轉(zhuǎn)載。

1. 核電廠的放射性

一般來說，元素從不穩(wěn)定的原子核自發(fā)地衰變，在衰變過程中會放出一定能量的射線，這種現(xiàn)象稱為輻射或者放射性。而核裂變過程中釋放的射線主要有：（1）α 射線：氦原子核流；（2）β 射線：電子流；（3）γ 射線：能量流（光子）；（4）中子。

圖1 不同射線的穿透能力

從圖1中可以看出，γ 射線的穿透力最強，只有混凝土才可以屏蔽掉γ 射線；其次是β 射線，鋁板可以實現(xiàn)對它的屏蔽；最后是α 射線，其穿透力最弱，一張紙就可以對其屏蔽。

2. 核輻射的后果

核裂變過程中釋放的射線與人體間的作用包括：（1） 造成組成細胞的生物大分子損傷（變化/殺死）；（2）造成脫氧核糖核酸（ DNA）變化（變異）；（3）染色體的變化。

圖2 核輻射的危害

嚴謹來說，核輻射對人體會造成兩種直接效應，分別是：確定性效應與隨機性效應。

確定性效應：當人體受到的輻射量在閾劑量以上，受損傷的細胞較多。當有大量細胞被殺死時，效應的發(fā)生就是必然的，因此這種效應被稱為確定性效應，其特點是人體受損的嚴重程度在閾劑量以上隨劑量的增加而增加，如圖3所示。其中，人體吸收劑量常采用的衡量單位為戈瑞（Gy），1Gy=1J/Kg。以前習慣使用的單位是拉德(rad)，1rad=0.01Gy。

圖3 不同核輻射劑量對應的人體損傷程度

由于某一吸收劑量所產(chǎn)生的生物學效應與輻射（射線）的類型、照射條件、吸收劑量大小、生物種類和個體差異等相關(guān)，因此相同的吸收劑量未必會產(chǎn)生同樣程度的生物學效應。為表達一個放射源對人體的可能損傷，我們用劑量當量來表示。也就是說：不同組織或器官吸收相同的輻射能量產(chǎn)生的效果組織或器官中劑量當量H是此組織或器官的平均吸收劑量D與品質(zhì)因數(shù)Q(或稱線質(zhì)系數(shù)）及N(其他修正因子）的乘積。 H=D × Q × N，單位是希沃特(Sv)， 1 Sv =1 J/Kg = 1000 mSv。

圖4 不同短時劑量對應的醫(yī)療反應

隨機性效應：當機體受到電離輻射照射后，一些細胞受損而死亡；另一些細胞發(fā)生了變異而不死亡，有可能形成了一個變異的子細胞克隆，隨機性效應包括軀體效應（ 輻射誘發(fā)癌）和遺傳效應（損傷發(fā)生在后代）。此外，核輻射致癌發(fā)生概率（不是嚴重程度）隨照射劑量的增加而增大，而嚴重程度與照射劑量無關(guān)， 上述不存在閾劑量的效應稱之為隨機性效應。輻射致癌就是典型的隨機性效應，如果這種變異發(fā)生在生殖細胞（精子或卵子），其基因突變的信息會傳給后代，而產(chǎn)生的損傷效應則稱為遺傳效應。

在這部分的結(jié)尾，我再普及三個重要概念：

（1）放射性活度：放射源本身的強度，其單位為貝克（ Bq）或居里（ Ci），1Ci=3.7 × 1010 Bq（ 370億），比如飲用水的放射性活度通常限制在1Bq/L以內(nèi);

（2）吸收劑量：放射源施加到物體上的能量，其單位為戈瑞(Gy)或拉德（ rad），1 Gy = 1J/Kg, 1 rad = 0.01 Gy, 比如核電廠鑒定輻射老化的吸收劑量通常限制在 40000 Gy以內(nèi)；

