1、目 录核辐射防护相关知识 1日本福岛核电站事故 4福岛核电站事故问与答 9核电站相关基本知识 12世界核电发展格局 14中国核电现状 15湖南核电 161、核辐射防护相关知识一、辐射的概念人类一直受着天然电离辐射照射，包括宇宙射 线、地球放射性核素产生的辐射等。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射和医疗。目前，国际上普遍采用的辐射防 护的三个原则：实践的正当性，防护水平的最优化和个人剂量限值。国家辐射安全标准规 定公众受照射的个人 剂量限 值为每年1毫希沃特，而受 职业照射的个人剂量限值为每年20毫希沃特。希沃特是辐射剂量的一种 单位， 记作Sv。它代表了受到电离辐射照射的个人的剂量当
2、量，反映各种射线或粒子被吸收后引起的生物效应强弱的辐射量。希沃特是个非常大的单位，因此通常使用毫希沃特（mSv ），1mSv=0.001Sv。此外还有微希沃特（Sv），1Sv=0.001mSv。二、各种剂量核辐射对人体健康的危害1、一次小于100毫希沃特的辐 射， 临床上观测不到任何变化，视为对人体无影响。2、一次10002000毫希沃特，可能会引发轻度急性放射病。3、日常生活中，我们坐10小时飞机，相当于接受0.03毫希沃特辐射。4、一天抽一包烟,一年下来受到的 剂量在0.5-1 毫希沃特。5、规定职业人员的年剂量最高限 值为20毫希沃特,公众的年 剂量最高限值为1毫希沃特。6、一次性遭受4
3、000毫希沃特可能会致死。三、核应急响应核应急是针对核设施可能发生的核事故， 进行控制、 缓解、减轻核事故后果而采取的紧急行动。中国是国际原子能机构成 员国，同 时也是“核应急国际 公约”及“核安全公约”的缔约国，承担着相应的国际义务。目前，我国为了应付万一发生的核事故，最大限度地控制和减轻事故的危害，保护公众，保护环境，国家在中央、省市区、核电厂建立应急组织，制定核应急计划，并做好 应急准备。核电站建成后，在核原料进站之前，至少要 进行两次应急演习。一旦核危机来袭，各级核应急中心都会有指令，政府会迅速通过媒体，进行应对部署。四、核电站事故后防辐射措施1、远离放射源。远离放射源是最好的防护办法
4、。公众应迅速采取必要的自我防护措施，例如可以选用就近的建筑物，关闭门 窗，并根据地方政府的安排实施有序撤离。核事故发生时，切忌不能迎着风跑，应尽量往风向的 侧 面躲。2、放射性的粉尘和水蒸气在大气中随着气流 传播，可以到达很远的地方，尤其是进入平流层。当年切尔诺贝利的放射性漂 尘传 播到了瑞典，最 远达到了2000公里。放射性粉尘和水蒸气剂量会诱发癌症，基因变异，生殖畸形等 问题。放射性粉尘和水蒸气落到地面，通常是夹在雨水之中。所以，在下雨天，绝对不要淋雨，尽量避免直接沾染雨水。并且要密切注意新闻，包括核污染方面的新闻及天气预报。3、尽量避免裸露的身体表面直接接触放射性粉尘和水蒸气，尤其是口腔
5、。在放射性 尘土和水蒸气污染期间，多穿衣服出 门，戴口罩、帽子、手套，尽量减少裸露身体表面。若 怀疑身体表面有放射性污染，采用洗澡和更 换衣服的方法减少放射性 污 染。4、核辐射突发事件发生后，人有可能摄入放射性碘，碘会集中在甲状腺内，使器官受到较大剂量照射。服用稳定性碘片，能阻断 90%放射性碘在甲状腺内沉积。但是，碘片的服用要根据政府的指示，只有政府在评估事故状态以后才能决定是否需要服用碘片。不能仅凭个人主观臆断或恐惧而擅自服用。5、食物与水，要确定无污染才能饮食。6、出现核辐射事故时，要注意心态平稳，千万不要惶恐不安。公众必须尽可能获取可信的突发事件信息，了解政府部门的决定、通知。应通过
6、各种手段保持与地方政府信息沟通，切不可 轻信谣言与小道消息。 7、污染期结束后，做一个放射性检查。核辐射标志2、日本福岛核电站事故一、福岛核电站简介福岛核电站（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。它是目前世界最大的核电站之一，由福 岛 一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆，属于第二代核电站。二、核电站事件分类1级异常，核电站运行偏离 规定的功能范围。2级事件，核电站运行中发 生具有潜在安全后果的事件。3级严重事件，核电站纵深防御措施受到 损害。厂内 污 染严重，工作人员受
7、到过度的辐照。向厂外环境释放极少量放射性物质，公众受到的照射 远 低于规定限值。4级主要在核设施内的事故，核 电站反应堆堆芯部分损 坏， 对工作人员具有严重健康影响。向厂外环境释放少量放射性物质，公众受到 规定限值量 级的照射。5级具有厂外风险的事故，核 电站反应堆堆芯严重损坏。向厂外环境有限度地释放放射性物质，需要部分地实施当地 应急 计划。6级严重事故，核电站向厂外明 显释放放射性物质，需要全面地实施当地应急计划。7级极严重事故，核电站向厂外 释放放射性物质， 产生广泛的健康和 环境影响。三、福岛核电站事故分级福岛核电站事故发生后，日本原子能与工 业安全局把事故定 级为4级，随着事 态的发
