Радиация. Прошлое, настоящее, будущее

Явление радиоактивности было открыто в 1896 году французским учёным Анри Беккерелем. В настоящее время оно широко используется в науке, технике, медицине, промышленности. Радиоактивные элементы естественного происхождения присутствуют всюду в окружающей человека среде. В больших объёмах образуются искусственные радионуклиды, главным образом в качестве побочного продукта на предприятиях оборонной промышленности и атомной энергетики. Попадая в окружающую среду, они оказывают воздействия на живые организмы, в чем и заключается их опасность. Для правильной оценки этой опасности необходимо четкое представление о масштабах загрязнения окружающей среды, о выгодах, которые приносят производства, основным или побочным продуктом которых являются радионуклиды, и потерях, связанных с отказом от этих производств, о реальных механизмах действия радиации, последствиях и существующих мерах защиты.

В массовом сознании населения доминирует настороженное отношение к производствам, деятельность которых приводит к образованию радиоактивных изотопов и в первую очередь к предприятиям ядерного цикла. Этому способствуют как объективные (крупные аварии), так и субъективные (некомпетентность, искаженная картина в средствах массовой информации) факторы. При этом не принимаются во внимание два обстоятельства.

Первое – это необходимость сравнительного подхода. Например, ценой за использование автомобиля являются десятки тысяч людей, ежегодно погибающих в авариях, еще большее количество получает травмы. Происходит загрязнение окружающей среду выхлопными газами автомобилей, особенно в густонаселённых городах. И это далеко не полный перечень негативных последствий от использования автомобильного транспорта.

Второе обстоятельство – это экономическая и технологическая необходимость использования атомной энергии в современном мире.

Привлекательность использования АЭС связана с ограниченностью постоянным ростом стоимости энергоносителей для тепловых электростанций, меньшими радиоактивными и значительно более низкими химическими загрязнениями окружающей среды.

Альтернативы использования АЭС в глобальной экономике в настоящее время нет, а в обозримом будущем она может появится со стороны термоядерных установок.

Первая в мире опытно-промышленная АЭС мощностью в 5 МВт была запущена в СССР 27 июня 1954 года в городе Обнинске. В последующий период производство электроэнергии на АЭС быстро росло и в настоящее время в развитых странах они превратились в основного поставщика электроэнергии.

Работа предприятий ядерного цикла в режиме нормальной эксплуатации не наносит человеку сколько-нибудь заметного вреда. Аварии на АЭС значительно увеличивают экологическую угрозу, но не в большей степени, чем аварии на крупных химических производствах, бесконтрольное использование пестицидов и минеральных удобрений, а также аварии на транспорте.

Следует также иметь в виду, что радиация, связанная с нормальным развитием ядерной энергетики, составляет лишь малую долю радиации. Значительно большие дозы мы получаем от других источников, вызывающих меньше нареканий. Применение рентгеновских лучей в медицине, сжигание угля, использование воздушного транспорта, пребывание в хорошо герметизированных помещениях могут привести к значительному увеличению уровня облучения.

Отметим, что и зарождение жизни на Земле и ее последующая эволюция протекали в условиях постоянного воздействия радиации.

Хорошее знание свойств радиации и ее воздействия позволяет свести к минимуму связанный с ее использованием риск и по достоинству оценить те огромные блага, которые приносит человеку достижения ядерной физики в различных сферах.

Глава I. Теоретическое обоснование темы, описание методологии исследования.

Радиация: активность, доза ионизирующего излучения, оценка доз.

В повседневной жизни и в практической деятельности постоянно приходится иметь дело с радиацией, то есть с распространением ионизирующего излучения (энергии) в пространстве.

Несколько слов об ионизирующей радиации. При прохождение через какой-либо материал, излучаемая энергия поглощается. Этот процесс связан с потерей электронов атомами, в результате чего образуются ионы. Ионизирующее излучение может возникать в устройствах, созданных человеком (например, в рентгеновской трубке), либо в процессе распада радиоактивных нуклидов (явление, называемое радиоактивностью). Подобные нуклиды встречаются в природе, но могут создаваться искусственно, например, в ядерных реакторах. Двумя основными количественными характеристиками, используемыми при оценке уровней и эффектов ионизирующего излучения, являются активность радиоактивного вещества и доза ионизирующего излучения.

Активность.

Активность радиоактивного вещества – это число спонтанных распадов радионуклидов в единицу времени.

« Радиоактивность» обозначает явление радиоактивного распада.

Доза ионизирующего излучения.

Поглощенная доза ионизирующего излучения есть энергия излучения, поглощенная в единице массы облученного вещества. В настоящее время единицей поглощенной дозы является Дж/кг, которой специальное название Грей (Гр).

Разные типы ионизирующего излучения имеют неодинаковую относительную биологическую активность (ОБЭ). При умножении поглощенной дозы различных видов ионизирующего излучения на определенные значения ОБЭ получали величину взвешенной дозы, используемой в области радиационной защиты. Единица такой взвешенной дозы получила название Бэр.

