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環(huán)境電離輻射檢測分類及儀器
閱讀：3254 發(fā)布時間：2018-1-25
電離輻射,，常常被人們說成是核輻射，我之前也這么認為，其實核輻射只是電離輻射的一種,。zui近因為日本造成福島核電站核泄漏,，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的商家做了貢獻。在這里簡單說說關于電離輻射（核輻射）檢測的問題,。
一,、術語定義
1.電離輻射 能夠通過初級過程或次級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。在電離輻射防護領域中,，電離輻射也簡稱輻射,。 電離輻射是一切能引起物質電離的輻射總稱，其種類很多,，高速帶電粒子有α粒子,、β粒子、質子,，不帶電粒子有中子以及X射線,、γ射線。
2.核輻射 核輻射,，通常稱之為放射性,。是原子核從一種結構或一種能量狀態(tài)轉變?yōu)榱硪环N結構或另一種能量狀態(tài)的過程中所釋放出來的微觀粒子流。核輻射主要是α,、β,、γ三種射線。
二,、電離輻射監(jiān)測分類 關于電離輻射監(jiān)測,，大體上可分為兩類：
1. 輻射環(huán)境質量監(jiān)測,；
2. 輻射污染源監(jiān)測其中輻射污染源監(jiān)測包括
a) 核設施輻射環(huán)境監(jiān)測； b) 放射性同位素與射線裝置應用的輻射環(huán)境監(jiān)測,； c) 失控源進入環(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) 放射性物質運輸?shù)妮椛洵h(huán)境監(jiān)測,； g) 放射性物質暫存庫和處理場的輻射環(huán)境監(jiān)測,。 對于日本福島核電站來說，他們實施的監(jiān)測屬于核設施輻射環(huán)境監(jiān)測中的核事故應急監(jiān)測如果想要檢測日本核輻射是否對中國造成影響,，我們需要做的是輻射環(huán)境質量監(jiān)測,。
進行輻射環(huán)境質量監(jiān)測的目的包括：積累環(huán)境輻射水平數(shù)據(jù)；總結環(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,；報告輻射環(huán)境質量狀況。而我們監(jiān)測日本核輻射的主要目的是后兩點,。 輻射環(huán)境質量監(jiān)測常規(guī)監(jiān)測項目及頻次
三,、關于核反應堆 反應堆的結構形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式,、冷卻劑種類,、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆,。 目前世界上有大小反應堆上千座,，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）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學,、生物學,、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；
（2）生產堆,，主要是生產新的易裂變的材料鈾-233,、钚-239；
（3）動力堆,，利用核裂變所產生的熱能廣泛用于艦船的推進動力和核能發(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。壓水堆壓水反應堆（Pressurized Water Reactor,，縮寫為PWR）是美國貝蒂斯原子能實驗室（Bettis Atomic Power Laboratory）開發(fā)成功的一種輕水核反應堆,。目前*核電站和核動力等使用的反應堆中均以壓水堆為主，截至2000年底,，*有258座運行中的反應堆,，占總數(shù)的64.6%。
壓水反應堆利用輕水（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，回路內壓強保持在150個大氣壓左右,，在此壓強下可將冷卻水加 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約為70個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,。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)。從汽輪機流出的二回路水經(jīng)冷凝器凝結為液態(tài)水后,，回流至蒸汽發(fā)生器,，完成二回路循環(huán)。
反應堆堆芯位于壓力殼內,，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%的燒結二氧化鈾。 和沸水反應堆相比,，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,，因此對反應堆材料性能的要求也較沸水堆更高。 沸水堆 沸水反應堆是一種用來發(fā)電的輕水反應堆,。沸水反應堆以除礦質水作為冷卻劑（coolant）和中子減速劑,。反應堆堆芯進行的核裂變會產生熱能，使得已冷卻的水沸騰,，變?yōu)楦邏赫羝?，從而驅動渦輪機，然后通過發(fā)電機轉換為電能,。
離開渦輪機的蒸汽,，經(jīng)過冷凝器凝結為液態(tài)水（給水）后，回流至反應爐堆芯,，完成一個循環(huán),。在堆芯里,，已冷卻的水保持在75個大氣壓，這會促使它在285℃左右沸騰,。 稍加比較,，在壓水反應堆堆芯內，由于維持高壓強（大約158 個大氣壓）,，不會出現(xiàn)大量的沸騰,。但沸水反應堆構造簡單，且大大降低了反應堆的工作壓力和堆芯溫度,，因此顯著提高了反應堆的安全性,，降低了造價。
但由于水堆的循環(huán)系統(tǒng)直接連接了堆芯和渦輪機,，因此可能造成渦輪機受到放射性污染,，給設計和維修帶來麻煩。 重水堆 重水反應堆簡稱“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堆,。zui常見的重水反應堆是CANDU反應堆。 重水反應堆中利用的慢化劑——重水是一氧化二氘的俗稱,，其化學式為D2O,，可以使中子減速，且其熱中子吸收截面小,，使重水反應堆核燃料利用率高于輕水反應堆（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。核反應堆中的核燃料（如鈾,、钚等）產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堆（如輕水反應堆）中也可以作為中子慢化劑,，但由于輕水能吸收中子使反應堆中中子濃度降低,，所以輕水反應堆中的核燃料需要更高程度地濃縮以達到臨界質量，才能為持續(xù)反應提供保證,。所以相對于輕水反應堆,，重水反應堆對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,，且其乏燃料不必進行后處理,。
