電離輻射，常常被人們說成是核輻射，我之前也這么認(rèn)為，其實(shí)核輻射只是電離輻射的一種。zui近因?yàn)槿毡驹斐筛u核電站核泄漏，以致大家談核色變，搶鹽搶醬油等事件接連發(fā)生，就連外國人都加入行列。殊不知，這只是為那些哄抬物價(jià)的商家做了貢獻(xiàn)。在這里簡單說說關(guān)于電離輻射（核輻射）檢測的問題。
一、術(shù)語定義
1.電離輻射 能夠通過初級(jí)過程或次級(jí)過程引起電離事件的帶電粒子或/和不帶電粒子的輻射的總稱。在電離輻射防護(hù)領(lǐng)域中，電離輻射也簡稱輻射。 電離輻射是一切能引起物質(zhì)電離的輻射總稱，其種類很多，高速帶電粒子有 粒子、 粒子、質(zhì)子，不帶電粒子有中子以及X射線、 射線。
2.核輻射 核輻射，通常稱之為放射性。是原子核從一種結(jié)構(gòu)或一種能量狀態(tài)轉(zhuǎn)變?yōu)榱硪环N結(jié)構(gòu)或另一種能量狀態(tài)的過程中所釋放出來的微觀粒子流。核輻射主要是 、 、 三種射線。
二、電離輻射監(jiān)測分類 關(guān)于電離輻射監(jiān)測，大體上可分為兩類：
1. 輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測；
2. 輻射污染源監(jiān)測其中輻射污染源監(jiān)測包括
a) 核設(shè)施輻射環(huán)境監(jiān)測； b) 放射性同位素與射線裝置應(yīng)用的輻射環(huán)境監(jiān)測； c) 失控源進(jìn)入環(huán)境后的輻射環(huán)境監(jiān)測； d) 伴生放射性礦物開發(fā)利用中的輻射環(huán)境監(jiān)測； e) 非伴生放射性礦物開發(fā)利用中的輻射環(huán)境監(jiān)測 f) 放射性物質(zhì)運(yùn)輸?shù)妮椛洵h(huán)境監(jiān)測； g) 放射性物質(zhì)暫存庫和處理場的輻射環(huán)境監(jiān)測。 對(duì)于日本福島核電站來說，他們實(shí)施的監(jiān)測屬于核設(shè)施輻射環(huán)境監(jiān)測中的核事故應(yīng)急監(jiān)測如果想要檢測日本核輻射是否對(duì)中國造成影響，我們需要做的是輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測。 
    進(jìn)行輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測的目的包括：積累環(huán)境輻射水平數(shù)據(jù)；總結(jié)環(huán)境輻射水平變化規(guī)律；判斷環(huán)境中放射性污染及其來源；報(bào)告輻射環(huán)境質(zhì)量狀況。而我們監(jiān)測日本核輻射的主要目的是后兩點(diǎn)。 輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測常規(guī)監(jiān)測項(xiàng)目及頻次
三、關(guān)于核反應(yīng)堆 反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設(shè)計(jì)需要等因素可建造成各類型結(jié)構(gòu)形式的反應(yīng)堆。 目前世界上有大小反應(yīng)堆上千座，其分類也是多種多樣。按能普分有由熱能中子和快速中子引起裂變的熱堆和快堆；按冷卻劑分有輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。
按用途分有：
（1）研究試驗(yàn)堆：是用來研究中子特性，利用中子對(duì)物理學(xué)、生物學(xué)、輻照防護(hù)學(xué)以及材料學(xué)等方面進(jìn)行研究；
（2）生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變的材料鈾-233、钚-239；
（3）動(dòng)力堆，利用核裂變所產(chǎn)生的熱能廣泛用于艦船的推進(jìn)動(dòng)力和核能發(fā)電。 普通水堆也叫輕水堆，分為壓水堆和沸水堆。福島核電站的反應(yīng)堆是沸水堆，我國和世界大部分核電站均采用壓水堆。壓水堆壓水反應(yīng)堆（Pressurized Water Reactor，縮寫為PWR）是美國貝蒂斯原子能實(shí)驗(yàn)室（Bettis Atomic Power Laboratory）開發(fā)成功的一種輕水核反應(yīng)堆。目前全世界核電站和核動(dòng)力等使用的反應(yīng)堆中均以壓水堆為主，截至2000年底，全世界有258座運(yùn)行中的反應(yīng)堆，占總數(shù)的64.6%。
