Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
Лекция 10
Воздействие предприятий ЯТЦ на человека и окружающую среду.
Радиационная безопасность человека обеспечивается системой законодательных мер, в том числе нормами радиационной безопасности. Эти меры направлены на ограничение возможного облучения населения и персонала в результате использования источников ионизирующих излучений. Научным базисом этой системы являются знания о действии ионизирующих излучений на живую материю, а также о закономерностях миграций радионуклидов в окружающей среде, их метаболизма в организме человека. Под влиянием накапливающейся информации меры безопасности постоянно совершенствуются
Современные представления о биологическом действии излучения нельзя считать окончательно установившимися. Тем не менее, система мер и норм радиационной безопасности – одна из наиболее совершенных в санитарном законодательстве.
Биологическое действие ионизирующих излучений.
Основные понятия и терминология
Действие ионизирующих излучений на вещество проявляется в ионизации атомов и молекул, входящих в состав вещества.
Ионизирующее излучение – излучение, энергия которого достаточна для ионизации облучаемой среды.
Ионизация – превращение электрически нейтральных частиц (атомов, молекул) в результате удаления из них одного или нескольких электронов в положительные ионы и свободные электроны.
Облучение – процесс взаимодействия излучения (не обязательно ионизирующего) со средой.
Исследователи радиоактивности довольно быстро столкнулись с пагубным воздействием радиации на организм человека. По данным Научного комитета по действию атомной радиации на рубеже XIX-XX вв. 360 исследователей радиоактивности и рентгеновского излучения погибли из-за пренебрежения тогда ещё неизвестными правилами техники безопасности. Среди громких имён – дважды лауреат Нобелевской премии Мария Склодовская-Кюри, умершая, «по всей видимости, от одного из злокачественных заболеваний крови, поскольку слишком часто подвергалась воздействию радиоактивного облучения».
Все эти трагические случаи привели к разработке мероприятий по защите от радиационной опасности. Наряду с этим исследователи стали более интенсивно искать пути конструктивного применения радиации.
В 1928 г. на 2-м Международном радиологическом конгрессе в Стокгольме была создана Международная комиссия по защите от рентгеновского облучения и радия (МКРР), призванная «...обеспечить защиту от ионизирующего излучения отдельных лиц, их потомства и человечества в целом и в то же время создать условия для необходимой практической деятельности человека, во время которой люди могут подвергаться воздействию ионизирующего излучения». В состав комиссии вошли врачи, радиологи, физики.
C 1956 г. МКРР реорганизована в Международную комиссию по радиационной защите (МКРЗ) и вступила во Всемирную организацию здравоохранения (ВОЗ) в качестве неправительственной организации. МКРЗ в соответствии со своим Уставом «должна знакомиться со всеми достижениями в области защиты от излучений и на их основе разрабатывать рекомендации по обращению с источниками ионизирующих излучений, по дозовым нагрузкам персонала и населения».
Как же количественно охарактеризовать действие ионизирующих излучений на материю? На VII Международном конгрессе радиологов в Копенгагене, который состоялся в 1953 г. (в период наиболее острого интереса к атомной науке и технике) было рекомендовано поглощённой дозой считать энергию любого вида излучения, поглощённую одним граммом вещества. В качестве единицы поглощённой дозы тогда был выбран рад – 100 эрг/г (rad – по первым буквам английского словосочетания «radiation absorbed dose»).
Поглощённая доза (D) – основная дозиметрическая величина, равна отношению средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объёме, к массе вещества в этом объеме. Единицей поглощённой дозы в настоящее время является Грей:
1 Гр=1 Дж/кг
1 Гр = 100 рад
Детальные исследования биологических эффектов, вызываемых различными ионизирующими излучениями, показали, что повреждение ткани связано не только с количеством поглощенной энергии. Разные виды излучений способны вызывать биологические последствия разной степени тяжести. Чем выше ЛПЭ, тем больше степень биологического повреждения. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы Н. Эквивалентная доза (Н) определяется как произведение поглощённой дозы на безразмерный взвешивающий коэффициент (WR), который учитывает относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов. Единица измерения эквивалентной дозы – Зиверт (Зв).
