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电离辐射，常常被人们说成是核辐射，我之前也这么认为，其实核辐射只是电离辐射的一种。因为日本造成福岛核电站核泄漏，以致大家谈核色变，抢盐抢酱油等事件接连发生，就连外国人都加入行列。殊不知，这只是为那些哄抬物价的商家做了贡献。在这里简单说说关于电离辐射（核辐射）检测的问题。
一、术语定义
1.电离辐射 能够通过初级过程或次级过程引起电离事件的带电粒子或/和不带电粒子的辐射的总称。在电离辐射防护领域中，电离辐射也简称辐射。 电离辐射是一切能引起物质电离的辐射总称，其种类很多，高速带电粒子有α粒子、β粒子、质子，不带电粒子有中子以及X射线、γ射线。
2.核辐射 核辐射，通常称之为放射性。是原子核从一种结构或一种能量状态转变为另一种结构或另一种能量状态的过程中所释放出来的微观粒子流。核辐射主要是α、β、γ三种射线。
二、电离辐射监测分类 关于电离辐射监测，大体上可分为两类：
1. 辐射环境质量监测；
2. 辐射污染源监测其中辐射污染源监测包括
a) 核设施辐射环境监测； b) 放射性同位素与射线装置应用的辐射环境监测； c) 失控源进入环境后的辐射环境监测； d) 伴生放射性矿物开发利用中的辐射环境监测； e) 非伴生放射性矿物开发利用中的辐射环境监测 f) 放射性物质运输的辐射环境监测； g) 放射性物质暂存库和处理场的辐射环境监测。 对于日本福岛核电站来说，他们实施的监测属于核设施辐射环境监测中的核事故应急监测如果想要检测日本核辐射是否对ZG造成影响，我们需要做的是辐射环境质量监测。 
    进行辐射环境质量监测的目的包括：积累环境辐射水平数据；总结环境辐射水平变化规律；判断环境中放射性污染及其来源；报告辐射环境质量状况。而我们监测日本核辐射的主要目的是后两点。 辐射环境质量监测常规监测项目及频次
三、关于核反应堆 反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。
按用途分有：
（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；
（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；
（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。 普通水堆也叫轻水堆，分为压水堆和沸水堆。福岛核电站的反应堆是沸水堆，我国和世界大部分核电站均采用压水堆。压水堆压水反应堆（Pressurized Water Reactor，缩写为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室（Bettis Atomic Power Laboratory）开发成功的一种轻水核反应堆。目前全世界核电站和核动力等使用的反应堆中均以压水堆为主，截至2000年底，全世界有258座运行中的反应堆，占总数的64.6%。
    压水反应堆利用轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。其冷却系统由两个循环回路组成。一回路连接着堆芯和二回路中的蒸汽发生器，回路内压强保持在150个大气压左右，在此压强下可将冷却水加 热至约343℃而不沸腾。冷却水在二回路蒸汽发生器的传热管中将压强约为70个大气压左右的二回路水加热至沸腾（温度约260℃），形成的水蒸气（过滤掉混杂的液态水后）再通过二回路送至汽轮机。在传热管中释放了热能的一回路水以290℃左右的温度回流至堆芯，完成一回路循环。从汽轮机流出的二回路水经冷凝器凝结为液态水后，回流至蒸汽发生器，完成二回路循环。
    反应堆堆芯位于压力壳内，由排列为方形的燃料组件组成。燃料一般是富集程度在2%～4.4%的烧结二氧化铀。 和沸水反应堆相比，压水堆堆芯体积更小，堆芯的功率密度较大（大型压水堆的堆芯功率密度可达100千瓦/升），压水堆的发电效率约为33%；但由于堆芯中的工作压力和温度都较沸水堆高，因此对反应堆材料性能的要求也较沸水堆更高。 沸水堆 沸水反应堆是一种用来发电的轻水反应堆。沸水反应堆以除矿质水作为冷却剂（coolant）和中子减速剂。反应堆堆芯进行的核裂变会产生热能，使得已冷却的水沸腾，变为高压蒸汽，从而驱动涡轮机，然后通过发电机转换为电能。
   离开涡轮机的蒸汽，经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应炉堆芯，完成一个循环。在堆芯里，已冷却的水保持在75个大气压，这会促使它在285℃左右沸腾。 稍加比较，在压水反应堆堆芯内，由于维持高压强（大约158 个大气压），不会出现大量的沸腾。但沸水反应堆构造简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，因此显著提高了反应堆的安全性，降低了造价。
    但由于水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机受到放射性污染，给设计和维修带来麻烦。 重水堆 重水反应堆简称“重水堆”或“HWP”（Heavy Water Reactors），是一类利用重水作为中子慢化剂的核反应堆。Z常见的重水反应堆是CANDU反应堆。 重水反应堆中利用的慢化剂——重水是一氧化二氘的俗称，其化学式为D2O，可以使中子减速，且其热中子吸收截面小，使重水反应堆核燃料利用率高于轻水反应堆（使用后的燃料中铀-235含量仅为0.13％），因而成为一种优良中子慢化剂。核反应堆中的核燃料（如铀、钚等）产生的中子必须用慢化剂减速，才能使这些中子参与更多其他原子核的裂变。
    虽然普通的轻水在一些反应堆（如轻水反应堆）中也可以作为中子慢化剂，但由于轻水能吸收中子使反应堆中中子浓度降低，所以轻水反应堆中的核燃料需要更高程度地浓缩以达到临界质量，才能为持续反应提供保证。所以相对于轻水反应堆，重水反应堆对核燃料中有效放射性同位素浓度要求极低，可省去绝大部分提纯中使用的同位素分离工序，且其乏燃料不必进行后处理。