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
1 марта 1897 г. А.Беккерель выступил с докладом «Исследование урановых лучей», в котором отметил их способность разряжать в воздухе наэлектризованные тела независимо от их потенциала и знака заряда
Беккерель отмечал, что излучение радиоактивных веществ производит различные химические действия: оно влияет на вещества, применяемые в фотографии, окрашивает стекло в фиолетовый или коричневый цвет и т.д. Они вызывают фосфоресценцию различных сред глаза; при приближении активного вещества к виску получается ощущение света. Они действуют на эпидерму и глубоко поражают кожу подобно Х-лучам, образуя раны, которые требуют для заживления иногда нескольких месяцев, оставляя шрамы. В настоящее время делаются попытки использовать это действие при лечении волчанки и рака (из речи при вручении Нобелевской премии, 1903).
Это явление позднее Марией Кюри было названо радиоактивностью. Определение, данное ею: «Радиоактивными элементами называют особые химические элементы, характеризующиеся самопроизвольным атомным испусканием так называемых альфа-, бета- и гамма- лучей, т. е. положительных корпускулярных лучей, отрицательных корпускулярных лучей (движущиеся электроны) и электромагнитного излучения. Это лучеиспускание связано с атомными превращениями...»
Вещества, испускающие лучи Беккереля, назвали радиоактивными, а новое свойство вещества, обнаруженное по этому лучеиспусканию, радиоактивностью. Элементы, обладающие этим свойством, называются радиоэлементами
Радиоактивность (от лат. radio — испускаю лучи и activus — действенный), самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра других элементов, сопровождающееся испусканием частиц или гамма-кванта.
Оценка дозовых нагрузок может осуществляться следующими методами:
1.прямым измерением МЭД гамма-радиометром;
2.индивидуальным дозиметром различных типов (фотодозиметры, люминесцентные дозиметры и др.), которые могут быть размещены на тех или иных участках тела, а затем эти показания могут быть экстраполированы на другие его участки с учетом геометрии измерения и поправочных коэффициентов, полученных с учетом моделей-фантомов (стандартная модель человека, изготовленная из пластических материалов, соответствующих биологической плотности той или иной ткани).
Определение доз внутреннего облучения биологических объектов, например человека, проводится, как правило, расчетным путем.
Для этого используются стандартные физиологические параметры среднестатистического человека, характеризующие те или иные обменные процессы.
Так, например, (Международная комиссия по радиационной защите) МКРЗ рекомендует использовать при таких расчетах следующие величины (Моисеев, Иванов, 1974):
- средний вес человека - 70 кг;
- в т.ч. мышцы - 30 кг;
- кости -10 кг;
- кровь - 5,4 кг;
- кожа и подкожная ткань - 6,1 кг
- жировая ткань -10 кг;
- жизненная емкость легких у мужчин - 3-4 л;
- объем воздуха, вдыхаемого за 8 рабочих часов - 107 л;
- полная поверхность органов дыхания - 70 м2;
- полное содержание воды в организме - 43 кг.
При этом учитываются размер дыхательной системы, особенности распределения мелких частиц в органах дыхания, воздушный баланс, средняя скорость дыхания, время задержки воздуха, воды и пищи в тех или иных органах человека; содержание воды в различных органах и тканях, водный баланс, химический состав мышц, костей, эффективный атомный номер сложных веществ (костная ткань, мышцы и т.д.) и ряд других параметров.
При этом определяются главные критические органы, накапливающие те или иные радионуклиды, коэффициенты их накопления в тех или иных органах.
Доза внутреннего радиоактивного облучения, как всего организма, так и его отдельных органов и тканей, зависит от физико-химических характеристик инкорпорированных радионуклидов, которые определяют их всасываемость, распределения и выведения из организма.
Определение дозовых нагрузок на человека ведется по какой-либо выбранной модели путей облучения человека.
Существует сравнительно большой набор моделей, учитывающий механизм поступления радионуклидов и множество других факторов.
Имеются специальные рекомендации Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) по методам построения и использованию моделей радиационного воздействия на человека и их роли в оценке доз облучения.
В настоящее время развиваются методы прямого определения инкорпорированных в организм радионуклидов. Это осуществляется путем отбора биологической ткани (соскобы и т.д.), либо методом высокочувствительной гамма-спектрометрии. Для этих целей сконструированы специальные подземные камеры низкого фона (Канифер) или счетчики излучения человека (СИЧ).
На этих установках возможно определение гамма-излучающих радионуклидов как во всем теле человека, так и в отдельных его участках (щитовидная железа, желудок и т.д.), что достигается путем перемещения детектора радиоактивного излучения по телу человека. В ряде случаев может фиксироваться и жесткое бета-излучение.
По мнению Тихомирова Ф.А. (1972 г.), при определении дозовых нагрузок в биологических системах не всегда возможно в силу различных объективных обстоятельств получить необходимую дозиметрическую информацию.
Это может быть обусловлено рядом причин:
1) неравномерность распределения источников радионуклидов, чаще всего имеющих «пятнистый» характер распределения;
2) одновременное сочетанное воздействие внутренних и внешних природных и техногенных факторов радиационного характера;
3) сложный энергетический спектр излучающих радионуклидов с разными показателями ЛПЭ.
А если к этому добавить еще и факторы субъективного характера по принципу «этого быть не может, потому что этого не может быть никогда», то возникает проблема объективного определения полученных дозовых нагрузок на человека и биоту.
Методы биологической дозиметрии
Методы биодозиметрии позволяют определять интегрированную эффективную эквивалентную дозу облучения за все время проживания человека, как от внешних, так и внутренних факторов радиационного воздействия
Метод биологической дозиметрии по хромосомным аберрациям в культуре лимфоцитов человека
Методические рекомендации по использованию этого метода утверждены Минздравом СССР в 1979(!!) году. Метод используется в различных странах, в том числе в Японии
С момента испытания ядерного оружия в атмосфере специалистами стали обнаруживаться высокоактивные микрочастицы, которые имели глобальное распределение. Эти образования были относительно редки, а методика их выявления была весьма трудоемкой, что не давало возможности оценить их реальную опасность для человека.
В 1958 году мировая общественность была обеспокоена новыми научными открытиями, связанными с присутствием в свободной атмосфере мельчайших частиц с высокой радиоактивностью, названных тогда «горячими частицами».
Первыми, известными нам материалами по данной проблеме, являются исследования, доложенные на коллоквиуме по радиоактивным частицам, проведенном специальной комиссией по радиоактивности 5-6 марта 1959 года в г. Бад - Швальбахе (ФРГ).
Радиоактивность отдельных частиц по данным Е. Гросса (1963) достигает 10-9 Ки.
Первоначальная формулировка этого понятия была сделана немецкими специалистами: «Горячие частицы» или «горячие зерна» - это мельчайшие частицы пыли с относительно высокой радиоактивностью.
В понимании Р.Грейба (1994) - это микроскопические пылевые частицы с высоким уровнем радиоактивности при общей радиоактивности отдельных частиц от 10 до 10 000 Бк и диаметре от 0,01 до 1 тысячной миллиметра.
Дж. Гофман (1994) термин «горячая частица» применяет для характеристики неравномерного характера распределения излучателя в ткани. Под ними он понимает частицы ядерного топлива, состоящие из α- и бетта-излучателей, или их сочетания.
Некоторые исследователи, по данным Дж. Гофмана (1994), предложили следующее определение "горячей частицы": это частица, α-активность которой равна или больше 0,07 мкКи (Bair et al., 1974). Для частиц с меньшей активностью Эдвард Мартель (Martell, 1975) предложил термин «теплая частица»
Мы принимаем формулировку, предложенную Л.М. Хитровым (1993): «горячая частица» - есть образование любого радионуклидного и химического состава размером до 50 мкм и удельной активностью > 4 Бк (3*10-11 Ки).
Сама неопределенность термина подчеркивает главную особенность этих частиц -их высокую точечную альфа-бетта радиоактивность от единичных весьма мелких образований, определяющая степень их биологической опасности.
В силу чрезвычайно мелких размеров, когда они уже по существу дела представляют не пыль (dust), а дым (fume) по существующей международной классификации частиц эти частицы могут чрезвычайно долго находиться в атмосфере.
Именно малые размеры, по существу дела - «наночастицы» определяют их чрезвычайную радиоэкологическую опасность.
В Чернобыле активность отдельных частиц достигала 103 - 104 Бк с уровнем мощности дозы гамма-излучения от них до 1 Р/ч.