8、展，放射性物质释放量进一步加大，几台机组同时出现问题， 3月 15日晚法国核安全局依据国际核能事件分级表（上图），已将福岛核 电站事故列 为6级，但日本原子能与工业安全局仍定级事故为4级。最终究竟定多少级，还需随事 态最 终发展， 经国际专家的评 估才会有确切的说法。四、福岛核电站事故原因与图 解核反应堆的中心部位包括水和核燃料棒，以启动受到控制的核反 应，燃料棒由 铀、锆等核燃料块组成，核反应会将水加热 ，产生高温蒸汽，再由蒸汽驱动涡轮发电，地震发生后，反应堆自动停止运行，控制棒插入堆芯内，链式反应即刻终止。地震摧毁了核反应堆的外部电力供应，冷却水不能 传送到反 应堆将其冷却，堆芯水位下降，
9、核燃料棒露出水面，核燃料棒无法冷却，热量在反应器中集聚，高温下堆中水分解为氢气和氧气，氢气无法排出，导致浓度过高，高温下与氧气作用 发生爆炸，掀翻混泥土顶盖，核反应堆失去水后，而燃料中的放射性物质产 生的 热量无法去除，高温使燃料棒熔化，落到反应堆的底部，炽热的辐射物质刺穿防护屏障释放出外界,造成核泄漏事故。五、福岛核电站事故发展情况中新网3月16日电 日本共同社公布了截止到当地时间16日下午，福岛第一核电站六个反应堆和福岛第二核电站四个反应堆的情况，如下：1、福岛第一核电站一号机组：冷却系 统 停止运转，反应堆部分发 生“堆芯熔化” ，已排出蒸汽，在当地时间12日的爆炸中建筑部分损坏，已向该
10、反应堆注入海水。二号机组：冷却系统停止运转，反 应堆部分发生“ 堆芯熔化”，反应堆燃料棒一度完全暴露在水面以上，已排出蒸汽，当地时间14日三号反应堆发生爆炸，导致二号反应堆建筑部分损坏，15日反应堆外安全壳部分受损，可能发生“ 堆芯熔化”现象。三号机组：13日，反应堆丧失冷却功能，可能已出现“堆芯熔化 ”。之后采取 释放蒸汽及注入海水措施。14日发生氢气爆炸，导 致该反应堆厂房部分受损 。15日检测到该反应堆附近辐射量增高，16日该反应堆区域冒出白色烟雾，反 应堆安全壳存在毁 坏的可能性。四号机组：地震发生时反应堆正在进行维护检修工作， 15日起火，可能是反应堆乏燃料储存池发生氢气爆炸，无法观
11、测到乏燃料储存池水位。 16日放置反应堆的厂房起火，无法注水冷却 该反应堆。五号、六号机组：地震发生时正反 应堆在进行维护检修工作，16日观测，这2个机组装有反应堆乏燃料的水池温度轻微上升。2、福岛第二核电站一号、二号、三号机组：地震后冷却系统自动停止运转， 丧失冷却功能，后经采取措施，已 进入稳定的“冷温停止 ”状态。四号机组：已进入“冷温停止”状态。3、福岛核电站事故问与答1、核电站会像原子弹一样爆炸 吗？核反应堆是不可能像原子弹那样爆炸的。 这个结论的原因很 简单：核反应堆的燃料铀-235含量不高。虽然核弹和核反应堆都是以铀为原料，但两者 对铀 -235的要求完全不同，天然铀含99.28
12、%的铀-238，微量的 铀-234，0.71% 的铀 -235，而只有 铀-235 是能 够发生链式反应的铀。生 产核弹时，需要付出昂贵的代价去除铀-238 ，要求铀-235的浓度在90%以上，而反 应堆中核燃料一般只有要3%左右 铀-235 ，如烈度白酒可以点燃，啤酒却不能点燃的道理一 样，反应堆即使失控，也不会像原子弹那样爆炸。2、不是说反应堆已经停止了，那么为什么还要降温散热？我 们 通 常 意 义 上 说 的 可 控 裂 变 在 一 开 始 停 堆 成 功 时 就 停 止 了 ，但 是 还 有 大 量 的 余 热 ，同 位素 衰 变 还 将 产 生 热 量 。地 震 使 电 网 瘫 痪
13、 ，冷 却 泵 失 效 ，热 量 使 反 应 堆 压 力 容 器 里 的 水 都 蒸 发 了 ，没 有 水 冷 却 ，热 量 最 终 熔 化 堆 芯 ，造 成 烧 穿 反 应 堆 压 力 容 器 的 事 故 。一 旦 烧 穿 压 力 容 器 ，熔 化堆 芯 在 安 全 壳 中 ，需 用 喷 水 的 办 法 包 住 放 射 物 质 ，继 续 降 温 。按 设 计 这 个 时 候 堆 芯 会 冷 却 固 化 ，预 置 在 安 全 壳 里 的 去 氢 剂 会 把 氢 和 氧 结 合 生 成 水 ，减 低 壳 内 压 力 ，最 终 形 成 稳 定 的 状 态 。3、放射性尘埃会吹到中国来吗 ？地球自转