Использование величины ОБЭ как в области радиационной защиты, так и в радиобиологии создало некоторые проблемы. Поэтому было принято решение ввести новую количественную величину – эквивалентную дозу. Она равна произведению поглощенной дозы данного вида на так называемый коэффициент качества Q и измеряется в Зивертах. Коэффициент качества – это показатель способности каждого вида излучения вызывать ионизацию: для быстрых нейтронов Q=10, для тяжелых частиц Q=20.

Развитие концепций дозиметрии.

1. В 1972г. Было введено понятие генетически значимой дозы (ГДЗ), то есть дозы, при получении которой каждым членом популяции можно ожидать такого же общего генетического ущерба для популяции, как и при получении реальных доз различными лицами.

2. Ожидаемая доза за один год осуществления практической деятельности – это сумма годовых доз на душу населения, обусловленных облучением за счет загрязнения окружающей среды в будущем.

3. Коэффициенты перехода. Метод оценки включает в себя анализ цепи событий от момента поступления радиоактивных веществ, например, в атмосферу, до последующего облучения тканей. Например, Р34 – это проинтегрированная по времени концентрация активности в данной ткани, деленная на проинтегрированную концентрацию того же радионуклида в пище.

Оценки доз.

1. Изучая радиацию на протяжении нескольких лет, учёные пришли к выводу, что основной вклад в дозы облучения мягких тканей тела человека от естественных источников облучения дают три компонента: космическое излучение, гамма – излучение, земного происхождения и калий-40, содержащийся в самом организме человека. В феврале 2010 года учеными проводилась оценка суммарного вклада этих трёх источников в дозу облучения: он составил от 96 до 98% общей поглощенной дозы, обусловленной всеми источниками облучения.

2. Ядерные испытания. При проведении мощных взрывов в атмосфере большинство радиоактивных продуктов выносится в атмосферу, где они находятся в течение некоторого времени; при этом среднее время их содержания составляет по оценкам от 1 часа до 5 лет в зависимости от высоты и географической высоты. Поэтому радиоактивные выпадения могут проходить в течение нескольких лет после взрыва.

3. В 1998 году было дано подробное описание метеорологических процессов, определяющих вывод радиоактивных остатков из стратосферы. Установлено, что наибольший вклад в облучение человека вносят долгоживущие, радиоактивные материалы, обусловливающие облучение в течение многих лет.

4. После ряда проведенных исследований оказалось, что более интенсивным источником облучения является цезий- 137. Облучение происходит двумя путями: за счет внешнего гамма-излучения от выпавших на зеленую поверхность веществ и за счет внутреннего облучения от веществ, поступивших в организм с пищей.

Облучение, связанное с использованием радиации в медицине.

Рассматривается доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации. В одном из докладов приоритет отдается оценки генетически значимой дозы. Было признано, что наибольший вклад в генетически значимые дозы дает рентгенодиагностика. Как показал анализ, более 80% генетически значимой дозы приходилось на долю только шести процедур. Общая генетически значимая доза по оценкам разных стран находилась в диапазоне от 17 до 150 мбэр/год.

Профессиональное облучение.

Приводимые в сообщениях дозы были определены по показаниям индивидуальных дозиметров, так и от его калибровки. Эти зарегистрированные дозы зависят от местоположения дозиметра на теле человека, и при анализе приходится допускать, что они распределены равномерно по всему организму. Численность персонала, подвергающегося профессиональному облучению, не соответствует число лиц, подвергающихся радиационному контролю, при этом разница зависит от правил радиационного контроля.

Анализ показал, что средние зарегистрированные дозы для большинства работников, подвергающихся облучению, находились в диапазоне от 2000 человек до 6000 человек в год, однако для некоторых работников сферы промышленной радиографии они достигали 27000 человек в год. Годовая доза облучения экипажей сверхзвуковых самолетов оценивалась приблизительно в 1 бэр.

Оценки риска. Генетический ущерб.

Применявшиеся до сих пор критерии количественной оценки генетического риска можно сгруппировать в широком плане под двумя рубриками: критерий удваивающей дозы (или относительного риска мутации) и прямой метод (или абсолютного риска мутации). В методе удваивающей дозы риск выражается по отношению к естественной распространенности генетических болезней во всей популяции; прямой метод даёт возможность выразить абсолютный риск через ожидаемый рост распространенности генетических заболеваний. Оценка частоты возникновения генетических повреждений соответствующего типа (мутаций и хромосомных аберраций) основывается на экспериментальных данных, полученных в опятах на животных.

Для применения метода удваивающей дозы необходимо иметь: а) оценку удваивающей дозы, то есть дозы излучения, индустрирующей такое же количество мутаций, сколько их происходит спонтанно в данном поколении; б) информацию о распространении генетических заболеваний, возникших в популяции естественным путём, и о том, в какой степени эта распространенность обусловливается мутациями; в) оценку дозы, получаемой популяцией в целом.

Эксперименты, проведённые на мышах (самцах), свидетельствовали о том, что хроническая доза гамма-излучения в три раза менее эффективна, чем такая же доза, полученная импульсно (этот эффект еще более импульсно выражен для самок). В связи с этим была высказана мысль, что ранее использовавшаяся удваивающая доза 30 рад, вероятно, занижена в три-четыре раза.