В 1 м3 воздуха регистрировалось до 1400 «горячих частиц» с активностью от 0,03 до 2000 Бк размером до 2 мкм. В силу их малых размеров, они плохо задерживаются фильтрами и переносятся ветром на значительные расстояния
Японский ученый Косако Томако (устное сообщение, Гомель, 1990) на Международной конференции по проблеме Чернобыля показал, что «горячие частицы» были обнаружены у японских специалистов, находящихся в г. Могилеве (300 км от Чернобыля) на 3-й день после аварии. Больше всего их фиксировалось на брюках.
Измерения, проведенные в Японии на 3, 7, 14, 28 мая и через 1 год после аварии показали, что 80 % радионуклидов в «горячих частицах» ЧАЭС представлены короткоживущими изотопами (131I, 89Sr, 95Zr, 144Ce, 210Po, 240Ва и др.), а оставшаяся часть представлена 137Cs и 134Cs, 105Rh и 106Ru, Pu, U и др.
Р.Грейб (1994), со ссылкой на различные источники пишет, что швейцарский физик д-р Мэссон сумел продемонстрировать наличие «горячих частиц» в уличной пыли, на деревьях, на земле, в почтовых ящиках и т.п.
Ученые из университета Констанцы нашли «горячие частицы» на заводах по переработке домашнего мусора. В результате такой рециркуляции пылевых частиц разными путями (ветер, детские игры, пылесосы и т.д.) абсолютное неконтролируемое число «горячих частиц» было ингалировано в дополнение к обычной пыли. Очень важно знать о том, что мы до сих пор вдыхаем такие частицы.
По оценке специалистов от 5 до 30% всей радиоактивности было вынесено в виде таких частиц. Состав «горячих частиц» в зоне ЧАЭС сложный. Выделяют «топливные» и «нетопливные», в том числе графитовые частицы, и их состав прежде всего представлен следующими радионуклидами и их сочетанием:
144Ce, 106Ru; 144Се + 137Cs; 144Се + 106Ru;134+137Cs ; 95Zr + 95Nb; Am + Cm + Pu + U.
В процентном отношении (Петряев и др., 1989) их состав может быть представлен в следующем виде:
90Sr (до 50 %) + 106Ru (до 30 %) + 144Се (до 40 %) + Pu (до 25 %).
В организм человека «горячие частицы» поступают пероральным и ингаляционным путем.
Они, прежде всего, осаждаются в трахеях и бронхах, легочной ткани, а также в желудочно-кишечном тракте. «Горячие частицы» альфа-излучающих радионуклидов (плутония, трансурановых элементов) при диаметре менее 1 мкм несут активность 2-1.5 х 106 Бк и способны глубоко проникать в легочную ткань. Известно, что риск возникновения рака легких при ингалировании нерастворимых соединений плутония в 2 - 3 раза выше, чем от растворимых, что можно интерпретировать как эффект «горячих частиц».
Одна такая частица размером I μк и активностью 0,7*10-9 Ки создаёт мощность дозы на ткань на расстоянии: 1 μк - 50 000 Рад/ч; 10 μк - 500 Рад/ч; 50 μк - 16 Рад/ч (Зоммермейер, 1963). Наименьшая доза, при которой происходит канцерогенез оценивается в 24000 рад (Раевский и др., 1963).
Сложность оценки поглощенных доз от «горячих частиц» для близлежащих клеток состоит в том, что «горячие частицы» перемещаются.
Н-р, легочная ткань старается вытолкнуть инородные ч-цы в горло, откуда они могут попасть в пищевод или в лимфоузлы. Клетки-макрофаги также перемещают ч-цы с места на место «Горячие ч-цы» фиксируются и вблизи предприятий ЯТЦ.
После аварии 06.04.1993 года на радиохимическом производстве СХК в районе следа было установлено присутствие большого количества частиц микронного размера (10 мкм) с мощностью дозы гамма-излучения более 24 мР/ч. По своим параметрам эти образования являются классическими «горячими частицами».
Одна такая частица, попав на биологическую ткань, создает только от бетта-излучения на участке радиусом 0,8 см локальную дозу 13 Гр (расчет Иванова А.Б., ГИПЭ, Москва, 1994). Кроме бетта-излучателей в них находятся альфа-излучатели такие, как уран-235, плутоний-239, америций-241 и т.д., что может кратно увеличить данную расчетную дозу. Позднее их присутствие было подтверждено исследованиями других специалистов (Глушко и др., 1993; Лысцов и др., 1993)
На сегодняшний день, используя методику осколочной (f) радиографии нами (Архангельский В.В. и др.) достаточно четко откартирована зона максимального накопления микровключений делящихся элементов (U235, Pu239, Am241).
При исслед-ях легочной ткани трупов пос. Самуськов и Моряковский Затон установлено присутствие компонентов ядерного топлива и некротические изменения ткани.
Роль «горячих частиц» вблизи предприятий ЯТЦ является основной. Трагедия ликвидаторов последствий аварий на ЧАЭС на наш взгляд, заключается не только в том, что они получили высокие дозовые нагрузки от внешних факторов, а в том, что они подверглись массированному воздействию потока «горячих частиц». Это обусловило возникновение заболеваний дыхательных путей и легких, заболеваний желудочно-кишечного тракта т.д. А.Е. Катков (1995): « ... безответственными были бы действия, ограничивающиеся измерениями только гамма-нагрузок на среду и человеческие популяции в случае тех аварий, которые происходили или произойдут на объектах технологически связанных с ураном или плутонием». Аналогичное ситуация может наблюдаться на урановорудных предприятиях.
Исторически первой общепринятой единицей радиоактивности была принята радиоактивность 1 грамма химически чистого радия, которая была названа в честь супругов М. и П. Кюри.
Радиоактивность 1 г Ra = 1 Кюри (Ки), англоязычное – Ci.
Позднее за единицу радиоактивности (активности) было принято количество радиоактивных превращений (распадов) в единицу времени.
Единица, характеризующая 1 распад радионуклида в 1 сек. была названа в честь французского физика А. Беккереля - Беккерелем (Бк), англоязычное – Bq.
Так как 1 г Ra давал 3, 7* 1010 распадов в сек., то между Ки и Бк установлено соотношение: 1 Ки = 3,7*1010 Бк, или 1 Бк = 2,7*10-11 Ки
Радиоактивность некоторых других эл-тов относительно радия будет следующей: 1 г 235 U = 2,1*10-6Kи,
1 г 137Cs = 87 Kи,
1 г I131= 1,2*105 Ки,
1 г 232Th= l,l*10-7 Kи,
1 г 239Рu= 6,1*10-2 Ки,
1 г 60Co = l,l*10-3 Kи,
1 г 14С = 4,6 Ки,
l г 87Rb = 8,5*10-8 Kи,
l г 90Sr =145 Kи,
1 г 40К = 6,8*10-6 Ки и т.п.
Таким образом, радиоактивность 1 г, например, кобальта-60 в 1000 раз выше, чем радиоактивность 1 г радия-226, а плутония в 100 раз меньше.
Объемная концентрация радиоактивности - количество распадов в единицу времени, отнесенное к объему вещества, т.е. Kи/л, Ки/м3, Бк/л, Бк/м3 и т.п.
Первоначально объемная концентрация радона измерялась в эманах и махе - единицах:
1 эман = 10-10 Kи/л = 220 расп/мин.л;
1 махе = 3,64 эман = 3,64* 10-10 Kи/л = 780 расп/мин*л
Экспозиционная доза характеризует степень ионизации воздуха. (СМ ВОПРОС 13).
Переход от единиц активности вещества, выраженного, например, в мкКи к мощности экспозиционной дозы γ-излучения данного радионуклида в Р/ч, осуществляется при помощи гамма - постоянных (справочная величина), характерных для каждого радиоизотопа. (СМ ВОПРОС 40).
Кроме экспозиционной дозы, характеризующей степень ионизации воздуха, существует и другое понятие - поглощенная доза (D)- это энергия излучения, поглощенная единицей массы вещества. В СИ она измеряется единицей Грей (Гр) (СМ ВОПРОС 16).
Биологич. эффект возд-ия ионизир. излучения зависит от вида излучения, энергии ч-ц и гамма-квантов. Так, альфа-частица с энергией 4 Мэв проходит 31 мкм биологич. ткани, а с энергией 10 Мэв -130 мкм.
Излучения, испускаемые радионуклидами, различаются по эффективности и по способности повреждать биологические системы. Существует понятие - относительная биологическая эффективность (ОБЭ) излучения. ОБЭ того, или иного вида излучения выражается по отношению к дозе условно принятого стандартного типа излучения.
Главный фактор влияющий на ОБЭ - распределение ионизации и возбуждений по следу (треку) движения заряженной частицы.
Для интегрированной характеристики процессов ионизации и возбуждения введён термин «линейная потеря энергии» (ЛПЭ). (СМ ВОПРОС 19).
Поглощенная доза излучения (D), рассчитанная с учётом КК (коэффициента качества), получила название эквивалентная доза (Н).
