能量并最终停止。β粒子所走的路程被称为射程。实验发现：射程正比于β粒子的能量，反比于所穿越物质的密度。如果β粒子得能量E>0.8Mev 时，射程计算的近似为: 30.55(0.16()/) E Mev R cm g cm -=）ρ（ (8-1) 式中，ρ是被照射物质的密度，由此可见，β粒子在液体和固体中的射程仅为几个毫米，在空气中也仅为几米。 (2)被重原子慢化的带电重粒子 由于带电粒子(如质子，α粒子)或离子(如裂变碎片)比电子重的多，所以把它们归入重粒子。如果入射的能量相同，它们的运动速度比电子小得多，因为质子与电子的质量比为1836，在相同能量下它们的速度比为0.0233，其动量比为42.85，所以在运动中重粒子不易发生偏转。 带电重粒子在物质中由于同原子中电子的静电相互作用会慢化下来，重粒子在损失其能量的同时，电子获得能量被跃迁。因此，重粒子通过物质时就会有大量的电离产生，随着重粒子能量的衰减，最后它在射程内停止，这一射程比电子的射程短得多，例如，一个能量为2MeV 的α粒子在空气中的射程为1cm 。若假定纸的密度是空气的1000倍，则2MeV 的α粒子就可被0.001cm 厚的纸挡住，或被人的皮肤挡住。因此，α粒子的防护并无多大困难。 (3)被核散射的带电重粒子 高速带电粒子遇到非常重的带点原子核时，由于两个粒子的排斥，迫使入射粒子改变运动方向，沿着双曲线方向继续运动，这就是入射粒子被散射。除非入射粒子的能量非常高，且能进入核力的范围之内，否则它能引起核反应的概率非常小。当然并不排除它被散射后又遇到另一原子的电子，并引起电离的可能性。 (4)γ射线与物质的作用
放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 （环保部第18号令） 第一章? 总则 第二章? 场所安全和防护 第三章? 人员安全和防护 第四章? 废旧放射源与被放射性污染的物品管理 第五章? 监督检查 第六章? 应急报告与处理 第七章? 豁免管理 第八章? 法律责任 第九章? 附则
第一章? 总? 则 第一条?为了加强放射性同位素与射线装置的安全和防护管理，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》，制定本办法。 第二条? 本办法适用于生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的场所、人员的安全和防护，废旧放射源与被放射性污染的物品的管理以及豁免管理等相关活动。 第三条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当对本单位的放射性同位素与射线装置的辐射安全和防护工作负责，并依法对其造成的放射性危害承担责任。 第四条? 县级以上人民政府环境保护主管部门，应当依照《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》和本办法的规定，对放射性同位素与射线装置的安全和防护工作实施监督管理。 第二章? 场所安全和防护 第五条? 生产、销售、使用、贮存放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志，其入口处应当按照国家有关安全和防护标准的要求，设置安全和防护设施以及必要的防护安全联锁、报警装置或者工作信号。 射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。
放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明；放射源上能够设置放射性标识的，应当一并设置。运输放射性同位素和含放射源的射线装置的工具，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志或者显示危险信号。 第六条? 生产、使用放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定采取有效措施，防止运行故障，并避免故障导致次生危害。 第七条? 放射性同位素和被放射性污染的物品应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，并指定专人负责保管。 贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。 对放射源还应当根据其潜在危害的大小，建立相应的多重防护和安全措施，并对可移动的放射源定期进行盘存，确保其处于指定位置，具有可靠的安全保障。 第八条? 在室外、野外使用放射性同位素与射线装置的，应当按照国家安全和防护标准的要求划出安全防护区域，设置明显的放射性标志，必要时设专人警戒。 第九条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照国家环境监测规范，对相关场所进行辐射监测，并对监测数据
电磁辐射防护规定 UDC614.898.5 GB8702-88 （1988年3月11日国家环境保护局批准 1988年6月1日实施） 1 总则 1.1 为防止电磁辐射污染、保护环境、保障公众健康、促进伴有电磁辐射的正当实践的发展，制定本规定。 1.2 本规定适用于中华人民共和国境内产生电磁辐射污染的一切单位或个人、一切设施或设备。但本规定的防护限值不适用于为病人安排的医疗或诊断照射。 1.3 本规定中防护限值的范围为100KHZ～300GHZ。防护限值与频率的关系见下图。