Недавно были получены новые данные о том, что доминантные мутации, в основном, приводят к повреждениям скелета мыши. Кроме того, появились новые данные об индукции доминантных мутаций иного рода, а именно мутаций, приводящих к катаракте у мышей.

Анализ приложения №6. а) оценка доминантных заболеваний, в основном, осталась неизменной; б) оценка для хромосомных заболеваний снизилась из-за того, что были исключены заболевания, связанные с аномалиями числа хромосом (например, синдром Дауна).

Анализ приложения №7. Оценен риск, связанный с: а) индукцией генетических изменений, влекущих за собой доминантные эффекты в потомстве первого поколения (то есть доминантные мутации); б) наличием несбалансированных реципрокных транслокаций, приводящих к рождению детей с врожденными уродствами.

Была обсуждена гипотеза о беспороговой линейной зависимости между дозой и заболеваемостью раком и было отмечено, что соматические эффекты менее вероятны при низких мощностях дозы, чем при высоких, используемых в экспериментах.

Для оценки риска при низких дозах необходимо было учитывать три момента: тип эффекта, наиболее чувствительная ткань для каждого из этих типов, характер зависимости эффекта от дозы, мощности дозы и распределения дозы.

Уровни и дозы ионизирующего облучения в настоящее время.

Оценка доз, получаемых человеком от естественных источников ионизирующего излучения, имеет особое значение, поскольку это излучение вносит наибольший вклад в коллективную дозу, которое получает население всего земного шара. Естественные источники излучения можно классифицировать следующим образом: а) внешние источники внеземного происхождения (то есть космическое излучение) и источники земного происхождения (то есть радионуклиды, присутствующие в земной коре, строительный материалах и в воздухе); б) внутренние источники – природные радионуклиды, поступающие в организм человека.

Виды облучения очень сильно зависят от деятельности человека и поэтому весьма разнообразны. Типичным примером может служить облучение, связанное с распадом радона и торона. Эти радионуклиды поступают в организм с вдыханием воздухом, а их концентрация внутри помещений зависит от конструкции здания, используемых строительных материалов и вентиляционных систем, а это означает, что соответствующие дозы изменяются с изменением методов и практики строительства.

Анализ приложения №9. Среднегодовая эффективная эквивалентная доза составляет по оценкам 2,4 мЗв; она касается взрослой части населения. Отклонения от среднего обусловлены главным образом изменением условий облучения от источников земного происхождения и внутренних источников (продукты распада вдыхаемых изотопов радона с малым периодом полураспада). Приведённые выше данные показывают, что дозы облучения, связанного с вдыханием 222 Rn и его короткоживущих продуктов распада.

Ядерные взрывы.

Важнейшие радионуклиды, вносящие вклад в оценку ожидаемой дозы для различных районов земного шара в результате всех проведённых до сего времени испытаний в атмосфере, перечислены ниже в убывающем порядке их значимости: 14 С, 137 Cs, 95 Zr, 90 Sr, 106 Ru, 144 Ce и 3 H. Дополнительная доза в размере около 0,1% от общей ожидаемой эффективной эквивалентной дозы будет получена от 239 Pu, 240 Pu и 241 Am; излучение будет происходить с очень малой мощностью дозы на протяжении тысячелетий.

Обзор основных аварий и происшествий в 80-х годах.

1983 г. Конституенс, Аргентина. Аварийный скачок мощности реакторов при проведении работ по модификации активной зоны.

1983 г. Сьюдад – Хуарес, Мексика. Источник, содержащий кобальт-60, попал в партию металлолома. Произошло загрязнение грузового автомобиля, обочин дорог и произведённого из этого металла продукций.

1884 г. Мохаммедия, Марокко. Источник с иридием-192, который использовался для радиографической проверки сварочных швов на строительной площадке, выпал из крепления экранированного контейнера и упал на землю. Источник заметил прохожий, который подобрал его и отнес домой. Вся семья в составе восьми человек погибла от чрезмерно высоких доз облучения в очень высоких дозах.

1986 г. Чернобыль, Советский Союз. Авария на атомной электростанции привела к немедленной гибели в результате взрыва двух человек из состава эксплуатационников. Примерно 145 пожарных и работников аварийных служб заболели острой лучевой болезнью и 28 из них умерли на протяжении 3-х месяцев после аварии. В общей сложности погибли 30 человек: один работник погиб от механического повреждения и еще один от ожогов. Местное население было эвакуировано, никто из них не получил высоких доз. Широкая дисперсия радиоактивных материалов привела к облучению в низких дозах в основном население западных районов советского союза и других европейских стран.

1987 г. Жоана, Бразилия. В жилом районе был размонтирован источник с цезием-137, в результате чего радиоактивному облучению подверглись 240 человек, госпитализировано 54, умерло 4.

Коэффициент риска заболевания раком может быть представлен так: а) индивидуальная вероятность заболевания радиогенным раком данной локализации (или вероятность смерти) на единицу дозы; б) коллективный ущерб. Последний может быть выражен либо как ожидаемое число летальных исходов (или число заболеваний) в облученной популяции, либо как уменьшение числа людей из-за смерти от рака на единицу коллективной дозы.

Коллективный ущерб.