Н = D*KK.
Так, ранее широко распространённый термин биологический эквивалент рентгена (бэр), является показателем того, что при дозе 1 бэр данного вида излучения возникает такой же биологический эффект, как и при поглощённой дозе в 1 рад образцового излучения.
Для приближённых расчётов можно считать, что для γ-излучения 1 бэр ~ 1 раду ~ 0,93 Р.
В настоящее время рекомендуется в качестве единицы измерения эквивалентной дозы использовать единицу Зиверт (Зв). 1 Зв = 0, 01 БЭР.
Соответственно мощность эквивалентной дозы будет измеряться в Зв/ч, мкЗв/ч и т.д.
Соотношение между применяемой единицей мощности дозы γ -излучения в мкР/ч и мкЗв/ч таково:
1 мкР/ч = 0,01 мкЗв/ч или 100 мкР/ч = 1 мкЗв/ч, для излучения с КК = 1.
Мощность поглощённой дозы 1Гр/ч соответствует мощности эквивалентной дозы 1 Зв/ч при КК = 1 (гамма или рентгеновское излучение), но 1 Гр/ч от альфа-излучения будет соответствовать 20 Зв/ч от гамма - излучения.
Единицы активности (СМ ВОПРОС 21).
Любой вид ионизирующего излучения (γ-кванты, α- или β-частицы, нейтроны и т.д.) оказывает то или иное воздействие на живое вещество и представляет определенную опасность. На этом основана беспороговая гипотеза эффекта воздействия ионизирующего излучения на организмы. Согласно данной гипотезе: любой сколь угодно малый уровень облучения обуславливает определенный риск возникновения отдаленных стохастических медицинских последствий (канцерогенное, тератогенное, генетическое и т.д.), т.е. радиация по своей природе вредна для жизни.
Концепция беспорогового действия ионизирующего излучения, принятая мировым радиобиологическим сообществом по рекомендации Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и Научного комитета ООН по действию атомной радиации (НКДАР) меняет философию подхода к оценке вреда для человека и общества в целом при воздействии ионизирующего излучения. До принятия этой концепции считалось, что для любого фактора, в т. ч. радиационного, существует некоторый минимальный уровень (порог), после превышения которого данный фактор может проявить свое неблагоприятное воздействие на человека. Принятие концепции об отсутствии порога для таких отдаленных последствий облучения, как злокачественные новообразования и генетические повреждения, было обусловлено отсутствием статистически достоверных данных о проявлении этих эффектов при малых дозах ионизирующего излучения.
Однако надо учитывать, что живая клетка возникла и развивалась в условиях радиационного поля.
При этом считается, что мощность дозовых нагрузок на живой организм была весьма велика на протяжении многих сотен миллионов лет на первых этапах развития жизни.
Современный человек постоянно находится в полях радиационного излучения разного происхождения.
В среднем дозовая нагрузка от радиоактивных ионизирующих лучей на земном шаре составляет около 350 мБэр/год.
Тритий (3Н) – радиоизотоп водорода (Т1/2 = 12,3 года) постоянно образуется в атмосфере в результате взаимодействия космического излучения с ядрами атомов азота, кислорода и аргона (например, по реакции 147N + 10n = 126C + 31H), а также при расщеплении ядер различных элементов космическими лучами большой энергии. Тритий – чистый β-излучатель со средней энергией излучения 0,018 Мэв.
Искусственно тритий привносится во внешнюю среду 2 путями:
1. Во время атомных и термоядерных взрывов, которые приводят к увеличению концентрации 3Н в дождевой воде в 10-100 раз.
2. При производстве ядерной энергии на двух этапах топливного цикла: работе реакторов и переработке отработавшего топлива. Концентрация природного трития в воде Мирового океана оценивается на уровне 0,1 Бк/л.
Образуемый ядерными реакторами 3Н может находиться в форме Н3НО, Д3НО, Н3Н, 3Н2, органических производных. Вследствие утечек и недостатков в технологии обращения с отходами, в которой 3Н практически не улавливается, выброс трития в окружающую среду осуществляется с газообразными и жидкими отходами.
На других этапах производства ядерной энергии к источникам 3Н в биосфере следует отнести хранилища радиоактивных отходов. Хранение и захоронение низко- и среднеактивных отходов в поверхностных слоях грунта приводит к выделению на поверхность диффундирующих 3Н2 и Н3НО, а также к образованию и выделению третированного метана и других органических соединений, к появлению Н3НО в грунтовых водах.
В организм человека 3Н поступает в виде газа и тритиевой воды 1Н3НО и органически связанного 3Н. Пробег β-частиц трития значительно меньше геометрических размеров клеток, поэтому поражение тритием локализуется возле самого изотопа, и общее поражение зависит от геометрии его распределения в тканях организма и микрогеометрии распределения в клетке . Атомы трития замещают в молекулах ткани атомы водорода.
Биологическое воздействие трития усиливается тем, что при его распаде образуется инертный Не23, поэтому водородные связи в этом месте будут рваться, а это должно сказываться как на нарушении процесса синтеза органических структур при жизни индивида, так и оказывать воздействие на наследственность, возможно, отдаленную.
7 Классификация радиоактивных элементов
Все известные радиоактивные элементы следует разделить на 2 группы (таблица 2.1): естественные и искусственные (техногенные).
Среди естественных радиоактивных элементов выделяются долгоживущие (U, Th, K-40, Rb-87 и др.), короткоживущие продукты распада долгоживущих изотопов (радий, радон и т.д.) и нуклиды, постоянно образующиеся в природной среде за счет ядерных реакций (C-14, H-3, Be-7 и др.).
Искусственные радионуклиды могут быть подразделены на:
- осколочные (продукт деления ядер урана-235 под воздействием тепловых нейтронов по схеме):
90Sr, 134Cs, 137Cs, 140La, 131I, 129I, 99Tc, 106Ru, 141Ce
- трансурановые радиоактивные элементы - химические элементы с атомным номером, больше чем у урана-92:
240Pu, 239Pu, 239U, 239Np, 247Cm, 241Am
- продукты активации – за счет взаимодействия нейтронов, гамма - квантов и т.д. с веществом:
56Fe, 22Na, 60Co, 65Zn, 32P
8 Предельно допустимые дозы облучения на организм человека. Каковы основные тенденции в изменении этих нормативов?
Предельно допустимая доза (ПДД) ионизирующего излучения - гигиенический норматив, регламентирующий наибольшее допустимое значение индивидуальной эквивалентной дозы во всем теле человека или в отдельных органах, которое не вызовет в состоянии здоровья лиц, работающих с источниками ионизированного излучения, неблагоприятных изменений. Применяется в области радиационной безопасности, устанавливается законодательно. В Российской Федерации законодательным документом являются "Нормы радиационной безопасности". ПДД зависит от облучения всего тела, тех или иных групп т. н. критических органов и составляет от 5 до 30 бэр (50-300 мЗв) в год.
По отношению к облучению население делится на 3 категории.
Категория А облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.
Категория В облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.
Для категории А вводятся предельно допустимые дозы -наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы.
Устанавливается три группы критических органов:
1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг.
2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.
3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.
Для категории А (персонала) установлены:
- предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания;
- допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДСА;
- допустимая мощность дозы излучения ДМДА;
- допустимая плотность потока частиц ДППА;
- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей зоны ДКА;
- допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗА .
Для категории Б (ограниченной части населения) установлены:
- предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или пищеварения;
- допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДКБ в атмосферном воздухе и воде;
- допустимая мощность дозы ДМДБ;
- допустимая плотность потока частиц ДППБ;
- допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗБ .
Численные значения допустимых уровней в полном объеме содержатся в "Нормах радиационной безопасности".
Пределы допустимых экспозиционных доз с годами менялись, и в целом, по мере того, как увеличивающиеся знания о рисках заболевания раком в результате облучения указывали на то, что угроза, которую представляет облучение, -значительно больше, чем предполагалось ранее, наблюдалась тенденция к их понижению. Для того чтобы гарантировать, что персонал не подвергается вредному воздействию свыше нормы, необходимо должным образом контролировать наиболее важные пути этого воздействия. Необходимо также учитывать, что ионизирующее излучение оказывает воздействие на людей различными путями.
9 Трансурановые элементы – как радиационно-опасный фактор
Трансурановые радиоактивные элементы - химические элементы с атомным номером, больше чем у урана-92:
240Pu, 239Pu, 239U, 239Np, 247Cm, 241Am
Википедия:
Элементы с атомным номером более 100 называются трансфермиевыми элементами. Одиннадцать из известных трансурановых элементов (93-103) принадлежит к числу актиноидов. Трансурановые элементы с атомным номером более 103 называются трансактиноидами.