1.4 本规定中的防护限值是可以接受的防护水平的上限，并包括各种可能的电磁辐射污染的总量值。 1.5 一切产生电磁辐射污染的单位或个人，应本着“可合理达到尽量低”的原则，努力减少其电磁辐射污染水平。 1.6 一切产生电磁辐射污染的单位或部门，均可以制定各自的管理限值（标准），各单位或部门的管理限值（标准）应严于本规定的限值。 2 电磁辐射防护限值 2.1 基本限值 2.1.1 职业照射：在每天8H工作期间内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0、1W/KG。 2.1.2 公众照射：在1天24H内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0、02W/KG。 2.2 导出限值 2.2.1 职业照射：在每天8H工作期间内，电磁辐射场的场量参数在任意连续6MIN 内的平均值应满足表1要求。 表1 职业照射导出限值 150/0.40/ (0.5)(0.0015 注: 1) 系平面波等效值, 供对照参考。 2) 供对照参考, 不作为限值; 表中f是频率, 单位为MHz; 表中数据作了取整处理。 2.2.2 公众照射：在1天24H内，环境电磁辐射场的参数在任意连续6MIN内的平均值应满足表2要求。
核电厂及反应堆的辐射防护
概述 自从1954年第一个示范性核电厂问世以来，核电厂已有了很大的发展。目前，发电用的核反应堆有十多种，其中比较成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨水堆和重水堆。在当今世界的核电厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电厂占绝大多数
核电厂 核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。对于不同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大的差别。 压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。 核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又是一个辐射源。核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过程中释放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽发生器
核电厂 一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送至反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内，如此循环构成一个密闭的循环回路
核电厂 一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物通常称为反应堆安全壳。安全壳为内径约30米、高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境
核电厂 二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。由于核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在燃料元件破损的情况下，一回路的放射性水平很高。因此从反应堆流出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机。所以压水堆核电厂比普通电站多一套动力回路。核电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮发电机组厂房相似
核电站、核污染及其核废料处理 核熔毁与核废料 核能外泄又称为核熔毁，是一种发生在核能反应炉故障时，产生的严重的后遗症。核能外泄所发出的核能辐射虽远比核子武器威力与范围小，但是却能造成一定程度的生物伤亡，影响生态环境。 核能外泄最主要原因，就是核子反应炉核心冷却系统故障，导致控制辐射的相关设备失常。虽说核能外泄不一定全然包括核子灾害，但是已经是已知核能应用上的最大环保隐忧。另外，核能外泄虽也可指使用核能发电的航海器具所发生的灾害，尤其是核潜舰，不过一般说来是指用来发电的核能电厂发生的核熔毁事件。 核废料包括核燃料循环缓解上任一点经由正常运输和意外事故而产生出来的放射物质，如铀矿的开采，研磨浓缩、燃料制造、反应器运转、乏燃料再处理（萃取剂）、军事、医药、工业以及中期储存、终期用不回收和运输时放出。到目前为止，还没有办法中和放射性，所以我们不得不选用一些长期或短期的贮存方法，将那些早晚会污染地球大部分生态的有害物质予以隔离。主要有三种核废料贮存方式：顶端埋入深矿井中，中间埋入深海中，底下则将其埋入南北极冰帽下与地层岩石紧接处。 深矿贮存深海贮存冰帽贮存 三废处理 核电厂“三废”处理设施建设严格执行环境影响评价和“三同时”（与主体工程同时设计、同时施工、同时投产）制度。三废处理的原则是合理可尽量低，即把放射性气态流出物和液态流出物的排放降至最低的水平。气体废物经处理和监测合格后向高空排放；低放射性废水经过处理，监测合格后排放；放射性活度较大的液体废物转化成固体废物，固体废物进行贮存处置。
排放方式和排放量，严格按国家规定。地方环保部门和核电厂同时对排放和环境进行“双轨”制监测，以确保核电厂的排放低于国家批准的限值和保证环境的安全。 例如，秦山核电厂运行以来的实测表明，秦山核电厂向环境排放的气体和液体是在严格的处理和控制下进行的。地方环境保护部门和核电厂环境监督站对核电厂周围环境中的放射性进行了严密的监测，两者监测的结果都表明：环境放射性水平与各种环境介质中的放射性核素含量均未见异常。秦山核电厂排出的气态流出物和液态流出物对周围环境未造成可觉察到的影响，环境质量良好。 根据国家海洋局第二海洋研究所的调查，未发现秦山核电厂运行后对水域环境生态及水质变化产生明显的影响。