一,、術語定義
1.電離輻射 能夠通過初級過程或次級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。在電離輻射防護領域中,，電離輻射也簡稱輻射,。 電離輻射是一切能引起物質電離的輻射總稱，其種類很多,，高速帶電粒子有α粒子,、β粒子、質子,，不帶電粒子有中子以及X射線,、γ射線。
2.核輻射 核輻射,，通常稱之為放射性,。是原子核從一種結構或一種能量狀態(tài)轉變?yōu)榱硪环N結構或另一種能量狀態(tài)的過程中所釋放出來的微觀粒子流。核輻射主要是α,、β,、γ三種射線。
二,、電離輻射監(jiān)測分類 關于電離輻射監(jiān)測,，大體上可分為兩類：
1. 輻射環(huán)境質量監(jiān)測,；
2. 輻射污染源監(jiān)測其中輻射污染源監(jiān)測包括
a) 核設施輻射環(huán)境監(jiān)測； b) 放射性同位素與射線裝置應用的輻射環(huán)境監(jiān)測,； c) 失控源進入環(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) 放射性物質運輸?shù)妮椛洵h(huán)境監(jiān)測,； g) 放射性物質暫存庫和處理場的輻射環(huán)境監(jiān)測,。 對于日本福島核電站來說，他們實施的監(jiān)測屬于核設施輻射環(huán)境監(jiān)測中的核事故應急監(jiān)測如果想要檢測日本核輻射是否對中國造成影響,，我們需要做的是輻射環(huán)境質量監(jiān)測,。
進行輻射環(huán)境質量監(jiān)測的目的包括：積累環(huán)境輻射水平數(shù)據(jù)；總結環(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,；報告輻射環(huán)境質量狀況。而我們監(jiān)測日本核輻射的主要目的是后兩點,。 輻射環(huán)境質量監(jiān)測常規(guī)監(jiān)測項目及頻次
三,、關于核反應堆 反應堆的結構形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式,、冷卻劑種類,、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆,。 目前世界上有大小反應堆上千座,，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）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學,、生物學,、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；
（2）生產堆,，主要是生產新的易裂變的材料鈾-233,、钚-239；
（3）動力堆,，利用核裂變所產生的熱能廣泛用于艦船的推進動力和核能發(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。壓水堆壓水反應堆（Pressurized Water Reactor,，縮寫為PWR）是美國貝蒂斯原子能實驗室（Bettis Atomic Power Laboratory）開發(fā)成功的一種輕水核反應堆,。目前*核電站和核動力等使用的反應堆中均以壓水堆為主，截至2000年底,，*有258座運行中的反應堆,，占總數(shù)的64.6%。
壓水反應堆利用輕水（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，回路內壓強保持在150個大氣壓左右,，在此壓強下可將冷卻水加 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約為70個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,。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)。從汽輪機流出的二回路水經(jīng)冷凝器凝結為液態(tài)水后,，回流至蒸汽發(fā)生器,，完成二回路循環(huán)。
反應堆堆芯位于壓力殼內,，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%的燒結二氧化鈾。 和沸水反應堆相比,，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,，因此對反應堆材料性能的要求也較沸水堆更高。 沸水堆 沸水反應堆是一種用來發(fā)電的輕水反應堆,。沸水反應堆以除礦質水作為冷卻劑（coolant）和中子減速劑,。反應堆堆芯進行的核裂變會產生熱能，使得已冷卻的水沸騰,，變?yōu)楦邏赫羝?，從而驅動渦輪機，然后通過發(fā)電機轉換為電能,。
離開渦輪機的蒸汽,，經(jīng)過冷凝器凝結為液態(tài)水（給水）后，回流至反應爐堆芯,，完成一個循環(huán),。在堆芯里,，已冷卻的水保持在75個大氣壓，這會促使它在285℃左右沸騰,。 稍加比較,，在壓水反應堆堆芯內，由于維持高壓強（大約158 個大氣壓）,，不會出現(xiàn)大量的沸騰,。但沸水反應堆構造簡單，且大大降低了反應堆的工作壓力和堆芯溫度,，因此顯著提高了反應堆的安全性,，降低了造價。
但由于水堆的循環(huán)系統(tǒng)直接連接了堆芯和渦輪機,，因此可能造成渦輪機受到放射性污染,，給設計和維修帶來麻煩。 重水堆 重水反應堆簡稱“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堆,。zui常見的重水反應堆是CANDU反應堆。 重水反應堆中利用的慢化劑——重水是一氧化二氘的俗稱,，其化學式為D2O,，可以使中子減速，且其熱中子吸收截面小,，使重水反應堆核燃料利用率高于輕水反應堆（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。核反應堆中的核燃料（如鈾,、钚等）產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堆（如輕水反應堆）中也可以作為中子慢化劑,，但由于輕水能吸收中子使反應堆中中子濃度降低,，所以輕水反應堆中的核燃料需要更高程度地濃縮以達到臨界質量，才能為持續(xù)反應提供保證,。所以相對于輕水反應堆,，重水反應堆對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,，且其乏燃料不必進行后處理,。