轉載。

1. 核電廠的放射性

一般來說，元素從不穩定的原子核自發地衰變，在衰變過程中會放出一定能量的射線，這種現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，因此相同的吸收劑量未必會產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與品質因數Q(或稱線質系數）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（ 輻射誘發癌）和遺傳效應（損傷發生在后代）。此外，核輻射致癌發生概率（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， 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，而產生的損傷效應則稱為遺傳效應。

在這部分的結尾，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;

（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；

（3）劑量當量：根據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，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，80公里范圍內公眾集體劑量限制在20000 Sv以內。

3. 核輻射防護

在這里首先強調一句，目前沒有任何技術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：按照各區域放射性劑量率不同，劃分不同區域，限制人員進入和停留時間；（2）輻射防護大綱：規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范圍內不宜有1萬人以上鄉鎮，10KM范圍內不宜有10萬人以上城鎮，40KM范圍內不宜有100萬人以上的大城市。

圖5 核電廠輻射分區詳情

關于屏蔽防護，核電廠通常在反應堆內設置有三道放射性屏障：（1）燃料包殼：將裂變物質制成熔點很高（小于2400℃）的陶瓷芯塊，稱之為燃料芯塊， 確保絕大部分裂變產物都被密封于燃料芯塊中，燃料芯塊和氣態裂變產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、裂變產物可能從破損處泄露出來，用密閉的一回路系統將裂變產物再次包容；（3）安全殼：考慮到密閉一回路系統可能破損、裂變產物可能從破損處泄露出來裂， 用安全殼將裂變產物再次包容(因一回路系統損壞的地點無法確定， 用安全殼將一回路系統全部包容)。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。

相關統計數據表明，通過核電廠上述措施防護，其內部職業人員的5年平均個人劑量基本可以控制在 20 mSv/a以內，而年最大個人劑量也可以控制在 50 mSv/a以內。對比一下圖4，可以發現在此輻射劑量下，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范，主要有：GB6249-核動力廠環境輻射防護規定和GB18871-電離輻射防護與輻射源安全基本標準等。