14、是由西向东转的。热带 气温高、寒 带气温低，所以除了一般的风以外，有一个空气在低纬度上升、到高纬度下降的大对流过程。高空气流向北流动的过程中，由于低纬度线速度高，流向会偏东，形成固定西风带 。出事的福 岛核电站大约处于北纬38度左右，正是西风带影响范围，高空气流永远是自西向东运动，如果真的发生强力爆炸将放射性尘埃吹向高空，那么只有可能影响到人迹罕至的阿留申群岛，阿拉斯加等等，并且在气流吹动的过程中，放射性尘埃也会不断的被稀释扩散在大气层中，到达北美大陆时影响已经相当微弱。4、戴口罩吃碘盐能防辐射吗？戴 口 罩 可 能 阻 止 部 分 放 射 性 微 粒 进 入 体 内 形 成 内 照 射 。碘
15、 盐 中 碘 含 量 很 少 ，对 碘 -131辐射 不 起 作 用 ，碘 防 御 辐 射 的 原 理 是 甲 状 腺 容 易 吸 收 碘 ，放 射 性 尘 埃 中 有 碘 -131，被 吸 收 危 害大 ，那 么 就 提 前 服 用 碘 片 ，一 般 是 碘 化 钾 ，用 没 有 放 射 性 的 碘 先 让 甲 状 腺 饱 和 ，然 后 就 不 会吸 收 放 射 性 的 碘 同 位 素 了 。5、受到大剂量辐射会有什么后果？短期内接受约1000mSv剂量以上的辐射，人体会 产生急性 辐射病的症状。切尔诺贝利有134人被确认受到了的严重辐射，并 诊 断为急性辐射病。后来有28人在3个月内去世，
16、有14人在10年内去世。这是非常可怕的后果。6、事故核电站所在国家农作物和海 鲜能否安全食用？按目前公布的辐射剂量，就没有必要担心 这方面的问题。即使在自然环境中，也是有天然放射性物质存在的。如果情况进 一步 恶化下去，达到切 尔诺贝 利的辐射水平，会对生态造成较大的影响，但相应的进出口检验环节 也会建立，受 辐射的作物和海产等不太可能出现在选购和食用范围内。7、空气中的放射性物质会存在多久？自然界中也有天然的辐射，主要来自宇宙射 线， 氡气。天然的辐射和核设施释放的辐射没有本质区别，只要剂量小就无危 险。但是如果反 应堆堆芯熔化破裂，裂变产物中，碘-131半衰期约为8天，铯-137 半衰期约
17、为30年， 这两样都是危害较大的放射性元素。8、到目前为止的辐射水平，会对人类造成伤害吗？NHK的放射物质监测报告说茨城的辐射测量值为正常的100倍以上, 宇宫都、奇玉县40倍以上,多数地区浓度为正常值个位倍数，东京大约20倍左右，这些正常值的100倍、40倍的数字应该是相对本底辐射强度而言，看起来很可怕，但放射性元素会衰变，这个效应不一定是长期的。影响主要看总剂量。自然本底一年的总剂量是1 10mSv，而一年之中吸收的辐射超过这个剂量的几倍几十倍，不会造成显著的 损害。只能从理 论上估计增加了某些疾病的概率，并没有得到数据支持。9、为什么有些地方辐射本底偏高？人生活在地球上，无时无刻不在接受
18、 辐射的照射，宇宙射 线 、宇生放射性核素、原生放射性核素等等天然辐射对人类每一年的平均的年有效剂量是2.4mSv/年，主要以吸入建筑物内常见的放射性气体氡-222为主（1.6 mSv/年），这个数值是UNSCEAR 统计出来的平均数值。生活在高原、花岗岩、铀矿化度高地区，天然放射性本地偏高。10、核泄漏对湖南有影响吗？截止3月19日上午，环保部核安全局最新 发布的全国各省会城市和部分地 级市实时连续空气吸收剂量率监测值结果表明，我国环境辐射水平未受到福 岛核电站事故的影响。湖南省核工业地质局近期用多种放射性检测仪器对韶山路、人民路、袁家岭、烈士公园等地监测，空气吸收剂量率为0.09-0.11
19、微希沃特 /小时，没有超过国家标准限值，属正常水平。 4、核电站相关基本知识一、核反应堆核反应堆是一种综合的技术装置，用来 实现重金属的可控自持 链式裂变反应。核反 应堆由堆芯、冷却剂系统、控制与保护系 统、屏蔽系统、 辐射监测系统等组成。核反应堆堆芯是核燃料存放的区域，是核电站的心脏 ，核裂 变链式反应就在其中进 行。链式裂变反应释放出来的能量，大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通 过热传导、 对 流传热和热辐射等方式传递给燃料原件周围的冷却剂，再由冷却 剂带载 到堆芯外，通 过热力系 统转化为所需的动力。二、核反应堆类型压水堆：使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾
20、的核反应堆。燃料为加浓铀。20世纪80年代，被公认为 是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。其装机 总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60以上。最早用作核潜艇的军用反应堆。 压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。 压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。沸水堆：沸水堆为压水堆的孪 生姐妹 ，沸水堆核 电站工作流程是：冷却 剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了 热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽 轮发电机组发电。沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等 组成。汽水分离器