Все известные изотопы трансурановых элементов имеют период полураспада значительно меньший, чем возраст Земли. Поэтому трансурановые элементы практически отсутствуют в природе и получаются искусственно посредством различных ядерных реакций. Элементы до фермия включительно образуются в ядерных реакторах в результате захвата нейтронов и последующего бета-распада. Трансфермиевые элементы образуются только в результате слияния ядер.
Первый из трансурановых элементов нептуний Np (п. н. 93) был получен в 1940 г. бомбардировкой урана нейтронами. За ним последовало открытие плутония (Pu, п. н. 94), америция (Am, п. н. 95), кюрия (Cm, п.н. 96), берклия (Bk, п. н. 97), калифорния(Cf, п. н.98), эйнштейния (Es, п.н.99), фермия (Fm, п.н. 100), менделевия (Md, п. н. 101), нобелия (No, п. н. 102) и лоуренсия (Lr, п. н. 103). Получены также трансактиноиды с порядковыми номерами 104—118; в этом ряду имена присвоены элементам 104—112: резерфордий (Rf, 104), дубний (Db, 105), сиборгий (Sg, 106), борий (Bh, 107), хассий (Hs, 108), мейтнерий (Mt, 109), дармштадтий (Ds, 110), рентгений (Rg, 111), коперниций (Cn, 112). Элементы 113—118 пока имеют временные названия, производные от соответствующих латинских числительных: унунтрий[1] (Uut, 113), унунквадий[2] (Uuq, 114), унунпентий[3] (Uup, 115), унунгексий[4] (Uuh, 116), унунсептий[5] (Uus, 117), унуноктий[6] (Uuo, 118).
Химические свойства лёгких трансурановых актиноидов, получаемых в весовых количествах, изучены более или менее полно; трансфермиевые элементы (Md, No, Lr и так далее) изучены слабо в связи с трудностью получения и короткими временами жизни. Кристаллографические исследования, изучение спектров поглощения растворов солей, магнитных свойств ионов и других свойств показали, что элементы с п. н. 93-103 — аналоги лантаноидов. Из всех трансурановых элементов наибольшее применение нашёл нуклид плутония 239Pu как ядерное топливо.
Трансурановые элементы (ТУЭ).
|
Радионуклид |
T½, годы |
|
238Pu |
87,44 |
|
239Pu |
24110 |
|
240Pu |
6530 |
|
241Pu |
15 |
|
241Am |
432,2 |
все эти радионуклиды испытывают α-распад и все долгоживущие.
Трансурановые радионуклиды (элементы) образуются в результате последовательно повторяющихся актов захвата нейтронов (n,γ) и последующим β-распадом:
1. 235U(n,γ)236U(n,γ)237U 237Np(n,γ)238Np 238Pu
2. 238U(n,γ)239U 239Np 239Pu
3. 239Pu(n,γ240Pu
4. 240Pu(n,γ)241Pu 241Am
5. 241Pu(n,γ)242Pu
Здесь приведены только основные превращения, в результате которых образуются значимые для радиоэкологии радионуклиды.
С увеличением Z и A синтезируемого ядра его выход резко уменьшается. В отличие от ядерного взрыва, при котором синтез ТУЭ происходит за время 10-6 ÷ 10-8 с при очень высоком интегральном нейтронном потоке (до 1023 ÷ 1023 нн/см2), в ядерном реакторе время синтеза может продолжаться в течение многих лет при меньшей интенсивности нейтронного потока. Наибольший выход имеет реакция 2. – выход 239Np и 239Pu при плотности потока нейтронов в реакторе 1013 нн/см2 с составляет 0,1 Ки/1 г U.
Реакция 238U(n,γ)239U → 239Np → 239Pu может происходить и в природных условиях под действием нейтронов спонтанного деления U(s,f) и нейтронов из (α,n) реакции на уране, содержащемся в урановых рудах. Выход ядер 239Pu в этом случае порядка (0,4 ÷ 15)·10-12 относительно содержания ядер 238U в рудах.
Трансурановые элементы наиболее интенсивно нарабатываются в ядерных реакторах (в том числе и энергетических) и являются одним из самых ценных продуктов переработки выгоревшего ядерного топлива. Кроме ЯТЦ и ЯВ источником выбросов ТУЭ явилась авария ЧАЭС.
Все трансурановые элементы химически очень активны. Характерная их особенность – способность образовывать соединения с водородом, азотом, кислородом, галогенами, а также комплексные соединения. Степени окисления их от 2+ до 7+.
Валентность радионуклидов плутония от 2+ до 7+ (2+ наименее характерна). В большинстве случаев радионуклиды плутония образуют нерастворимые соединения. Окислы плутония PuO, Pu2O3,PuO2 и фазы переменного состава от Pu2O3 до Pu4O7. В водных растворах образует ионы (от 3+ до 7+), причем все ионы могут находиться в растворе одновременно (кроме 7+). Они подвержены гидролизу (эта способность возрастает в ряду PuO<Pu3+<PuO22+<Pu4+) и легко образуют комплексные соединения (эта способность увеличивается для различных ионов в ряду 5+, 6+, 3+, 4+).
Валентность 241Am от 2+ до 7+, причем наименее характерны 2+ и 7+, а устойчивые 3+, в твердом состоянии и в виде комплексов в растворе – 4+. Окислы AmO, Am2O3, и AmO2. Образует нитридAmN, сульфид Am2S, а также металлоорганическое соединение Am(C5H5)3. Америций образует растворимые соединения с галогенами (AmCl2, AmBr, AmJ3). Образует комплексные соединения с минеральными и органическими кислотами. В отличие от плутония соединения америция обладают бóльшей растворимостью и, следовательно, бóльшей миграционной способностью.
В степени окисления 3+ свойства ТУЭ подобны свойствам лантаноидов, но обладают более сильно выраженной способностью к комплексообразованию (она возрастает в ряду U<Np<Pu≥Am). Соединения ТУЭ (гидроокиси, фториды, иодиды, двойные сульфиды, фосфаты) труднорастворимые.
В степени окисления 4+ образуют оксиды, фториды, устойчивы в водных растворах (U, Np, Pu), в водных растворах образуют комплексы. Соединения (гидрооксиды, фториды, иодиды, фосфаты, карбонаты) труднорастворимые. Сильные комплексообразователи (склонность возрастает от U к Am).
В степени окисления 5+ существуют в виде диокислов MeO2+. Эта ионная форма определяет химические свойства – малую склонность к гидролизу и комплексообразованию. В степени окисления 6+ находятся в форме ионов MeO22+. Известно значительное число комплексных соединений.
В степени окисления 7+ наиболее устойчив Pu. В твердом состоянии существует в виде ионов MeO55-, MeO53-, [Me2O5(OH)2]4- и MeO4-, а в растворах – в гидратированной форме аниона MeO53+.
В общем, закономерности миграции плутония и америция подобны. Поэтому достаточно рассмотреть особенность миграции радионуклидов плутония.
Они определяются растворимостью соединений плутония в природных средах и, особенно, первоначальная химическая форма. При ядерных взрывах такой формой являются практически нерастворимые окислы и, в основном, отдельные атомы, которые с глобальными выпадениями поступают на земную поверхность и только здесь могут образовывать растворимые соединения.
В выбросах ЯТЦ преобладают растворимые соединения плутония, а также его комплексные соединения с органическими лигандами.
Особо сложным составом отличались выбросы при аварии ЧАЭС. Их можно разделить на 4 группы:
А - механически выброшенные из активной зоны тонкодисперсные частицы топлива, близкие по радионуклидному составу к отработанному топливу; осели на земную поверхность в ближней зоне (R ≤ 60 – 70 км).
Б – мелкодисперсное топливо и другие продукты, умеренно обогащенные летучими радионуклидами; содержание радионуклидов плутония в ~ 2 раза больше ожидаемого; осели на земную поверхность в зоне R ≤ 100 км.
В – выбросы, сильно обогащенные летучими радионуклидами, в том числе плутонием; осели на земную поверхность в зоне R ≤ 150 км и далее.
Г – выбросы, обогащенные радионуклидами плутония до 200 раз, в том числе частично растворимые соединения плутония; осели на земную поверхность в дальней зоне.
Различия в этих группах выбросов обусловлены главным образом различием температур в аварийном реакторе к моменту взрыва. Содержание кислорастворимых форм плутония возрастает от группы А и Б к группам В, Г в 4 – 15 раз и доходит до 55 ÷ 85%.
В настоящее время основным резервуаром радионуклидов плутония и 241Am являются поверхность почв и донные отложения (более 99% поступивших и поступающих от глобальных и чернобыльских выпадений и от выбросов предприятий ЯТЦ). В биологических объектах этих трансурановых элементов не более 1% (в основном в растениях, а в животных еще в 5 ÷ 104 раз меньше). Радионуклиды плутония находятся преимущественно в 4+ нерастворимой форме. Коэффициент диффузии в почве ~ 10-9 см/с.