(1)
|
Излучение |
WR |
|
Фотоны любых энергий |
1 |
|
Электроны любых энергий |
1 |
|
Нейтроны в зависимости от энергии |
5-20 |
|
Протоны с энергией более 2 МэВ |
5 |
|
α-Частицы, осколки деления, тяжелые ядра |
20 |
БЭР (биологический эквивалент рада) – внесистемная единица эквивалентной дозы излучения 1 Зв = 100 бэр
Рентген – внесистемная единица экспозиционной дозы. 1 рентген – доза фотонного излучения, образующего в 1см³ сухого воздуха при н.у. 2,08·109 пар ионов.
1 Гр 102 Р
Для γ- и β-излучения 1 Зв = 1 Гр. В реальных условиях облучение часто бывает неравномерным по всему телу. Например, при внутреннем облучении, возникающем при попадании радионуклидов внутрь организма, воздействию могут подвергаться отдельные органы и ткани.
В тоже время часто требуется оценить и сравнить между собой возможный ущерб здоровью человека от облучения разных органов. Для этой цели МКРЗ (Международной комиссией по радиационной защите) введено понятие эффективной дозы (Е). Доза эффективная – мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты WТ
|
(2) |
|
Орган или ткань |
WT |
Орган или ткань |
WT |
|
Гонады |
0,20 |
Грудная железа |
0,05 |
|
Костный мозг (красный) |
0,12 |
Печень |
0,05 |
|
Толстый кишечник |
0,12 |
Пищевод |
0,05 |
|
Легкие |
0,12 |
Щитовидная железа |
0,05 |
|
Желудок |
0,12 |
Кожа |
0,01 |
|
Мочевой пузырь |
0,05 |
Клетки костных поверхностей |
0,01 |
Разные части тела (органы, ткани) имеют различную чувствительность к радиационному воздействию. При одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе. Эффективная эквивалентная доза рассчитывается как сумма эквивалентных доз по всем органам и тканям, умноженных на взвешивающие коэффициенты для этих органов, и отражает суммарный эффект облучения для организма.
Коллективная эффективная доза – мера коллективного риска возникновения стохастических (вероятностных) эффектов облучения; равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы S – человеко-зиверт (чел.-Зв)
где N(Е) – количество лиц, получающих эффективную дозу Е+dE.
Коллективная эффективная доза, вызванная наличием радиоактивных веществ в окружающей среде, может накапливаться в течение длительного времени. Для конкретных условий общая коллективная эффективная доза – это интегрированная по всему периоду времени мощность коллективной эффективной дозы в результате однократного выброса (или, в случае продолжительной работы в условиях излучения – интегрированная по периоду работы в этих условиях).
В ряде случаев, когда рассматривается облучение всего населения страны или его крупных групп, для выражения риска, сопутствующего каждому члену облучаемого коллектива, используется понятие средней индивидуальной эффективной дозы, т.е. коллективной дозы нормированной на одного человека. Особенность этой дозы в том, что она не может быть инструментально измерена. Средняя индивидуальная эффективная доза отражает неперсонифицированный риск для каждого члена коллектива.
В дозиметрии и радиобиологии широко используется понятие мощности дозы. Мощность дозы – доза излучения за единицу времени (с, мин, ч, год). В экспериментальной радиобиологии где, как правило, применяются дозы большой мощности, за единицу времени принимается мин. В НРБ – 99/2009 в качестве единицы времени используется год и, как следствия этого, понятие годовой дозы излучения.