（3）劑量當量：根據(jù)物體損傷程度折算的能量，其單位為希沃特（ Sv） 或雷姆（ rem），1 Sv =1 J/Kg = 1000 mSv，1 rem = 0.01 Sv = 10mSv，比如核電廠正常運行期間對公眾個人年劑量限制在 0.25 mSv以內(nèi)，而核電廠基準事故期間，公眾30天個人劑量限制在 250 mSv以內(nèi)，80公里范圍內(nèi)公眾集體劑量限制在20000 Sv以內(nèi)。

3. 核輻射防護

在這里首先強調(diào)一句，目前沒有任何技術(shù)能夠去除核裂變的放射性（降低其活度），活度降低的唯一路徑是自然衰變！但是，小伙伴們不要怕，核電廠還是有辦法將核輻射的個人劑量水平控制在安全范圍的，其手段主要有三種：

（1）時間防護：縮短與放射性物質(zhì)接觸的時間；

（2）距離防護：距離放射性物體（放射源）盡可能遠；

（3）屏蔽防護：用其他物體進行屏蔽。

關(guān)于時間與距離防護，核電廠通常會采取一定的輻射防護管理：（1）輻射分區(qū)：按照各區(qū)域放射性劑量率不同，劃分不同區(qū)域，限制人員進入和停留時間；（2）輻射防護大綱：規(guī)定輻射裝備的配備情況以及核電廠廠址的選擇等。一般來說，核電廠址通常會選擇人口密度相對較低，離大城市較遠的地點。半徑5KM范圍內(nèi)不宜有1萬人以上鄉(xiāng)鎮(zhèn)，10KM范圍內(nèi)不宜有10萬人以上城鎮(zhèn)，40KM范圍內(nèi)不宜有100萬人以上的大城市。

圖5 核電廠輻射分區(qū)詳情

關(guān)于屏蔽防護，核電廠通常在反應堆內(nèi)設置有三道放射性屏障：（1）燃料包殼：將裂變物質(zhì)制成熔點很高（小于2400℃）的陶瓷芯塊，稱之為燃料芯塊， 確保絕大部分裂變產(chǎn)物都被密封于燃料芯塊中，燃料芯塊和氣態(tài)裂變產(chǎn)物再用燃料包殼進行包容；（2）一回路壓力邊界：考慮燃料包殼可能破損、裂變產(chǎn)物可能從破損處泄露出來，用密閉的一回路系統(tǒng)將裂變產(chǎn)物再次包容；（3）安全殼：考慮到密閉一回路系統(tǒng)可能破損、裂變產(chǎn)物可能從破損處泄露出來裂， 用安全殼將裂變產(chǎn)物再次包容(因一回路系統(tǒng)損壞的地點無法確定， 用安全殼將一回路系統(tǒng)全部包容)。以當今主流的壓水式反應堆為例，安全殼的直徑約40～50米，高約60米，混凝土墻的厚度可達1米，還有6毫米厚的不銹鋼內(nèi)襯確保整體密封性，活脫一個大號水泥罐。這樣的“體格”和防御能力是常規(guī)建筑物比不了的。這也是核電站中最與眾不同的建筑物。

圖6 安全殼實物圖

除了上述總結(jié)的時間、距離與屏蔽防護手段外，核電廠的設計與運行等諸多方面也是完全遵循ALARA準則（As Low AS Reasonable Achievable），如設備材料、設備布置、設備可靠性、自動化程度、屏蔽厚度、通風系統(tǒng)設計、氣/液廢物處理方法、日常管理、檢修工具自動化、檢修和操作流程安排、人員培訓等等等。

相關(guān)統(tǒng)計數(shù)據(jù)表明，通過核電廠上述措施防護，其內(nèi)部職業(yè)人員的5年平均個人劑量基本可以控制在 20 mSv/a以內(nèi)，而年最大個人劑量也可以控制在 50 mSv/a以內(nèi)。對比一下圖4，可以發(fā)現(xiàn)在此輻射劑量下，對人體是完全無危害的，更別提距離核電站遙遠的小伙伴們呢！

另外，對核電廠輻射防護感興趣的小伙伴們，如果覺得我這篇文章講的還不夠細致透徹，可以自行查閱核電廠的一些重要標準規(guī)范，主要有：GB6249-核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定和GB18871-電離輻射防護與輻射源安全基本標準等。