Умножив коэффициент риска, характеризующий индивидуальный риск, на соответствующую коллективную дозу, получим ожидаемое число случаев смерти от рака в облученной популяции при условии, что коллективная доза составляет не менее 100 человек – Зв. Если коллективная доза равна лишь нескольким чел – Зв, то скорее всего число смертных случаев будет равно нулю.

Часть II. Экспериментальная работа: описание методики, результаты, выводы.

Естественные источники излучения.

Для естественных источников излучения принята следующая классификация: а) внешние источники, к которым относятся источники внеземного происхождения, то есть космические лучи, а также источники земного происхождения – радиоактивные вещества, находящиеся в земной коре, воздухе и строительных материалах; б) внутренние источники – природные радионуклиды, поступающие в организм человека.

Внешнее облучение.

Космические лучи.

Высокоэнергетическая радиация, проникающая в атмосферу Земли из космического пространства, относится к первичному космическому излучению. При его взаимодействии с ядрами атомов, присутствующих в атмосфере, образуются нейтроны, протоны, пионы, каоны (вторичные космические лучи), а также Космогенные радионуклиды, такие, как Н-3, Ве-7, С-14, Na-22, Na-24, являющиеся продуктами ядерных реакций.

Ионизирующая компонента.

Комментарий к приложению. На рисунке показано изменение поглощенной дозы в воздухе, измеренной с помощью ионизационной камеры, установленной на борту самолёта. Измерения проводились в низких и высоких широтах в диапазоне высот от 0 до 12 км над уровнем моря. Согласно полученным результатам, для любых широт на уровне моря мощность поглощенной дозы в воздухе составляет около 30 нГр х r -1 и возрастает примерно до 4 кмГр х r -1 на высоте 12 км в высоких широтах.

Нейтронная компонента.

На уровне моря плотность нейтронного потока составляет около 0,008 частиц х см -2 х с -1. Используя результаты измерений энергетических спекторов нейтронов, полученных в ходе шестимесячного эксперимента, проведённого в Нью-Йорке в 1986 году, Хейнал с соавторами рассчитал среднюю мощность поглощенной дозы и мощность эквивалентной дозы для нейтронов, изотропно попадающих на обе стороны пластины 30-сантиметровой толщины, моделирующей ткань. Согласно их расчетам, средняя мощность поглощенной дозы составляют 0,8 нГр х r -1 и 3 нЗв х r -1 соответственно. Из этого следует, что коэффициент качества для нейтронов должен быть равен 3,8.

Внутреннее облучение.

Земные источники излучения.

К земным источникам излучения относят долгоживущие радионуклиды, образовавшиеся в недрах земли несколько миллионов лет назад и распавшиеся лишь в незначительной степени. Такие радионуклиды носят название примордиальных: К-40, Rb-87, U-238, Th-232. В рассеянном состоянии примордиальные радионуклиды и продукты их распада присутствуют в всех компонентах окружающей среды (в воздухе, в воде, почве, горных породах, продуктах питания).

Внутреннее облучение.

Калий-40. Калий-40 является важным биологическим элементом, содержание которого в организме человека регулируется гомеостатически.

На каждый килограмм массы тела взрослого мужчины приходится в среднем около 2-х граммов калия.

Рубидий-87. А поведение рубидия в окружающие среде известно не много. Скудные данные о концентрации рубидия в организме человека позволяют предположить, что этот элемент удерживается в организме в большей степени чем калий.

Семейство урана-238. Уран-238 является родоначальником семейством из 14 радионуклидов. Их можно увидеть в приложении №16.

Семейство тория-232. Торий-232 является родоначальником семейства состоящего из 11 радионуклидов. Из семейства тория-232 можно выделить 3 подсемейства: собственно Th-232, Ra-228 Ra-224 и Rn-220 Rb-208.

Радон -222 и коротко живущие продукты его распада.

Согласно оценке приведенной в докладе НКДАР за 1982 г. Вдыхание короткоживущих продуктов распада радона (Rn-222) дает вклад в эффективную эквивалентную дозу, получаемую человеком от естественных источников излучения, равный примерно 50%.

Концентрация внутри/вне помещений.

Радон поступает в атмосферу главным образом из почвы; менее важными его источниками являются: океан, грунтовые воды, природный газ, геотермальные выбросы, сжигание угля. Концентрация радона в околоземном слое воздуха регулируется двумя факторами: а) скоростью его эксхаляции и б) атмосферным разбавлением.

Диффузионный процесс можно описать математически с помощью введения эффективного коэффициента диффузий, учитывающего хаотичность движений. Скорость поверхностной эксхаляции, определяемая как скорость пересоноса активности через единичную площавилоадку на границе раздела почвы – воздух, описывают следующим выражением:

R= λRn · Fr C почва, Ra ρпочва L Rn , где R – скорость поверхностной эксхаляции, λRn - константа распада радон-222, C почва, Ra - удельная активность радона-226 в почве, Fr - коэффициент эманирования, L Rn – длина диффузии радона в почве.

Концентрация радона в атмосферном воздухе зависит от географического положения региона, времени, высоты над поверхностью земли и метеорологических условий. Поскольку источником радона является почва и радон имеет довольно короткий физический период полураспада, концентрация его в воздухе плавно уменьшается по мере удаления его от земли. Важным является и географическое положение рассматриваемого региона: концентрация радона, как правило, ниже над островами и арктическими областями, поскольку там гораздо меньше эманирующей радон почвы, чем в континентальных регионах умеренных широт.