Для оценки полного радиационного воздействия на группу населения, создаваемого некоторым источником радиоактивного загрязнения биосферы, используется понятие ожидаемой дозы (или полувековой дозы). Применяется в радиационной защите и гигиене при расчёте поглощённых, эквивалентных и эффективных доз от радионуклидов; имеет размерность соответствующей дозы. Ожидаемая доза представляет собой полную сумму доз от начала воздействия излучения до его прекращения, обусловленного радиоактивными распадом или удалением радионуклидов из окружающей среды (например, в результате оседания на дно океана в форме соединений, из которых они практически не мигрируют).
Основные эффекты действия ионизирующих излучений на живой организм
В результате экспериментов на животных и изучения последствий облучения людей при атомных взрывах в Хиросиме и Нагасаки, а также при авариях наиболее хорошо изучено однократное действие остро поражающих доз (порядка зивертов и выше), приводящих к смерти или вызывающих лучевую болезнь.
Хорошо изучены также закономерности хронического радиационного воздействия на человека при больших дозах облучения (более 10 Зв за несколько лет), поскольку подобные случаи имели место в начальный период работ с ионизирующими излучениями, когда не существовало системы радиационной защиты. Проявления хронического облучения весьма многообразны (хроническая лучевая болезнь при общем облучении, поражения кожи, хрусталика, костного мозга и т.д.), они возникают лишь при дозах порядка зивертов. Такие эффекты поражающего действия доз называются детерминированными.
Детерминированные эффекты – это неизбежные, клинически выявляемые вредные биологические эффекты, возникающие при облучении большими дозами, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы.
Стохастические эффекты – это вредные биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы. С увеличением дозы повышается не тяжесть этих эффектов, а вероятность (риск) их появления.
Поражения, возникающие спустя длительный срок после однократного или хронического облучения, называют отдаленным эффектом. В отдалённом периоде после облучения могут возникать два вида эффектов: а) соматические (телесные) эффекты облучения (злокачественные опухоли) и б) генетические эффекты (врожденные уродства и нарушения, передающиеся по наследству). Эффекты обоих типов возникают в результате мутаций (удвоение частоты мутаций происходит при воздействии однократной дозы 2-3 Зв) в клеточных структурах, ведающих наследственностью.
Вполне отдавая себе отчет в том, что эти оценки не более чем первая грубая прикидка, НКДАР приводит в своем последнем докладе следующие цифры: хроническое облучение населения с мощностью дозы 1 Гр на поколение сокращает период трудоспособности на 50000 лет, а продолжительность жизни также на 50000 лет на каждый млн живых новорожденных среди детей первого облученного поколения; те же параметры при постоянном облучении многих поколений выходят на стационарный уровень: сокращение периода трудоспособности составит 340000 лет, а сокращение продолжительности жизни 286 000 лет на каждый миллион живых новорожденных.
Принято считать, что суммарный эффект при облучении данной группы особей определяется коллективной дозой, а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо. Так, при дозе облучения 1 Зв контингента в 1000 человек (коллективная доза 1000 чел-Зв) можно ожидать 10 случаев рака, однако нельзя предсказать, у кого именно они выявятся. Более того, если коллективная доза 1000 челЗв «набрана» при условиях неоднократного облучения, можно лишь предсказать конечный результат – 10 дополнительных случаев рака, однако при этом индуцированный облучением рак может возникнуть у человека, получившего дозу облучения, например 1 Зв, а не у другого, получившего 3 Зв и больше.
Кривая выживаемости мужчин при однократном воздействии излучения
Согласно современным представлениям выход стохастических (генетических и соматических) эффектов в диапазоне доз, реально встречающихся в обычных условиях, мало зависит от мощности дозы. Это означает, что эффект определяется прежде всего суммарной накопленной дозой вне зависимости от того, получена она за 1 с, 1 день или за 50 лет.
Все описанные выше эффекты радиационного воздействия рассматривались у человека при воздействии больших доз (более 0,5 Зв). Эта область доз находится выше тех уровней, воздействию которых подвергается персонал за период работы и тем более население в общих условиях производственной деятельности или проживания.