21、在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸 腾水既作慢化 剂又作冷却剂。 重水堆：重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。高温气冷堆：用氦气作冷却剂，出口温度高的核反 应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度 为850 1000，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀。快中子堆：快中子堆全称为快中子核反应堆，是由快中子引起原子核裂 变链式反应，并可 实现核燃料增殖的核反应堆，能 够使 铀资源得到充分利用， 还 能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。三、核电站代级
22、发展历程第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即 1950年至 1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯 顿 沸水堆以及英国的镁诺 克斯石墨气冷堆等。第二代（GEN- ）核电站是1960 年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR， BWR）、加拿大坎度堆（ CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。第三代（GEN- ）是指先进的 轻水堆核电站，即 1990年后期到2010年开发设计的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化 设计 和安全性更高的非能 动安全系统，如先 进的沸
23、水堆、非能动先进压水堆AP1000 等。第四代（GEN- ）是待开发的核 电站，其目 标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。5、世界核电发展格局核能的和平利用已经经历了50多年的发展，截至 2009年7月底 统计数据，世界上已有运行核电机组441座、在建核电机组52 座，核 发电占世界总发电的 16%。世界核电机组数和分布如图1和图2所示。由图可知世界核电主要分布在北美、欧洲、日本、 韩国。6、中国核电现状一、已建成的核电站中国目前已建成核电站有6个，共 13个机组，分 别为浙江秦山一期、二期、三期核电站、广 东
24、大亚湾核电站、广东岭澳一期、二期核 电站、江苏连云港田湾一期核电站。二、在建核电站我国建设中的核电站有24台机组，分 别为广东岭澳二期核 电站、 辽宁红沿河一期核电站、福建宁德一期核电站、福建福清核 电 站、广 东阳江核电站、浙江秦山一期扩建方家山核电站、浙江三门核电站、广东台山核电 站、山 东海阳核电站、海南昌江核电站、广西防城港核电站。三、筹建中的核电站我国目前筹建中的核电站约有几十个，包括湖南桃花江核 电站、江西彭 泽核电站、湖北咸宁大畈核电站等。7、湖南核电一、湖南核电情况几 十 年 以 来 ，我 国 的 核 电 发 展 技 术 路 线 是 以 国 产 化 为 主 ,统 一 组 织 消
25、 化 吸 收 ,再 创 新 后 实现 自 主 化 ,追 赶 世 界 核 电 先 进 水 平 。在 三 代 核 电 技 术 还 未 完 全 消 化 吸 收 掌 握 前 ,以 现 有 改 进 型核 电 技 术 为 基 础 ,自 主 建 设 适 当 规 模 核 电 站 。三 代 核 电 技 术 将 为 我 国 未 来 20年 内 核 电 发 展 的主 导 。湖南益阳桃花江核电站采用的就是第三代核电技术AP1000，AP1000是一种先进的非能动型压水堆核电技术。AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”， 进 一步提高了核电 站的安全性，同时也能显著降低核电