Концентрация внутри помещений.

С точки зрения физики поведение радона и его продуктов распада на открытом воздухе не отличается принципиально от их поведения внутри помещения. Однако заслуживает отдельного обсуждения вопрос о различной природе некоторых источников и об уровнях облучения внутри помещений. В начале этого раздела проводится рассмотрение и даётся количественная характеристика источников, поставляющих радон внутрь помещения, для того чтобы оценить средние скорости поступления радона и типичный диапазон их изменений. Для оценки средних концентраций радону и его дочерних продуктов в гипотетическом эталонном доме рассматриваются принципиальные механизмы переноса и удаления радона и продуктов его распада.

Постановщиками радона внутрь помещений являются: почва (грунт) под зданием и около него, строительные материалы, водопроводные сети, природный газ и атмосферный воздух.

Экспериментальные исследования, проведённые в доме с вентиляционной отдушиной малой пропускной способности, показали, что увеличение разности температур способствует повышению скорости фильтрации, приводит к увеличению концентрации радона в помещении.

Источники, обусловливающие присутствие радона внутри помещений.

1. Почва под зданием. Радон может поступать в помещение из грунта, на котором стоит здание, как диффузионным путём, так и с воздухом, проникающим через щели и конструкционный материалы под действием разности давлений.

При наличии в бетоне трещин диффузионный перенос активности от земли может значительно увеличится. Использую математическую модель плиты с трещины, Ландман рассчитал, что если на каждый метр плиты приходится односантиметровая трещина, то за счет диффузии через такую плиту будет проникать 25% поступающего от земли потока почвенного газа.

Экспериментальные исследования, проведённые в доме с вентиляционной отдушиной малой пропускной способности, показали, что увеличение разности температур, способствую повышению скорости фильтрации, приводит к увеличению концентрации радона в помещении.

2. Строительные материалы. Часть радона, который образуется при распаде содержащегося в строительных материалах радия-226, поступает в помещение диффузионным путём. Скорость поверхностной эксхаляции выражается следующим уравнением:

R= λRn ρстр. Сстр. , Ra Fr LRn tanh (L1/2 / LRn),

Которое аналогично указанного выше уравнения для скорости эксхаляции из почвы с той разницей, что здесь введен гиперболический член, учитывающий диффузию в слое материала определённой толщины.

Данные о скорости эксхаляции, длине диффузии, коэффициенте эманирования и удельной активности Rn-226 для различных строительных материалов в приложении (книга, табл. 16). Наиболее распространёнными строительными материалами являются кирпич и бетон. Из таблицы видно, что даже удельная активность радона-226 в бетоне ниже, чем в кирпиче, а скорость его эксхаляции по массе из бетона выше, чем из кирпича. Это обусловлено более высокой по сравнению с кирпичом эманирующей способностью бетона.

3. Атмосферный воздух. При наружном воздухообмене в помещение попадает некоторое количество радона, содержащегося в атмосферном воздухе. Воздухообмен может осуществляться за счет естественной вентиляции через открытые окна и двери, принудительной вентиляции и фильтрации, неконтролируемой утечки воздуха через трещины в строительных покрытиях. Скорость поступления Rn в результате фильтрации описывается выражением

Uатм = χатм. a λв, где χатм – концентрация радона в атмосферном воздухе (Бк · м-2 ), λв – скорость воздухообмена (ч-1), а – доля скорости воздухообмена, ответственная за обмен с атмосферным воздухом и во всех случаях близкая к единице условий пользования водой.

Скорость поступления радона в процессе обезгаживания воды выражается уравнением

Uв = χв Qв ε/ V, где χв – концентрация радона в воде, Qв – количество воды, используемой в единицу времени, ε – эффективность обезгаживания, V- объём эталонного дома.

4. Природный газ. В отдельных случаях природный газ рассматривают как потенциально важный источник радона внутри помещений. Концентрация радона в природном газе, выделяющимся из пробуренных скважин, варьирует в широких пределах – от пренебрежимо малых величин до величин порядка 50 кБк · м-3.

Скорость поступления радона при сжигании природного газа описывается уравнением:

Uпг = χпг Qпг / V, где χпг – концентрация радона в природном газе, Qпг – количество газа, потребляемого в единицу времени, V- объём эталонного дома.

Поведение радона и его дочерних элементов внутри помещений.

Накопление поступающего внутрь помещения радона зависит от интенсивности воздухообмена в здании. Количество накапливающейся активности огрλаничивается вентилированием помещения, интенсивность которого обычно характеризуют скоростью обмена воздуха.

Если скорость поступления радона U и скорость вентиляции λв постоянны во времени, то равновесная концентрация радона будет выражаться как

χа = U / (λRn + λв ), где

λRn - постоянная распада радона, λв – скорость воздухообмена.

Промышленная деятельность.