    壓水反應(yīng)堆利用輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。其冷卻系統(tǒng)由兩個(gè)循環(huán)回路組成。一回路連接著堆芯和二回路中的蒸汽發(fā)生器，回路內(nèi)壓強(qiáng)保持在150個(gè)大氣壓左右，在此壓強(qiáng)下可將冷卻水加 熱至約343℃而不沸騰。冷卻水在二回路蒸汽發(fā)生器的傳熱管中將壓強(qiáng)約為70個(gè)大氣壓左右的二回路水加熱至沸騰（溫度約260℃），形成的水蒸氣（過濾掉混雜的液態(tài)水后）再通過二回路送至汽輪機(jī)。在傳熱管中釋放了熱能的一回路水以290℃左右的溫度回流至堆芯，完成一回路循環(huán)。從汽輪機(jī)流出的二回路水經(jīng)冷凝器凝結(jié)為液態(tài)水后，回流至蒸汽發(fā)生器，完成二回路循環(huán)。
    反應(yīng)堆堆芯位于壓力殼內(nèi)，由排列為方形的燃料組件組成。燃料一般是富集程度在2%～4.4%的燒結(jié)二氧化鈾。 和沸水反應(yīng)堆相比，壓水堆堆芯體積更小，堆芯的功率密度較大（大型壓水堆的堆芯功率密度可達(dá)100千瓦/升），壓水堆的發(fā)電效率約為33%；但由于堆芯中的工作壓力和溫度都較沸水堆高，因此對(duì)反應(yīng)堆材料性能的要求也較沸水堆更高。 沸水堆 沸水反應(yīng)堆是一種用來發(fā)電的輕水反應(yīng)堆。沸水反應(yīng)堆以除礦質(zhì)水作為冷卻劑（coolant）和中子減速劑。反應(yīng)堆堆芯進(jìn)行的核裂變會(huì)產(chǎn)生熱能，使得已冷卻的水沸騰，變?yōu)楦邏赫羝瑥亩?qū)動(dòng)渦輪機(jī)，然后通過發(fā)電機(jī)轉(zhuǎn)換為電能。
   離開渦輪機(jī)的蒸汽，經(jīng)過冷凝器凝結(jié)為液態(tài)水（給水）后，回流至反應(yīng)爐堆芯，完成一個(gè)循環(huán)。在堆芯里，已冷卻的水保持在75個(gè)大氣壓，這會(huì)促使它在285℃左右沸騰。 稍加比較，在壓水反應(yīng)堆堆芯內(nèi)，由于維持高壓強(qiáng)（大約158 個(gè)大氣壓），不會(huì)出現(xiàn)大量的沸騰。但沸水反應(yīng)堆構(gòu)造簡單，且大大降低了反應(yīng)堆的工作壓力和堆芯溫度，因此顯著提高了反應(yīng)堆的安全性，降低了造價(jià)。
    但由于水堆的循環(huán)系統(tǒng)直接連接了堆芯和渦輪機(jī)，因此可能造成渦輪機(jī)受到放射性污染，給設(shè)計(jì)和維修帶來麻煩。 重水堆 重水反應(yīng)堆簡稱 重水堆 或 HWP （Heavy Water Reactors），是一類利用重水作為中子慢化劑的核反應(yīng)堆。zui常見的重水反應(yīng)堆是CANDU反應(yīng)堆。 重水反應(yīng)堆中利用的慢化劑 重水是一氧化二氘的俗稱，其化學(xué)式為D2O，可以使中子減速，且其熱中子吸收截面小，使重水反應(yīng)堆核燃料利用率高于輕水反應(yīng)堆（使用后的燃料中鈾-235含量僅為0.13％），因而成為一種優(yōu)良中子慢化劑。核反應(yīng)堆中的核燃料（如鈾、钚等）產(chǎn)生的中子必須用慢化劑減速，才能使這些中子參與更多其他原子核的裂變。
    雖然普通的輕水在一些反應(yīng)堆（如輕水反應(yīng)堆）中也可以作為中子慢化劑，但由于輕水能吸收中子使反應(yīng)堆中中子濃度降低，所以輕水反應(yīng)堆中的核燃料需要更高程度地濃縮以達(dá)到臨界質(zhì)量，才能為持續(xù)反應(yīng)提供保證。所以相對(duì)于輕水反應(yīng)堆，重水反應(yīng)堆對(duì)核燃料中有效放射性同位素濃度要求極低，可省去絕大部分提純中使用的同位素分離工序，且其乏燃料不必進(jìn)行后處理。

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