Только около ~ 10% этих радионуклидов может быть в растворимой доступной для растений форме. Из растений наибольшую концентрацию радионуклидов плутония имеют низкорастущие растения (травы, мхи, лишайники). Это следствие того, что радионуклиды плутония перераспределяются на земной поверхности в основном за счет ветрового переноса и эрозии. Коэффициент накопления трансурановых элементов растениями очень низкий (10-1 ÷ 10-3).
Изотопные отношения радионуклидов плутония, содержащихся в почве различных регионов, существенно различаются из-за различия источников их поступления (глобальный, от ЯТЦ, авария ЧАЭС). Так, отношение 240Pu/239Pu от ядерных взрывов – (0,05 ÷ 0,06); от глобальных выпадений - около 0,176; от выбросов ЯТЦ вместе с глобальными выпадениями – (0,049 ÷ 0,150), а от чернобыльских выпадений – (0,30 ÷ 0,35).
Изотопные отношения для различных регионов варьируют в следующих пределах:
|
Радионуклиды |
Отношения |
|
238Pu/239Pu+240Pu |
0,027 ÷ 0,44 |
|
238Pu/239Pu |
1,1·10-4 ÷ 3,7·10-3 |
|
240Pu/239Pu |
0,049 ÷ 0,35 |
|
241Pu/239Pu |
0,003 ÷ 0,090 |
|
242Pu/239Pu |
4,4·10-3 ÷ 4,0·10-2 |
Видно, что основным радионуклидом плутония в выбросах является 239Pu. Очень малы выбросы 238Pu и 242Pu. Несмотря на относительно низкие выбросы 241Pu, они играют особую роль, так как в результате распада этого радионуклида образуется долгоживущий 241Am. Поэтому содержание 241Am в окружающей среде непрерывно возрастает. Так, в период 1940 – 1990 гг. содержание241Am в атмосфере увеличилось в 2 раза.
Абсолютное содержание радионуклидов плутония в почвах и атмосферных аэрозолях очень сильно варьирует, особенно в зависимости от расстояния от ЧАЭС. Так в атмосферных аэрозолях содержание плутония уменьшается в 104 раз при переходе от ближней к дальней зоне (в которой содержание плутония находится на уровне 19 Бк/л), плотность выпадений уменьшается в ~ 170 раз (до уровня 1,25·105 Бк/м2), содержание на поверхности почвы уменьшается в ~ 370 раз (до уровня ~ 10 Бк/м2). В целом по мере удаления от ЧАЭС уровень загрязнения приближается к фону глобального загрязнения – для земной поверхности (10 ÷ 60) Бк/м2. Средняя удельная активность радионуклидов плутония в почвах для европейской части России ~ 140 Бк/кг при фоне глобального загрязнения около 60 Бк/кг.
10 Цепочки радиоактивного распада естественных радионуклидов
Ядра всех элементов с порядковым номером Z>82 радиоактивны. Они образуют длинные цепочки радионуклидов, где каждый последующий нуклид есть продукт распада предыдущего. Такие совокупности радионуклидов получим название радиоактивных семейств. В природе существует три радиоактивных семейства:
Конечный продукт распада у всех трех семейств - один из стабильных изотопов свинца.
Цепочка радиоактивного распада урана-238
Диагональная линия – альфа-распад, прямая – гамма.
11 Нормирование дозовых нагрузок на организм человека
Основные пределы доз
|
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 |
150 мЗв |
15 мЗв |
|
|
глаза*** |
|||
|
коже**** |
500 мЗв |
50 мЗв |
|
|
кистях и стопах |
500 мЗв |
50 мЗв |
|
|
Примечания: * - Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. ** - Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы 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 не превышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц. |
Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.
Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать установленных пределов доз.
Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях 1 и 2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.
Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.
На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.
Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
12 Углерод-14 - как радиационно-опасный фактор
Радиоуглерод (Т1/2 = 5730 лет) образуется на земле в результате следующих ядерных реакций: 14N (n; Р) 14С; 17О (n; α)14С; 13С (n; γ)14С.
Эти реакции протекают как в верхних слоях атмосферы под воздействием космического излучения (при образовании природного 14С), так и при образовании техногенного радиоуглерода в результате атомных взрывов и работы атомных реакторов, как промышленных, так и транспортных, и исследовательских. Основным поставщиком 14С является первая реакция в виду большого содержания азота (78%) в составе воздуха. Причем, в водографитовых реакторах (именно такой тип реактора на СХК) образующийся на азоте 14С практически целиком выносится в атмосферу. Кроме того, в реакторах этого типа часть образующегося 14С попадает во внешнюю среду с жидкими сбросами в виде растворимых карбонатов и углекислоты. Существуют понятия локального и глобального загрязнения радиоуглеродом. Источником локального загрязнения можно рассматривать не только атомный взрыв, но и каждую АЭС, предприятия ЯТЦ, изотопные производства по получению препаратов, меченных 14С, научно-исследовательские учреждения. Среднее поступление реакторного 14С в организм местных жителей, проживающих в районе действия такого источника, может составить в зонах 0 - 10 км -0,32,10 - 20 км - 0,08 мкКи/год. Глобальное радиоуглеродное загрязнение окружающей среды связано с развитием атомной энергетики в целом и ядерными испытаниями. При термоядерных взрывах 90 % радиационного фона в атмосфере обусловлено С-14. Как показывают расчеты, ежегодное поступление 14С в организм человека с продуктами питания превысит естественный путь поступления 14С к 2010 году в 5 раз, а годовая доза на все тело по сравнению с 1975 годом возрастет с 0,04 до 7 мРад, т.е. увеличится почти в 200 раз и, по подсчетам Ярмоненко С.П., будет сказываться 11000 лет, затронув 300 поколений людей. На рисунке 6.6 показана динамика накопления С-14 в волосах и крови людей от испытания ядерного оружия в атмосфере. Опасные последствия такой динамики связаны с тем, что радиоуглерод, участвуя в обменных процессах наряду с атомами стабильного углерода, проникает во все органы и ткани организма, включаясь непосредственно в молекулы органических соединений. Повреждающее действие 14С, вошедшего в состав молекул белков и особенно ДНК и РНК живого организма, определяется, во-первых, радиационным воздействием β-частиц и ядер отдачи азота, возникающих в результате распада 14С по схеме 14С → 14N; во-вторых, изменением химического состава молекулы за счет превращения атома 14С в атом 14N (трансмутационный эффект). Такие повреждения ДНК приводят зачастую к генным мутациям второго и третьего порядков, которые практически являются необратимыми. Поэтому увеличение содержания изотопа 14С в биосфере может привести к накоплению вредных мутаций, что чревато серьезной угрозой для человечества. Проблема мониторинга 14С является одной из основных в районах АЭС и ЯТЦ. Одним из первых отметил биологическую опасность С-14 великий гражданин России Сахаров А.Д. (1958), который обратил внимание на непороговые биологические эффекты радиации. Он рассчитал, что при испытании мегатонной бомбы только от С-14 будет 2200 жертв наследственных болезней, а также обратил внимание на возможное увеличение раковых заболеваний и лейкемии. Сахаров А.Д. оценил, что общие потери от радиоуглерода имевших место испытаний ( ~ 50 Мт) составляет около 330000 человек (Сахаров, 1958), а если учесть влияние радиоцезия и радиостронция, то общие потери составят 10 тысяч человек на 1 Мтонну. Именно тогда, гуманист-исследователь Сахаров А.Д. категорически выступил против испытания ядерного оружия в атмосфере, и его усилиями было изменено решение о взрыве на Новой Земле 108 Мт бомбы (взрывали только 58 Мт).
13 Понятие об экспозиционной дозе ионизирующего излучения
Экспозиционная доза характеризует степень ионизации воздуха.
В процессе распада радиоактивных ядер образуются потоки γ-квантов, α- и β-частиц, способных ионизировать вещественную среду (воздух, воду, биологические клетки и др.) и сообщать веществу дополнительную энергию.
Количество поглощенной энергии и образовавшихся пар ионов являются определенным интегрированным показателем величины радиоактивности вещества и измеряются различными физическими методами (по ионизации воздуха, например).
Так, например, если при воздействии γ-квантов (фотонное излучение) в см3 воздуха при нормальных условиях (н.у.) происходит ионизация воздуха с образованием 2,08*109 пар ионов, что соответствует электрическому заряду в 1 Кулон (1 К), то говорят, что экспозиционная доза γ-излучения соответствует 1 Рентгену (1 Р). Отсюда появился широко распространенный термин - ионизирующее излучение.
Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза.
Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха.
В системе СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица — рентген (Р). 1 Кл/кг = 3876 Р.
Экспозиционная доза, отнесенная ко времени, получила название мощности экспозиционной дозы (X) и измеряется в системе СИ в амперах на кг (а/кг), а во внесистемных единицах в Р/с, Р/ч и т.п. Существуют и кратные им единицы (мР, мкР, мР/ч, мкР/ч и т.д.).
Переход от единиц активности вещества, выраженного, например, в мкКи, к мощности экспозиционной дозы у-излучения данного радионуклида в Р/ч осуществляется при помощи гамма-постоянных (справочная величина), характерных для каждого радиоизотопа. Гамма-постоянная любого радионуклида равна мощности экспозиционной дозы гамма-излучения нуклида в рентгенах за час, которая создается точечным изотропным гамма-источником активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Единица измерения гамма-постоянной Р*см2/ч*мКи.
Так, например, от источника Ra-226 активностью 1 мКи на расстоянии 1 см создается мощность экспозиционной дозы γ-излучения в 9,36 Р/ч (Справочник по дозиметрии, 1974). От аналогичного источника цезия-137 - 3,1 Р/ч, лантана-140 - 11,14 Р/ч и т.д.
14 Индикаторные виды заболеваний человека от воздействия радиации
Многочисленными исследованиями радиобиологов показано, что ионизирующее излучение вызывает не только ранние (острые) повреждения (ожоги, выпадение волос, кровотечения, помутнение хрусталика глаза и т.д.), но и является причиной отдаленных (поздних) эффектов.
К отдаленным эффектам воздействия облучения относят:
Физик Дж. Дрейк в 1973 г. опубликовал работу по оценке ущерба для здоровья жителей графства Чарльвуа штата Мичиган, где расположен ядерный реактор Бит Рок Пойнт. За 10 - летний период деятельности станции им отмечено следующее (Грейб, 1994):
У животных и человека установлены различные синдромы радиационного поражения: церебральный, желудочно-кишечный, костно-мозговой (табл. 8.7).
Такие дозовые нагрузки возникают только вблизи эпицентров ядерных взрывов, в ядерных реакторах от направленных нейтронных пучков, и, соответственно, человек может оказаться в таких условиях только в случае катастрофы или крупной аварии.
Воздействие ионизирующего излучения на биоту и на человека может носить соматический и генетический характер.
Соматическое воздействие выражается в осложнении на субклеточном, клеточном и тканевом уровне, но не передается по наследству, то есть радиационное воздействие не затрагивает генетический код и половые хромосомы.
Оно выражается в нарушении роста и развития организма, его преждевременном старении, ослаблении иммунной системы и, как следствие, развитии различных иммуннозависящих заболеваний, бесплодия и т.д.
Генетическое воздействие приводит к изменению наследственного материала и при радиационном воздействии на половые хромосомы или зародышевые клетки проявляется прежде всего на молекулярном и генном либо на субклеточном уровне.
В результате этого могут происходить генетические мутации. Их индикаторами при радиационном воздействии могут быть: изменение соотношения полов при рождении; частота появления врожденных пороков развития; смертность новорожденных; количество новорожденных; вес при рождении и в 9 месяцев (Вредное действие..., 1959).
Они обусловливают возникновение генетических заболеваний (гипотония, припадки, умственная отсталость, пороки сердца, почек и т.д.).
Скорее всего, ответ подразумевает все выше упомянутые болезни, в т.ч. все виды рака (лейкоз – рак крови), лучевая болезнь, катаракта, всевозможные аберрации клеток, психические расстройства и т.д.
Дополнение:
Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно отмирание тканей (некрозы).
Смертельные поглощённые дозы для отдельных частей тела следующие:
голова - 20 Гр;
нижняя часть живота - 50 Гр;
грудная клетка -100 Гр;
конечности - 200 Гр.
При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающую смертельную дозу, человек может погибнуть во время облучения ("смерть под лучом").
Биологические нарушения в зависимости от суммарной поглощённой дозы излучения представлены в (табл.).
Биологические нарушения при однократном (до 4-х суток) облучении всего тела человека
|
Доза облучения, (Гр) |
Степень лучевой болезни |
Начало проявления первичной реакции |
Характер первичной реакции |
Последствия облучения |
|
До 0,250,25 - 0,50,5 - 1,0 |
Видимых нарушений нет. Возможны изменения в крови. Изменения в крови, трудоспособность нарушена |
|||
|
1 - 2 |
Лёгкая (1) |
Через 2-3 ч |
Несильная тошнота с рвотой. Проходит в день облучения |
Как правило, 100% -ное выздоровление даже при отсутствии лечения |
|
2 - 4 |
Средняя (2) |
Через 1-2 ч Длится 1 сутки |
Рвота, слабость, недомогание |
Выздоровление у 100% пострадавших при условии лечения |
|
4 - 6 |
Тяжёлая (3) |
Через 20-40 мин. |
Многократная рвота, сильное недомогание, температура -до 38 |
Выздоровление у 50-80% пострадавших при условии спец. лечения |
|
Более 6 |
Крайне тяжёлая (4) |
Через 20-30 мин. |
Эритема кожи и слизистых, жидкий стул, температура -выше 38 |
Выздоровление у 30-50% пострадавших при условии спец. лечения |
|
6-10 |
Переходная форма (исход непредсказуем) |
|||
|
Более 10 |
Встречается крайне редко (100%-ный смертельный исход) |
15 Sr90 - как радиационно-опасный фактор
Природный стронций является стабильным. Он входит в состав микроорганизмов, растений, животных и человека, являясь строительным материалом костной ткани. Избыток в ней стронция (выше 0,02%) может вызвать ломкость костей, рахит и другие заболевания.
Радиоактивные изотопы стронция образуются при атомных взрывах, вследствие утечек и аварий на атомных реакторах. Наиболее опасным из них считается 90Sr. Его период полураспада 28,5 лет, а период полувыведения из организма (биологический период полураспада) довольно долгий - 11 лет.
Попадая в окружающую среду, 90Sr включается (главным образом вместе с Са) в процессы обмена у растений, животных и человека. В растения 90Sr может поступать непосредственно через листья или из почвы через корни. Относительно больше 90Sr накапливают бобовые, клубни и корнеплоды, меньше злаки. В семенах и плодах его значительно меньше, чем в листьях и стеблях. К человеку 90Sr поступает в основном с коровьим молоком и рыбой.
Величина отложения 90Sr в организме зависит от возраста. Так, у детей, в связи с быстро растущей костной тканью, она на порядок выше, чем у взрослых.
Биологическое действие 90Sr связано с характером его распределения (накопление в скелете) и зависит от дозы (i-излучения. создаваемой им и его дочерним радиоизотопом иттрием (90Y).
При длительном поступлении 90Sr в организм, даже в относительно небольших количествах, в результате непрерывного облучения костной ткани могут развиться лейкемия и рак костей.
Заключение в 1963 г. в Москве договора "О запрещении испытаний ядерного оружия в атмосфере, космосе и под водой" привели к почти полному освобождению атмосферы от 90Sr и уменьшению его подвижных форм в почве.
16 Поглощенная и экспозиционная доза радиоактивного облучения
Поглощенная доза (D) - это энергия излучения, поглощенная единицей массы вещества. В СИ она измеряется единицей Грей (Гр):
1 Гр = 1 Дж/кг.
Ранее для ее оценки пользовались единицей Рад:
1 рад = 0,01 Гр.
Поглощенная доза, отнесенная ко времени поглощения, носит название мощности поглощенной дозы и измеряется в Гр/ч, Гр/с, мГр/ч, рад/с, рад/год и т.д.
Следует отметить, что 1 Р экспозиционной дозы (по всему спектру γ-излучения до энергии 3 МэВ) соответствует поглощенной дозе в биологической ткани в 0,93 рад, т.е. 1 Р около 0,93 рад или 1 Р = 0,0093 Гр, тогда как в воздухе 1 Р = 0,88 рад.
17 Эффект воздействия радиации на ткани, организмы и клетки
Из учебного пособия Рихванова:
Обстоятельный анализ исследований, выполненных до начала проведения испытаний ядерного оружия, по оценке воздействия ионизирующей радиации на кроветворные органы сделан А.П. Егоровым и В.В.