В этом разделе рассматриваются промышленные процессы, приводящие к выносу на поверхность земли веществ с повышенным содержанием естественных радионуклидов (например, геотермальные работы, добыча фосфатов, а также процессы, связанные с переработкой веществ, имеющих среднюю и повышенную концентрацию радионуклидов и с концентрированием активности в конечных продуктах или отходах.

Применение фосфатных пород.

Фосфатные породы являются исходным материалом ля производства всех фосфорсодержащих продуктов и главным источником фосфора для получения удобрений. Различают три типа фосфатных пород: а) фосфатные породы осадочного происхождения, за счет которых покрывается 85% текущих нужд в фосфоре; месторождение таких фосфатов имеются в самых разных странах, особенно ими богаты Марокко и Флорида; б) фосфатные породы вулканического происхождения; основное месторождение этого типа находится на Кольском полуострове; в) фосфатные породы биологического происхождения: скопление помета морских птиц образуют гуано.

Облучение, связанное с аварией на Чернобыльской атомной электростанции.

Авария, произошедшая в апреле 1986 года в СССР на Чернобыльской томной станции, в результате которой в окружающую среду было выброшено огромной количество радиоактивных материалов, явилось самой серьёзной из всех связанных с использованием атомной энергии для производства электроэнергии. Требовались быстрые аварийные меры прежде всего в СССР – по контролю разрушенного реактора, а затем и в других странах – по мониторингу и оценки уровня радиоактивного загрязнения. Естественно, что основное внимание было сосредоточено на самой аварии и её последствия, а также на создании базы данных по загрязнениям территории. В связи с этим было принято решение детально оценить связанную с аварией степень облучения населения.

А В А Р И Я.

Авария на четвёртом блоке Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года в 1 час 23 минуты по местному времени. В результате аварии были разрушены активная зона ядерного реактора и часть здания, в котором размещался реактор. Высвободившиеся радиоактивные материалы были разнесены потоками воздуха в виде газом и частиц пыли. Это привело к их широкому рассеянию по значительной части территории Советского Союза, по территории многих других стран и в виде следов по всему Северному полушарию.

Реактор.

Размещение. Чернобыльская атомная электростанция расположена на территории Украинской ССР и в Западной части СССР вблизи границы с Белорусской ССР. Она находится примерно в 100 км северо-западнее Киева и 310 км юго-восточнее Минска на реке Припять, которая впадает в Днепр.

Конструкционные характеристики реактора.

Реакторы ЧАЭС являются водоохлаждаемыми реакторами с графитовым замедлителем; они известны как РБМК-1000. Проектная электрическая мощность каждого блока составляет 1000 МВт. Каждая пара реакторов на станции имеет машинный зал, где расположены 4 турбины и связанные с ними системы мнократной циркуляции рабочего вещества. Каждая пара реакторов расположена в отдельном здании (блоке), прилегающем к центральным административным – бытовому комплексу.

Реактор четвёртого блока ЧАЭС имеет следующие основные характеристики:

Тепловая мощность 3200 МВт

Обогащение топлива 2%

Масса урана в топливной сборке 114,7 кг

Выгорание топлива 20 МВт в сутки на 1 кг

Максимальное запроектированная 3250 кВт мощность на канал

Изотопный состав отработавшего топлива:

U-235 4,5 кг/т

U-236 2,4 кг/т

Pu-239 2,6 кг/т

Pu-240 1,8 кг/т

Pu-241 0,5 кг/т

Причина аварии.

Авария произошла при проведении испытания турбины- генератора во время обычной плановой остановки реактора четвёртого блока. Цель испытания состояла в определении возможности турбины- генератора вырабатывать электроэнергию при остановке реактора в течение того короткого периода, пока запасные дизельные генераторы смогут обеспечить подачу аварийной мощности. Предписанная процедура испытаний, которая была неудовлетворительной с точки зрения техники безопасности и предполагала серьёзные нарушения основных правил эксплуатации, поставила реактор, работавший на малой мощности, в такие условия, которые нельзя было стабилизировать вручную.

Высвободившаяся энергия сдвинула 1000-тонную плиту- крышку реактора, в результате чего все охлаждающиеся каналы по обе стороны реактора были перерезаны. Спустя две или три секунды последовал второй взрыв и горячие куски реактора были выброшены за пределы повреждённого здания, в котором располагался реактор. Повреждения реактора открыло доступ воздуху, что привело далее к горению графита.

Выбросы и рассеяние радионуклидов.

Кривую мощности выброса можно разбить на четыре участка: а. Выброс в первый день аварии. На этой стадии механический выброс радиоактивных материалов произошёл в результате взрыва в реакторе.

б. Пятидневный период, в течение которого мощность выброса уменьшилась до минимальной величины – примерно в шесть раз меньше. Были предприняты попытки погасить горящиё графит.

в. Четырёхдневный период, в течение которого мощность выброса вновь возросла до 70% от первоначальной. В начале этой стадии наблюдался вынос из активной зоны летучих компонентов, преимущественно йода; следовательно, радионуклидный состав был близок к составу отработавшего топлива.

г. Резкое падение мощности выброса спустя 9 дней после аварии до менее чем 1% от первоначальной мощности и дальнейшее непрерывное уменьшение мощности выброса.

Меры по ликвидации аварии.

