环境电离辐射检测分类及仪器

环境电离辐射检测分类及仪器

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。

最近因为日本大地震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奸商做了贡献。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中国造成影响，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、核潜艇和核动力航空母舰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%。中国目前已建成的秦山核电站一二期工程、大亚湾核电站、田湾核电站、岭澳核电站均采用压水反应堆。到2014年预计中国将新建大连红沿河核电站、山东海阳核电站、三门核电站、福清核电站、宁德核电站、阳江核电站。

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，推动渦輪發動機运转。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（英语：boiling water reactor, BWR）是一种用来发电的轻水反应堆。在压水堆之后，沸水反应堆是第二常见的核能发电反应堆型式，在五十年代中期由爱德荷国家实验室（Idaho National Laboratory）与通用电气公司共同研发成功。现在主要制造厂商是专门设计与建造这类反应炉的奇异日立核能（GE Hitachi Nuclear Energy）。

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。但由于沸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。最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。

重水反应堆产生的副产物（如钚、氚等）比轻水反应堆产生的更多，这些副产物可以用于制造如裂变式原子弹、聚变式原子弹、中子弹以及初级热核武器。

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。

重水反应堆的一些反对者认为正因为这类反应堆可用低浓缩铀甚至未浓缩铀作为核燃料，所以建立基于这类反应堆的核电站会增加核扩散的风险：当某个国家掌握重水反应堆技术后，其只需天然铀就可以运行核电站，并通过核反应产生可用于制造核武器的危险放射性副产物，因此，这些国家便可绕过国际机构对浓缩铀的监管而发展核武器。

印度曾从一个称为“CIRUS”的研究用重水反应堆提取出钚元素，并用于其首次核试验（“笑佛核试验”）。

这里只简要介绍下，至于压水堆和沸水堆的异同及优势详见：

一. 沸水堆与压水堆工作原理

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。

压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入

蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，

二. 沸水堆与压水堆共同点

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。

三. 沸水堆与压水堆的主要区别

沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。四. 压水堆相对沸水堆的优势

沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程

中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。

沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。

沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器

故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。

五. 压水堆的发展趋势

压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。

20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。

安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。我们有理由相信，随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全

性能将逐步得到进一步提高，将要发展的第三代反应堆和未来的第四代反应堆会为我们安全利用核能营造新的环境。

四、监测方法及仪器

根据GB 18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》和HJ/T 61-2001《辐射环境监测技术规范》等标准的要求，总结部分辐射环境质量监测的方法和仪器如下（还包括部分职业防护的），其他类型的辐射监测可参考HJ/T 61-2001《辐射环境监测技术规范》及相关标准。