Бочкаревым (1950). Они отмечают, что на первом этапе работ по данному направлению (1896 - 1911 гг.) были получены следующие результаты:
1) установлена громадная биологическая активность радиоактивности;
2) этот фактор почти немедленно после открытия был применен в терапевтических целях (Россия, Америка и т.д.), в первую очередь, в отношении болезней крови;
3) первые наблюдения установили особенно большую чувствительность кроветворной системы к ионизирующим лучам;
4) все наблюдения отмечают, главным образом, угнетение и поражение ионизирующей радиацией клеток и тканей, особенно крови и гонад;
5) в этот же период отмечено «вредное» общее действие рентгеновских лучей на персонал, работающий в рентгеновских кабинетах;
6) исследования этого первого этапа дали указания на то, что действие нового вида лучистой энергии принципиально отлично от известного и давно действующего на организм комплекса солнечной радиации не только количественно, но и качественно иными биологическими свойствами (Егоров и др., 1950);
7) некоторые основные закономерности были установлены уже в первое десятилетие после открытия ионизирующих лучей;
8) русская медицина и биология быстро включились в изучение и практическое применение нового фактора.
Итак, уже в начале пути своего триумфального шествия явление радиоактивности по влиянию на биологические ткани рассматривалось в двух аспектах: как фактор негативного и позитивного воздействия на биологические образования.
Так, негативное воздействие от солей радия выражалось в образовании ожогов и язв на коже, накожного рака и т.д.
Эти же результаты использовались и как позитивный фактор воздействия радиоактивного излучения на биологические ткани. Излучение радия стали использовать для лечения кожных заболеваний рака, как препарат улучшающего и болеутоляющего действия при подагре и ревматизме.
Более того, была сделана попытка лечения от белокровия, т.к. внутривенное введение радиоактивных растворов приводило к уменьшению количества лейкоцитов.
Проводимые в этом направлении исследования чаще всего фиксировали какие-либо негативные изменения и, реже, позитивные.
Т.А. Надсон уже в 1920 году установил, что воздействие излучений радона и радия приводит к структурным изменениям в протопласте дрожжевых, грибных и растительных клеток. При этом отмечалось, что на высокие дозы облучения от радона прежде всего реагирует вакуоль, а в конечном итоге клетка погибает.
Было отмечено (Дробков, 1957), что различные виды излучения (α, β, γ) воздействуют на организмы по-разному. Так, например, образование азотусваивающих клубеньков у бобовых отмечается только тогда, когда присутствовали альфа-излучающие компоненты радиоактивного излучения.
Исследования А.А. Дробкова в начале 40-х годов по развитию клубеньковых бактерий вокруг источника радиоактивного излучения убедительно показали, что радиоактивное излучение одновременно может быть смертельно губительным и в то же время стимулирующим их рост. Все определяется дозовой нагрузкой излучения на бактерии.
Многочисленные исследования биологов, медиков, физиков (Стернгласс, 1982; Когалл, 1986; Кузин и др., 1981 и др.) дали возможность представить механизмы воздействия ионизирующего излучения. При этом однозначно просматривалось различие воздействия разных типов ионизирующих частиц на биологические объекты.
При прямом действии молекулярные связи разрушаются непосредственно в структуре, которая служит мишенью для выбитых электронов. Прямое воздействие происходит очень быстро и является главной причиной повреждения ДНК в ядрах клетки (разрыв связей двойной спирали молекулы ДНК и т.д.).
При косвенном действии вред биологическому объекту, служащему мишенью, наносят радиационно-способные химические группы, которые диффундируют от места образования к мишени (Стернгласс, 1982). При этом возникает весьма токсичный ион О2 или радикал перекиси, который способен инициировать химические реакции, приводящие к окислению фосфолипидной мембраны клетки и возникновению клеточных мембранных эффектов, хорошо исследованных и описанных в литературе А. Петко (в других транскрипциях Петкау - Petkau), Т. Стокке (T.Stokk), Э. Стернглассом (1982), Е.Б. Бурлаковой и др. (1957,1959 и др.).
Следует отметить, что токсичные кислородные радикалы могут дезактивироваться при столкновении с другими возбужденными молекулами и нейтрализоваться в присутствии молекул-примесей. Этим, прежде всего, и объясняется сложность оценки воздействия того или иного вида излучения на биологические системы, т.к. на биологическое действие дозы ионизирующей радиации может значительно влиять концентрация так называемых радиозащитных молекул или радиопротекторов.
Кроме того, А.М. Кузин и др. (1981) выделяют опосредованное действие излучения, при котором вред биологическому объекту оказывается через действие активированных (за счет прямого и косвенного воздействия ионизирующего излучения) органических молекул и их радикалов.
При действии ионизирующего излучения на ДНК в её молекуле возникают (Кузин и др., 1981; Коглл, 1986 и др.):
- одиночные разрывы;
- двойные разрывы;
- частичная денатурация в результате распада n-водородных мостиков;
- радиационное изменение оснований;
- отщепление оснований;
- образование сшивок;
- распад дезоксирибозы.
При облучении белков происходит разрыв водородных связей, сульфгидрильных мостиков и т.д. При этом происходит повышение чувствительности к температуре, рН, действию ионов. Меняются их растворимость, оптические свойства и т.д. Изменяются биологические свойства белков, такие, как антигенная иммунологическая специфичность, каталитическая активность и т.д.
При облучении ферментов прежде всего происходит их инактивация с потерей своих функций.
Действие ионизирующего излучения на хромосомы (молекула ДНК + белки) приводит к многообразным нарушениям (хромосомным аберрациям) их структуры. Основными из них являются (Когалл, 1982):
- межхромосомные обмены, когда взаимодействующие повреждения возникают в разных хромосомах;
- внутрихромосомные обмены, когда повреждения находятся в одной хромосоме, в том числе межплечевые и внутриплечевые обмены;
- нарушение непрерывности («разрыв») хромосом;
- утрата (деления) участков хромосом.
Радиационные поражения на молекулярном и субклеточном уровнях прежде всего зависят от мощности дозы и величины ЛПЭ (качество ионизирующего излучения).
Воздействие ионизирующего излучения на биоту и, прежде всего, на человека может носить характер соматический и генетический.
Соматическое воздействие выражается в осложнении на субклеточном, клеточном и тканевом уровне, но не передается по наследству, то есть радиационное воздействие не затрагивает генетический код и половые хромосомы.
Оно выражается в нарушении роста и развития организма; его преждевременном старении; ослаблении иммунной системы и, как следствие, развитии различных иммуннозависящих заболеваний; бесплодия и т.д.
Генетическое воздействие приводит к изменению наследственного материала и проявляется прежде всего на молекулярном и генном уровнях, либо на субклеточном уровне при радиационном воздействии на половые хромосомы или зародышевые клетки.
В результате этого могут происходить генетические мутации. Их индикаторами при радиационном воздействии могут быть: изменение соотношения полов при рождении; частота появлений врожденных пороков развития; смертность новорожденных; количество новорожденных; вес при рождении и в 9 месяцев («Вредное действие ...», 1959).
Они обуславливают возникновение генетических заболеваний (гипотония, припадки, умственная отсталость, пороки сердца, почек и т.д.).
Детальное рассмотрение последствий радиационного воздействия на молекулярном и субклеточном уровнях с появлением хромосомных аберраций, микроповреждений, точечных мутаций сделано в работах Дж. Гофмана (1994) и др.
Многочисленными исследованиями радиобиологов показано, что ионизирующее излучение вызывает не только ранние (острые) повреждения (ожоги, выпадение волос, кровотечение, помутнение хрусталика глаза и т.д.), но и является причиной отдаленных (поздних) эффектов.
К отдаленным эффектам воздействия радиации относят, по мнению Дж. Когалла (1982), следующие эффекты:
- генетические;
- тератогенные;
- канцерогенные.
Отдаленные последствия могут быть весьма многообразны и имеют свои специфические особенности. Так, Дж. Когалл (1982) описывает специфические отдаленные последствия на глаз, кожу, соединительную ткань, легкие и т.д. Для каждого типа тканей и органа существуют свои пороговые дозы, при которых радиационный эффект может иметь отдаленные последствия, которые прежде всего зависят от величины ЛПЭ.
Исходя из выше изложенного краткого рассмотрения воздействия ионизирующего излучения на биологические объекты, следует, что любой вид ионизирующего излучения (γ-кванты, α- или β-частицы, нейтроны и т.д.) оказывает то или иное воздействие на живое вещество и представляет определенную опасность.
Любой вид ионизирующего излучения (γ-кванты, α- или β-частицы, нейтроны и т.д.) оказывает то или иное воздействие на живое вещество и представляет определенную опасность. На этом основана беспороговая гипотеза (СМ ВОПРОС 5).
18 Cs137 - как радиационно-опасный фактор
В природе этот серебристо-белый металл встречается в виде стабильного изотопа Cs-133. Это - редкий элемент со средним содержанием в земной коре 3,7*10-4 %.. Цезий -постоянный химический микрокомпонент организма растений и животных. Главный накопитель цезия в организме млекопитающих - мышцы, сердце, печень. Он малотоксичен, его биологическая роль в организме окончательно не раскрыта.
