電離輻射，常常被人們說成是核輻射，我之前也這么認為，其實核輻射只是電離輻射的一種。近因為日本造成福島核電站核泄漏，以致大家談核色變，搶鹽搶醬油等事件接連發(fā)生，就連外國人都加入行列。殊不知，這只是為那些哄抬物價的商家做了貢獻。在這里簡單說說關于電離輻射（核輻射）檢測的問題。
一、術語定義 
1.電離輻射 能夠通過初級過程或次級過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。在電離輻射防護領域中，電離輻射也簡稱輻射。 電離輻射是一切能引起物質(zhì)電離的輻射總稱，其種類很多，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、γ射線。
2.核輻射 核輻射，通常稱之為放射性。是原子核從一種結構或一種能量狀態(tài)轉變?yōu)榱硪环N結構或另一種能量狀態(tài)的過程中所釋放出來的微觀粒子流。核輻射主要是α、β、γ三種射線。
二、電離輻射監(jiān)測分類 關于電離輻射監(jiān)測，大體上可分為兩類：
1. 輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測； 
2. 輻射污染源監(jiān)測其中輻射污染源監(jiān)測包括 
a) 核設施輻射環(huán)境監(jiān)測； b) 放射性同位素與射線裝置應用的輻射環(huán)境監(jiān)測； c) 失控源進入環(huán)境后的輻射環(huán)境監(jiān)測； d) 伴生放射性礦物開發(fā)利用中的輻射環(huán)境監(jiān)測； e) 非伴生放射性礦物開發(fā)利用中的輻射環(huán)境監(jiān)測 f) 放射性物質(zhì)運輸?shù)妮椛洵h(huán)境監(jiān)測； g) 放射性物質(zhì)暫存庫和處理場的輻射環(huán)境監(jiān)測。 對于日本福島核電站來說，他們實施的監(jiān)測屬于核設施輻射環(huán)境監(jiān)測中的核事故應急監(jiān)測如果想要檢測日本核輻射是否對造成影響，我們需要做的是輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測。 
    進行輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測的目的包括：積累環(huán)境輻射水平數(shù)據(jù)；總結環(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源；報告輻射環(huán)境質(zhì)量狀況。而我們監(jiān)測日本核輻射的主要目的是后兩點。 輻射環(huán)境質(zhì)量監(jiān)測常規(guī)監(jiān)測項目及頻次 
三、關于核反應堆 反應堆的結構形式是千姿百態(tài)的，它根據(jù)燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆。 目前上有大小反應堆上千座，其分類也是多種多樣。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）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學、生物學、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；
（2）生產(chǎn)堆，主要是生產(chǎn)新的易裂變的材料鈾-233、钚-239；
（3）動力堆，利用核裂變所產(chǎn)生的熱能廣泛用于艦船的推進動力和核能發(fā)電。 普通水堆也叫輕水堆，分為壓水堆和沸水堆。福島核電站的反應堆是沸水堆，我國和大部分核電站均采用壓水堆。壓水堆壓水反應堆（Pressurized Water Reactor，縮寫為PWR）是美國貝蒂斯原子能實驗室（Bettis Atomic Power Laboratory）開發(fā)成功的一種輕水核反應堆。目前全核電站和核動力等使用的反應堆中均以壓水堆為主，截至2000年底，全有258座運行中的反應堆，占總數(shù)的64.6%。
    壓水反應堆利用輕水（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)壓強保持在150個大氣壓左右，在此壓強下可將冷卻水加 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約為70個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（過濾掉混雜的液態(tài)水后）再通過二回路送至汽輪機。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)。從汽輪機流出的二回路水經(jīng)冷凝器凝結為液態(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%的燒結二氧化鈾。 和沸水反應堆相比，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，因此對反應堆材料性能的要求也較沸水堆高。 沸水堆 沸水反應堆是一種用來發(fā)電的輕水反應堆。沸水反應堆以除礦質(zhì)水作為冷卻劑（coolant）和中子減速劑。反應堆堆芯進行的核裂變會產(chǎn)生熱能，使得已冷卻的水沸騰，變?yōu)楦邏赫羝瑥亩?qū)動渦輪機，然后通過發(fā)電機轉換為電能。
   離開渦輪機的蒸汽，經(jīng)過冷凝器凝結為液態(tài)水（給水）后，回流至反應爐堆芯，完成一個循環(huán)。在堆芯里，已冷卻的水保持在75個大氣壓，這會促使它在285℃左右沸騰。 稍加比較，在壓水反應堆堆芯內(nèi)，由于維持高壓強（大約158 個大氣壓），不會出現(xiàn)大量的沸騰。但沸水反應堆構造簡單，且大大降低了反應堆的工作壓力和堆芯溫度，因此顯著提高了反應堆的安全性，降低了造價。
    但由于水堆的循環(huán)系統(tǒng)直接連接了堆芯和渦輪機，因此可能造成渦輪機受到放射性污染，給設計和維修帶來麻煩。 重水堆 重水反應堆簡稱“重水堆”或“HWP”（Heavy Water Reactors），是一類利用重水作為中子慢化劑的核反應堆。常見的重水反應堆是CANDU反應堆。 重水反應堆中利用的慢化劑——重水是一氧化二氘的俗稱，其化學式為D2O，可以使中子減速，且其熱中子吸收截面小，使重水反應堆核燃料利用率高于輕水反應堆（使用后的燃料中鈾-235含量僅為0.13％），因而成為一種優(yōu)良中子慢化劑。核反應堆中的核燃料（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堆（如輕水反應堆）中也可以作為中子慢化劑，但由于輕水能吸收中子使反應堆中中子濃度降低，所以輕水反應堆中的核燃料需要高程度地濃縮以達到臨界質(zhì)量，才能為持續(xù)反應提供保證。所以相對于輕水反應堆，重水反應堆對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，且其乏燃料不必進行后處理。