С точки зрения организации системы радиационной защиты наибольший интерес представляют сведения о биологических эффектах ионизирующего излучения в областях суммарных доз, не превышающих 10 Ф (природных фонов), т.е. область «малых доз». В настоящее время можно с определенностью заключить, что длительное облучение при дозах до 50 мЗв у взрослого практически здорового человека или дозах до нескольких мЗв/год у населения в целом не вызывает никаких неблагоприятных соматических сдвигов, достоверно определяемых с помощью современных методов исследования. Некоторое дополнительное количество злокачественных опухолей, индуцированных облучением или химическими канцерогенами трудно обнаружить как в реальной жизни, так и в эксперименте.
Основные принципы и НРБ
В РФ в законодательном порядке введены «нормы радиационной безопасности» НРБ-99/2009. В этом документе с учетом отечественного опыта использованы основные рекомендации МКРЗ – Международной комиссии по радиационной защите (в РФ есть НКРЗ).
«Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009» основаны на следующих основных принципах:
В НРБ устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
Таблица 3.1 (НРБ – 99/2009)
|
Нормируемые величины* |
Пределы доз |
|
|
персонал (группа А)** |
население |
|
|
Эффективная доза |
20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год |
1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год |
|
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза*** |
150 мЗв |
15 мЗв |
|
коже**** |
500 мЗв |
50 мЗв |
|
кистях и стопах |
500 мЗв |
50 мЗв |
* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для груп пы А.
*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.
**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.
Дозовые пределы, представленные в таблице не включают дозу, получаемую пациентом при медицинском обслуживании и лечении и дозу, обусловленную естественным радиационным фоном.
Для каждой категории облучаемых лиц установлено три класса нормативов:
При ДУ воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в табл. 3.1.
КУ – значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Для выполнения сравнительных оценок ущерба от всех видов радиационного воздействия необходимо иметь количественную информацию об уровнях облучения населения за счет источников ионизирующих излучений, не связанных с работой предприятий ЯТЦ. К этим источникам и видам облучения относятся:
а) естественный радиационный фон;
б) техногенно изменённый радиационный фон от естественных радионуклидов;
в) искусственный радиационный фон, обусловленный глобальными радиоактивными выпадениями от испытательных ядерных взрывов и последствиями аварий на АЭС и РХЗ, облучением пациентов за счет медицинских диагностических и терапевтических процедур (рентгеновских, ядерно-медицинских и др.).
Источниками естественного радиационного фона являются космическое излучение и естественные радионуклиды (ЕРН) γ-излучатели, содержащиеся в горных породах и почве. Источники внутреннего облучения – 40К и радионуклиды семейств урана и тория, которые находятся в организме в равновесных концентрациях в результате поступления с пищей, питьевой водой и воздухом.
Основные компоненты фонового излучения: космическое излучение и излучение ЕРН
|
Источники облучения |
Годовая доза, мЗв/год |
||
|
Внешнее облучение |
Внутреннее облучение |
|
|
|
Космическое излучение |
0,3 |
0,015 |
0,315 |
|
Калий-40 |
0,12 |
0,18 |
0,3 |
|
Ряд урана-238 |
0,09 |
1,15 |
1,24 |
|
Ряд тория-232 |
0,14 |
0,23 |
0,37 |
|
|
0,80 |
1,6 |
2,4 |
|
H, мощность дозы, нГр/ч |
80-90 |
180 |
270 |
Основная масса населения РФ проживает на равнинных территориях, где средняя доза облучения за счет космического излучения составляет около 0,3 мЗв/год (удваивается при подъеме на каждые 1,5 км).
Облучение населения за счет ЕРН, находящихся в почве и горных породах, зависит от таких факторов, как вид жилища, время пребывания людей на открытой местности и т.д.
