核电厂的放射性与防护措施
转载。
- 核电厂的放射性
一般来说，元素从不稳定的原子核自发地衰变，在衰变过程中会放出一定能量的射线，这种现象称为辐射或者放射性。而核裂变过程中释放的射线主要有：（1）α 射线：氦原子核流；（2）β 射线：电子流；（3）γ 射线：能量流（光子）；（4）中子。
图1 不同射线的穿透能力
从图1中可以看出，γ 射线的穿透力最强，只有混凝土才可以屏蔽掉γ 射线；其次是β 射线，铝板可以实现对它的屏蔽；最后是α 射线，其穿透力最弱，一张纸就可以对其屏蔽。
2. 核辐射的后果
核裂变过程中释放的射线与人体间的作用包括：（1） 造成组成细胞的生物大分子损伤（变化/杀死）；（2）造成脱氧核糖核酸（ DNA）变化（变异）；（3）染色体的变化。
图2 核辐射的危害
严谨来说，核辐射对人体会造成两种直接效应，分别是：确定性效应与随机性效应。
确定性效应：当人体受到的辐射量在阈剂量以上，受损伤的细胞较多。当有大量细胞被杀死时，效应的发生就是必然的，因此这种效应被称为确定性效应，其特点是人体受损的严重程度在阈剂量以上随剂量的增加而增加，如图3所示。其中，人体吸收剂量常采用的衡量单位为戈瑞（Gy），1Gy=1J/Kg。以前习惯使用的单位是拉德(rad)，1rad=0.01Gy。
图3 不同核辐射剂量对应的人体损伤程度
由于某一吸收剂量所产生的生物学效应与辐射（射线）的类型、照射条件、吸收剂量大小、生物种类和个体差异等相关，因此相同的吸收剂量未必会产生同样程度的生物学效应。为表达一个放射源对人体的可能损伤，我们用剂量当量来表示。也就是说：不同组织或器官吸收相同的辐射能量产生的效果组织或器官中剂量当量H是此组织或器官的平均吸收剂量D与品质因数Q(或称线质系数）及N(其他修正因子）的乘积。 H=D × Q × N，单位是希沃特(Sv)， 1 Sv =1 J/Kg = 1000 mSv。
图4 不同短时剂量对应的医疗反应
随机性效应：当机体受到电离辐射照射后，一些细胞受损而死亡；另一些细胞发生了变异而不死亡，有可能形成了一个变异的子细胞克隆，随机性效应包括躯体效应（ 辐射诱发癌）和遗传效应（损伤发生在后代）。此外，核辐射致癌发生概率（不是严重程度）随照射剂量的增加而增大，而严重程度与照射剂量无关， 上述不存在阈剂量的效应称之为随机性效应。辐射致癌就是典型的随机性效应，如果这种变异发生在生殖细胞（精子或卵子），其基因突变的信息会传给后代，而产生的损伤效应则称为遗传效应。
在这部分的结尾，我再普及三个重要概念：
（1）放射性活度：放射源本身的强度，其单位为贝克（ Bq）或居里（ Ci），1Ci=3.7 × 1010 Bq（ 370亿），比如饮用水的放射性活度通常限制在1Bq/L以内;
（2）吸收剂量：放射源施加到物体上的能量，其单位为戈瑞(Gy)或拉德（ rad），1 Gy = 1J/Kg, 1 rad = 0.01 Gy, 比如核电厂鉴定辐射老化的吸收剂量通常限制在 40000 Gy以内；
（3）剂量当量：根据物体损伤程度折算的能量，其单位为希沃特（ Sv） 或雷姆（ rem），1 Sv =1 J/Kg = 1000 mSv，1 rem = 0.01 Sv = 10mSv，比如核电厂正常运行期间对公众个人年剂量限制在 0.25 mSv以内，而核电厂基准事故期间，公众30天个人剂量限制在 250 mSv以内，80公里范围内公众集体剂量限制在20000 Sv以内。
3. 核辐射防护
在这里首先强调一句，目前没有任何技术能够去除核裂变的放射性（降低其活度），活度降低的唯一路径是自然衰变！但是，小伙伴们不要怕，核电厂还是有办法将核辐射的个人剂量水平控制在安全范围的，其手段主要有三种：
（1）时间防护：缩短与放射性物质接触的时间；
（2）距离防护：距离放射性物体（放射源）尽可能远；
（3）屏蔽防护：用其他物体进行屏蔽。
关于时间与距离防护，核电厂通常会采取一定的辐射防护管理：（1）辐射分区：按照各区域放射性剂量率不同，划分不同区域，限制人员进入和停留时间；（2）辐射防护大纲：规定辐射装备的配备情况以及核电厂厂址的选择等。一般来说，核电厂址通常会选择人口密度相对较低，离大城市较远的地点。半径5KM范围内不宜有1万人以上乡镇，10KM范围内不宜有10万人以上城镇，40KM范围内不宜有100万人以上的大城市。
图5 核电厂辐射分区详情
关于屏蔽防护，核电厂通常在反应堆内设置有三道放射性屏障：（1）燃料包壳：将裂变物质制成熔点很高（小于2400℃）的陶瓷芯块，称之为燃料芯块， 确保绝大部分裂变产物都被密封于燃料芯块中，燃料芯块和气态裂变产物再用燃料包壳进行包容；（2）一回路压力边界：考虑燃料包壳可能破损、裂变产物可能从破损处泄露出来，用密闭的一回路系统将裂变产物再次包容；（3）安全壳：考虑到密闭一回路系统可能破损、裂变产物可能从破损处泄露出来裂， 用安全壳将裂变产物再次包容(因一回路系统损坏的地点无法确定， 用安全壳将一回路系统全部包容)。以当今主流的压水式反应堆为例，安全壳的直径约40～50米，高约60米，混凝土墙的厚度可达1米，还有6毫米厚的不锈钢内衬确保整体密封性，活脱一个大号水泥罐。这样的“体格”和防御能力是常规建筑物比不了的。这也是核电站中最与众不同的建筑物。
图6 安全壳实物图
除了上述总结的时间、距离与屏蔽防护手段外，核电厂的设计与运行等诸多方面也是完全遵循ALARA准则（As Low AS Reasonable Achievable），如设备材料、设备布置、设备可靠性、自动化程度、屏蔽厚度、通风系统设计、气/液废物处理方法、日常管理、检修工具自动化、检修和操作流程安排、人员培训等等等。
相关统计数据表明，通过核电厂上述措施防护，其内部职业人员的5年平均个人剂量基本可以控制在 20 mSv/a以内，而年最大个人剂量也可以控制在 50 mSv/a以内。对比一下图4，可以发现在此辐射剂量下，对人体是完全无危害的，更别提距离核电站遥远的小伙伴们呢！
另外，对核电厂辐射防护感兴趣的小伙伴们，如果觉得我这篇文章讲的还不够细致透彻，可以自行查阅核电厂的一些重要标准规范，主要有：GB6249-核动力厂环境辐射防护规定和GB18871-电离辐射防护与辐射源安全基本标准等。