26、机组建设以及长期运营的成本。日本福岛核电站所采用的沸水堆，由于它直接从堆芯产生蒸汽 驱动汽轮机，安全系数低，并且机型老化，当初设计和安装 时，也没有 对抗震能力做比较 充分的估计。桃花江核电站的选址更加保守、安全，远离地质断裂 带，抗震 标准以及防洪标准等都做到了“高一级”设防，并且受到国家核安全局的严格审查，再加上 AP1000安全技术能力， 风险 是可控的。二、AP1000核电 技术1、工作原理AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用 处 于高压下的水把热能带 出，在蒸汽 发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机
27、一起旋转， 电 就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。2、核心技术核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核 岛钢制安全壳底封 头成套技术、模 块设计和制造技术、主管道制造技术 、核 岛主设备大型锻件制造技 术。3、主要特点1）AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反 应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。2）进一步提高了核电站的安全性，同 时也能显著降低核电 机组建设以及长期运营的成本。3）AP1000在建设过程中，可利用模 块化技术，多 头并进实 施建设，极大
28、地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设 到加 载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。三、非能动安全系统AP1000设计的革命性变化在设计理念上， 这就是采用非能 动方式简化安全系统。核 电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系 统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系 统大都是能动的。非能 动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成
29、的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能 动 安全概念的引入，使核 电 站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简 化了 专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新，还使核电厂成本显著下降。1、非能动堆芯冷却系统AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能 动 堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外， 还具有
30、堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能 动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST ）。传热过程无需动力。当 IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发 ，非能 动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，
31、CMT 、安全注射水箱和IRWST为堆芯提供冷却。依靠IRWST提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余 热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。2、非能动安全壳冷却系统AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故 发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通 过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度， 进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外 环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳 顶部设有可供72小时的冷却水 贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内 压力或温度 过高时，系 统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保 证安全壳不受损坏。