Техногенно измененный радиационный фон (от естественных радионуклидов) формируется за счёт применения строительных материалов, а также минеральных удобрений, содержащих повышенное содержание ЕРН уранового и ториевого рядов. Наряду с этим к техногенно измененному радиационному фону отнесены воздействия естественных радионуклидов (226Ra, 228Ra, 232Th, 210Po, 210Pb, 40К) содержащихся в выбросах тепловых электростанций в результате сжигания топлива.
Глобальные радиоактивные выпадения, обусловленные испытаниями ядерного оружия, авариями на атомных станциях и радиохимических заводах формируют эффективную дозу за счет внутренних (90Sr, 137Cs, 131I) и внешних (137Cs) источников облучения.
Облучение в медицинских целях. В среднем на одного человека в год приходится одна рентгенодиагностическая процедура. Все более широкое распространение получают рентгеновская компьютерная томография (КТ) и радионуклидные диагностические и лечебные процедуры (в странах ОЭСР – около 5 % населения в год). Причём КТ обеспечивает дозу 10-15 мЗв (c рентгеноконтрастным средством – больше), а ядерная медицина (диагностика) – 535 мЗв.
Анализ таблиц. Таблицы из НРБ – 99/2009, ОСПОРБ 99/2010, СП АЭС 2003.
(СП АЭС 2003)
Таблица 5.1. Мощность эквивалентной дозы, используемая при проектировании стационарной биологической защиты персонала АС от внешнего ионизирующего излучения
|
Персонал |
Назначение помещений |
Продолжительность |
Проектная мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч |
|
Группа А |
Помещения постоянного пребывания персонала |
1700 |
6,0 |
|
Помещения временного |
850 |
12,0 |
|
|
Группа Б |
Помещения на территории промплощадки и СЗЗ |
2000 |
1,2 |
Таблица 5.2. Квоты на облучение населения от выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации АС, мкЗв в год
|
Радиационный фактор |
Атомная станция |
|
|
действующая |
строящаяся или проектируемая |
|
|
Газоаэрозольные |
200 |
50 |
|
Жидкие сбросы |
50 |
50 |
|
Сумма |
250 |
100 |
Таблица 5.3. Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу
|
Радионуклид |
АС с РБМК |
АС с ВВЭР и БН |
АС с ЭГП-6 |
|
ИРГ [ТБк] |
3700 |
690 |
2000 |
|
131I (газовая + аэрозольная |
93 |
18 |
18 |
|
60Со [ГБк] |
2,5 |
7,4 |
7,4 |
|
134Cs [ГБк] |
1,4 |
0,9 |
0,9 |
|
137Сs [ГБк] |
4,0 |
2,0 |
2,0 |
Таблица 5.4. Контрольные уровни (КУ) выбросов радиоактивных газови аэрозолей АС в атмосферу за месяц
|
Радионуклид |
АС с РБМК |
АС с ВВЭР и БН |
АС с ЭГП-6 |
|
ИРГ [ТБк] |
310 |
57 |
160 |
|
131I (газовая + аэрозольная |
7,8 |
1,5 |
1,5 |
|
60Со [МБк] |
210 |
620 |
620 |
|
134Cs [МБк] |
120 |
75 |
75 |
|
137Сs [МБк] |
330 |
170 |
170 |
Примечание. В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ до 3 раз, при условии, что не будет превышен годовой допустимый выброс (ДВ).
Таблица 5.5. Контрольные уровни выбросов/сут радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу
|
Радионуклид |
АС с РБМК |
АС с ВВЭР и БН |
АС с ЭГП-6 |
|
ИРГ [ТБк] |
10 |
1,9 |
5,5 |
|
131I (газовая + аэрозольная |
260 |
50 |
50 |
|
24Na [ГБк] |
- |
15 |
- |
Примечание. В отдельные дни или несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ в 10 раз, при условии, что не будет превышен КУ за квартал.