電離輻射，常常被人們說(shuō)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。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(guó)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(jiǎn)單說(shuō)說(shuō)關(guān)于電離輻射（核輻射）檢測(cè)的問(wèn)題。
一、術(shù)語(yǔ)定義 
1.電離輻射 能夠通過(guò)初級(jí)過(guò)程或次級(jí)過(guò)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(chēng)。在電離輻射防護(hù)領(lǐng)域中，電離輻射也簡(jiǎn)稱(chēng)輻射。 電離輻射是一切能引起物質(zhì)電離的輻射總稱(chēng)，其種類(lèi)很多，高速帶電粒子有α粒子、β粒子、質(zhì)子，不帶電粒子有中子以及X射線(xiàn)、γ射線(xiàn)。
2.核輻射 核輻射，通常稱(chēng)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(guò)程中所釋放出來(lái)的微觀(guān)粒子流。核輻射主要是α、β、γ三種射線(xiàn)。
二、電離輻射監(jiān)測(cè)分類(lèi) 關(guān)于電離輻射監(jiān)測(cè)，大體上可分為兩類(lèi)：
1. 輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測(cè)； 
2. 輻射污染源監(jiān)測(cè)其中輻射污染源監(jiān)測(cè)包括 
a) 核設(shè)施輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)； b) 放射性同位素與射線(xiàn)裝置應(yīng)用的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)； c) 失控源進(jìn)入環(huán)境后的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)； d) 伴生放射性礦物開(kāi)發(fā)利用中的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)； e) 非伴生放射性礦物開(kāi)發(fā)利用中的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè) f) 放射性物質(zhì)運(yùn)輸?shù)妮椛洵h(huán)境監(jiān)測(cè)； g) 放射性物質(zhì)暫存庫(kù)和處理場(chǎng)的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)。 對(duì)于日本福島核電站來(lái)說(shuō)，他們實(shí)施的監(jiān)測(cè)屬于核設(shè)施輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)中的核事故應(yīng)急監(jiān)測(cè)如果想要檢測(cè)日本核輻射是否對(duì)造成影響，我們需要做的是輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測(cè)。 
    進(jìn)行輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測(cè)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(lái)源；報(bào)告輻射環(huán)境質(zhì)量狀況。而我們監(jiān)測(cè)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(cè)常規(guī)監(jiān)測(cè)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(lèi)、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(lèi)型結(jié)構(gòu)形式的反應(yīng)堆。 目前上有大小反應(yīng)堆上千座，其分類(lèi)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(lái)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(guó)和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(xiě)為PWR）是美國(guó)貝蒂斯原子能實(shí)驗(yàn)室（Bettis Atomic Power Laboratory）開(kāi)發(fā)成功的一種輕水核反應(yīng)堆。目前全核電站和核動(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(guò)濾掉混雜的液態(tài)水后）再通過(guò)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高。 沸水堆 沸水反應(yīng)堆是一種用來(lái)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?，從而?qū)動(dòng)渦輪機(jī)，然后通過(guò)發(fā)電機(jī)轉(zhuǎn)換為電能。
   離開(kāi)渦輪機(jī)的蒸汽，經(jīng)過(guò)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(jiǎn)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(lái)麻煩。 重水堆 重水反應(yīng)堆簡(jiǎn)稱(chēng)“重水堆”或“HWP”（Heavy Water Reactors），是一類(lèi)利用重水作為中子慢化劑的核反應(yīng)堆。常見(jiàn)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(chēng)，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?jī)H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低，可省去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。