После аварии первыми мерами по ее ликвидации, предпринятыми на атомной станции, были борьба с огнём и срочные работы по стабилизации реактора. В течение ночи с 25 на 26 апреля 1986 года 176 человек – операторов и работников различных отделов и вспомогательных служб атомной электростанции – находились в состоянии готовности номер один и номер два. Кроме того, 268 строителей и монтажников работали в ночную смену на строительной площадке третье очереди станции.

М Е Т О Д О Л О Г И Я О Ц Е Н К И Д ОЗ.

Сфера рассмотрения и подход к решению.

С момента аварии было выполнено достаточно много измерений, чтобы выявить основные особенности, которые следует принимать во внимание при дозиметрических оценках. Основной вклад в дозу даёт внешнее облучение от осевших радиоактивных материалов и внутреннего облучения от попавших с пищей радионуклидов.

Пути воздействия радиации. Имеются два основных пути воздействия радиации на организм человека, которые следует рассматривать при оценках доз: а) внешнее облучение за счет радиоактивных материалов, осевших на землю; б) употребление загрязнённых продуктов питания. Учитывались и два вторичных источника, поскольку концентрация радионуклидов, с которыми эти источники связаны, были известны: а) внешнее облучение за счет радиоактивных материалов, присутствующих в облаке, называемое облучение «гамма-облаком»; б) вдыхание радионуклидов во время прохождения облака.

Рассматриваемые радионуклиды.

Различными странами систематически рассматривались лишь радионуклиды I-131, Cs-134 и Cs-137; именно они вносят небольшой вклад в суммарную дозу. Учитывалось также содержание в воздухе и осадков радионуклидов Zr-95, Ru-103, Ru-106, Te-132, Ba-140, и Ce-141. Вклад некоторых из них во внешнее облучение сразу после аварии был весьма существенным.

Методы расчета доз, полученных в течение первого года после аварии.

В течение непродолжительного периода времени (обычно в течение нескольких часов) люди подвергаются внешнему облучению от проходящего облака загрязнённого воздуха. Доза об отлучения «гамма-облаком» легко найти, зная концентрации активности в воздухе. Доза, обусловленная радионуклидом i, равна

H E, c (i) = C*a (i) Фс (i) ( 1-F0 ) + C*a (i) Фс (i) F0 Fs , где H E, c (i) – эффективная эквивалентная доза, создаваемая «гама-облаком», C*a (i) – интегральная концентрация радионуклида в воздухе, Фс (i) – коэффициент перехода от интегральной концентрации в воздухе к эффективной эквивалентной дозе, F0 – коэффициент, характеризующий время пребывания в помещении (доля времени, проводимая в помещение), Fs - коэффициент экранирования стенами здания (отношение мощности дозы получаемой в помещении, к мощности дозы, получаемой на открытом воздухе).

Вдыхание.

Загрязнённый воздух попадает в организм человека в течение того относительно короткого интервала времени, пока радиоактивные материалы остаются в взвешенном состоянии воздухе.

Авария на Чернобыльской атомной электростанции была серьёзным происшествием, которое привело к трагическим последствиям для людей, наиболее пострадавших от неё в СССР. Понадобились огромные материальные затраты на контроль за окружающей средой, переселение людей и дезактивацию. Часть людей, принимавших участие в ликвидации аварии, заплатило за это своими жизнями. Воздействию радиации подверглось также население старн Европы и стран всего Северного полушария, но радиационное облучение было не слишком значительным.

Примеры решения некоторых задач.

Задача №1.

    Студент предполагает использовать источником 90Sr, имеющим активность А=270МБк и содержащимся в стеклянной пробирке, в качестве защиты только плотные перчатки. Не опасно ли это ?

   Решение.

   Е = 1. 74 МэВ, масса человека М = 70 кг,= 0. 1.

   На один акт распада 90Sr приходится 1 фотон с энергией 1. 74 МэВ, откуда для поглощенной человеком мощности дозы Дt получим

    Предельно допустимая доза:

    (ПДД)-0. 1 рад/неделю=0. 17*10-6 рад/с

Работать опасно   !!!

Задача №2.

   В организм человека попало 10 мг 55Fe. Найти значение поглощенной дозы за 10-летний период. Период полураспада 55Fе =-2. 9 года. Q=0. 22 МэВ.

   Решение.

    Какое количество изотопов 55Fe распалось за 10 лет ?

    Из 10 мг за 10 лет распалось 10 - 0. 926=9. 074 мг.

    Число распавшихся ядер:

    Количество выделившейся энергии:

Q=0. 22*0. 99*1020=2. 19*1019 МэВ=3. 50*10б Дж.

    Чтобы найти энергию, отнесенную к единице массы, предположим, что облучается примерно 1/3 часть тела весом 75 кг, т. е. 25 кг. Тогда :

Это очень большая доза ! ! !

Задача №3.

    По санитарным нормам допустимая плотность потока быстрых нейтронов составляет :

 Определить на каком минимальном расстоянии от источника, интенсивностью S=106 n/с, можно работать без дополнительной защиты.

    Решение.

    Плотность потока нейтронов I(r) на расстоянии r от источника определяется соотношением :

I(r) = S / 4r2 (1)

    Минимальное безопасное расстояние из соотношения (1) :

Испытания ядерного оружия

    Радиологические последствия испытаний ядерного оружия определяются количеством испытаний, суммарными энерговыделением и активностью осколков деления, видами взрывов (воздушные, наземные, подводные, надводные, подземные) и геофизическими факторами окружающей среды в период испытаний (район, метеообстановка, миграция радионуклидов и др. ). Испытания ядерного оружия, которые особенно интенсивно проводились в период 1954-1958 и 1961-1962 гг. стали одной из основных причин повышения радиационного фона Земли и, как следствие этого, глобального повышения доз внешнего и внутреннего облучения населения.

    В США, СССР, Франции, Великобритании и Китае в общей сложности проведено не менее 2060 испытаний атомных и термоядерных зарядов в атмосфере, под водой и в недрах Земли, из них непосредственно в атмосфере 501 испытание. Испытания в атмосфере в СССР были завершены в 1962 г. , подземные взрывы на Семипалатинском полигоне - в 1989 г. , на Северном полигоне - в 1990 г. Франция и Китай до последнего времени продолжали испытывать ядерное оружие. По оценкам во второй половине 20-го века за счет ядерных испытаний во внешнюю среду поступило 1. 81 1021 Бк продуктов ядерного деления (ПЯД), из них на долю атмосферных испытаний приходится 99. 84 %. Распространение радионуклидов приняло планетарные масштабы (рис. 5-7).

   Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую часть активности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через 49 и через 343 суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в 10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через час после взрыва. Выход наиболее биологически значимых радионуклидов приведен в таблице 23. Кроме ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной активности ( 3Н, 14С. , 28Al, 24Nа, 56Mn, 59Fe, 60Cо и др. ) и неразделившейся частью урана и плутония. Особенно велика роль наведенной активности при термоядерных взрывах.

    При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10-15 км), где происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад. Нераспавшиеся радионуклиды выпадают по всей поверхности Земли. Дозы облучения населения от глобальных выпадений незначительны.

    Годовые дозы облучения населения коррелируют с частотой испытаний. Так, в 1963 году коллективная среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями, составила 7% дозы облучения от естественных источников. К 1966 году она снизилась до 2%, а к началу 80-ых годов уменьшилась до 1%. В дальнейшем формирование доз будет происходить практически только за счет 14C.

    Суммарная ожидаемая коллективная эффективная доза от всех испытаний, произведенных к настоящему времени, составит в будущем около 3 *107 чел-Зв. К 1980г. человечество получило лишь 12% этой дозы. Из этой суммарной дозы основной вклад дадут следующие радионуклиды:

14C Т1/2 = 5730 лет 69% общей дозы;

137Сs Т1/2 = 30 лет 14%;

95Zr Т1/2 = 65 дней 5. 3%;

90Sr Т1/2 = 28 лет 3. 2%;

106Ru Т1/2 = 373 дня 2. 2%;

144Ce Т1/2 = 285 дней 1. 4%;

3H Т1/2 = 12 лет 1. 2%;

Заключение.

Меры радиационной защиты персонала и населения регламентируются нормами радиационной безопасности и основными санитарными правилами.

    Меры защиты направлены на:

    -    предотвращение возникновения детерминированных эффектов путем ограничения облучения дозой ниже порога возникновения этих эффектов (нормирование годовой дозы);

    -    принятие обоснованных мер по снижению вероятности индуцирования отдаленных стохастических последствий (онкологических и генетических) с учетом экономических и социальных факторов.

   Целью мер защиты является обеспечение высоких показателей здоровья населения, которые включают: продолжительность жизни, интегральные по времени характеристики физической и умственной работоспособности, самочувствие и функцию воспроизводства.

    Меры защиты включают:

   -   снижение облучения населения от всех основных источников излучения;

    -    ограничение вредного действия на население нерадиационных факторов физической и химической природы;

    -    повышение резистентности и антиканцерогенной защищенности жителей;

    -    медицинскую защиту населения;

    -    повышение уровня радиационно-гигиенических знаний населения, психологическую помощь населению, помощь в преодолении преувеличенного восприятия опасности радиации;

    -    формирование здорового образа жизни населения;

    -    повышение социальной, экономической и правовой защищенности населения.

    В случаях аварийных ситуаций принимаются дополнительные меры защиты, обеспечивающие снижение дозы облучения населения загрязненной территории и включающие:

    -    отселение жителей (временное или постоянное);

    -    отчуждение загрязненной территории или ограничение проживания и функционирования населения на этой территории;

    -    дезактивацию территории, строений и других объектов;

    -    систему мер в цикле сельскохозяйственного производства по снижению содержания радионуклидов в местной растительной и животной пищевой продукции;

    -    нормирование, радиационный контроль и выбраковку сельскохозяйственных и природных пищевых продуктов с последующей переработкой их в радиационно чистые продукты, а также снабжение населения радиационно чистыми пищевыми продуктами;

    -    внедрение в практику специальных правил поведения жителей и ведения ими приусадебного хозяйства.

    Дополнительные меры также включают оптимизацию медицинского обслуживания населения и снижение доз облучения от других источников, в частности за счет ограничения поступления радона в жилые и производственные помещения.