137Cs - β- γ- излучающий радиоизотоп цезия, один из главных компонентов техногенного радиоактивного загрязнения биосферы. Образуется в результате ядерных реакций деления. Содержится в радиоактивных выпадениях, сбросах, отходах радиохимических заводов. Интенсивно сорбируется почвой и донными отложениями. Коэффициент накопления особенно высок у пресноводных водорослей и арктических наземных растений, особенно, лишайников, из животных - у северных оленей, через ягель, которым они питаются.
В организме человека 137Cs распределен более или менее равномерно и существенного поражающего действия он не оказывает, однако, нормирование территории по степени загрязненности ее радионуклидами ведется, прежде всего, по цезию-137.
19 Взаимосвязь между величиной линейной потери (ЛПЭ) и коэффициентом качества излучения
Для интегрированной характеристики процессов ионизации и возбуждения введён термин «линейная потеря энергии» (ЛПЭ).
ЛПЭ выражается в среднем количестве переданной частицей энергии, измеренной в единицах кэВ на микрометр пробега в веществе (кэВ/мкм). Частицы с высокой ЛПЭ являются более повреждающими на единицу дозы (Гр), чем излучение с низкой ЛПЭ.
Для учёта степени воздействия радиоактивного излучения на биологические ткани существует понятие коэффициента качества (КК) излучения или фактор качества (ФК) излучения.
КК (ФК) находится в прямой зависимости от ЛПЭ излучения.
Если ККИ γ- излучения принять за 1, то для β - излучения он будет составлять -10, для α - излучения с энергией < 10 Мэв - 20, для тепловых нейтронов - 3.
20 Соматические и генетические последствия действия радиации на организм
Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений: соматический и генетический. При соматическом эффекте последствия проявляются непосредственно у облучаемого, при генетическом - у его потомства. Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 30-60 суток после облучения. К ним относят покраснение и шелушение кожи, помутнение хрусталика глаза, поражение кроветворной системы, лучевая болезнь, летальный исход. Отдалённые соматические эффекты проявляются через несколько месяцев или лет после облучения в виде стойких изменений кожи, злокачественных новообразований, снижения иммунитета, сокращения продолжительности жизни. (+ СМ ВОПРОС 17)
21 Радон - как радиационно-опасный фактор
Радон 222Rn является продуктом распада радия, в свою очередь, образующегося в процессе радиоактивного распада естественного урана-238.
Это радиоактивный бесцветный и без запаха газ с периодом полураспада 3,82 суток. Он в 7,5.
В последние годы мнения ученых сходятся на том, что повышенное содержание радона в жилых домах опасно для здоровья их обитателей. Ранее в многочисленных исследованиях отмечалось увеличение риска заболевания раком легких среди рабочих урановых и других рудников в результате облучения короткоживущими α-излучающими дочерними продуктами распада радиоактивного газа радона.
На возможную опасность эманаций от радия и тория при их постоянном вдыхании обращал внимание ещё в 1907 г. Э.Резерфорд.
Уже давно было замечено, что горняки, работавшие на уран-полиметаллических рудниках Шнееберга и Иоахимсталя (Рудные горы), необычайно часто умирают от особой болезни, названной еще в XVI веке «Горной болезнью». Лишь к концу XIX столетия выяснилась истинная картина этого заболевания - злокачественные опухоли органов дыхания. Только за период 1875-1925 гг. по опубликованным неполным данным среди 686 умерших шахтеров Шнееберга в 289 случаях причиной смерти был рак легких. В Иоахимстале за 1929-1943 гг. у 71 из 156 умерших горняков причиной смерти также оказались злокачественные опухоли органов дыхания. Стандартный частотный показатель смертности от рака легких среди шахтеров этих рудников достигал 90-180 случаев в год в расчете на 10000 горняков, тогда как в аналогичных группах мужского населения он составлял 2-4 случая в год.
Длительные поиски возможных причин столь высокой смертности от рака легких среди горняков, работавших на рудниках Шнееберга и Иоахимсталя, показали, что основным фактором являлся радон и короткоживущие продукты его распада. Концентрация радона в рудничном воздухе достигала в те периоды очень больших значений: до 10-8 Кюри/л и более. На основе этих данных уже в предвоенные годы была рекомендована предельно допустимая концентрация радона в воздухе производственных помещений, равная 1.10-11 Кюри/л. Впоследствии порядок этой величины был подкреплен многочисленными расчетами доз в органах дыхания, учитывавшими поступление с вдыхаемым воздухом наряду о радоном и короткоживущих продуктов его распада.
Во второй половине 50-х годов в работах советских ученых появились указания на то, что при совместном действии высоких концентраций кварцсодержащей пыли и радона с короткоживущими продуктами его распада ускоряется развитие и отягощается течение силикоза.
Этим же объясняется повышенная частота рака у горняков.
Нормированные на сегодня показатели для короткоживущих продуктов распада радона являются одними из немногих нормативов, в основе которых лежат не столько расчет дозы в критическом органе (т.е. в органах дыхания), сколько результаты анализа профессиональной заболеваемости среди лиц, подвергавшихся в течение длительного времени воздействию радона и продуктов его распада.
В настоящее время содержание радона в помещениях стало предметом беспокойства за состояние здоровья населения, что в некоторой степени связано с осуществлением программ экономии энергии в зданиях и использованием строительных материалов из промышленных отходов с высоким содержанием радия.
В США еще в 70-х годах заинтересовались той радиацией, которую «вдыхают» дома и на работе. В результате появилась Национальная программа США по контролю качества воздуха в помещениях. К 1986 г. обследовали 1377 домов в 38 самых урбанизированных регионах Америки и выяснили, что содержание радона в помещении в среднем в 10 раз превышает его концентрацию снаружи и создает дозу радиоактивного излучения, втрое превышающую ту, которую средний американец получает в течение всей своей жизни при медицинских обследованиях.
Последние исследования, проведенные агентством ЕРА, показали, что предположительно 5 тыс. ежегодных случаев заболевания раком легких среди некурящей части населения и около 15 тыс. смертей от рака легких среди курильщиков в США связаны с содержанием радона в помещениях. Средняя доза облучения радоном некоторых жителей в 100 раз превышает среднюю дозу облучения шахтеров в современных урановых рудниках.
По данным национальной академии наук США средняя доза облучения 0, 2 РУМ/год или 15 РУМ за всю жизнь [1 РУМ (рабочий уровень за месяц) соответствует облучению потенциальной концентрацией α-энергии (ПКАЭ) в 1 РУ в течении 173 ч. и равен 2,08*10-5 Дж/м3]. В обычных условиях внутри помещений при концентрации Rn 7400 Бк/м3, или 200 пКи/л, ПКАЭ составляет 1 РУ, вызывает 13300, или 10% всех ежегодных, случаев смерти от рака легких. По оценке агентства изучения окружающей среды США повышенное содержание Rn внутри помещений является причиной смерти от рака легких от 5000 до 20 000 чел. ежегодно (Peake A.E., 1987).
При этом, оценивая вероятность преждевременной смерти, исследователи отмечали, что она значительно выше в закрытых помещениях, чем на открытых пространствах. Эти данные касаются и радона
По оценке Энтони В. Неро - младшего (1988) доза облучения населения от радона находится на уровне облучения населения от аварии на ЧАЭС
Для правильной оценки средней дозы облучения населения радоном и получения достоверных данных в Северной Америке и Европе были начаты различные исследовательские программы по изучению его воздействия. В 1990 г. МАГАТЭ начаты исследования, частично финансируемые правительством США, направленные на создание улучшенных проектов, выбор строительных материалов и разработку методов сокращения содержания радона внутри помещения.
На сегодняшний день заканчивается реализация программы «Радон США».
Программа по изучению радона осуществляется Министерством энергии и Агентством по защите окружающей среды как на общегосударственном, так и на местном уровнях. Она призвана выявить районы с повышенным уровнем радона, провести разъяснительные мероприятия; разработать технологию снижения этого уровня и выяснить степень существующей опасности для населения. Наибольший интерес в последнем случае представляет выяснение опасности для здоровья человека малых доз, которым подвержено большинство населения и влиянию которых до сих пор не уделялось должного внимания.
Кальтовер В.К. (1996) приводит данные со ссылкой на оценки американских специалистов, что меры, предпринимаемые против радоновой опасности, должны принести американской экономике прибыль в размере от 500 до 700 тыс. долл. за каждую спасённую жизнь. В США прекрасно понимают, что дешевле предотвращать болезни, чем лечить заболевших
Сформирована, утверждена и находится в стадии реализации находится Федеральная программа «Радон» (Постановление правительства РФ от 06.07.1994, № 809). Начаты такие работы и на территории Томской области, и других регионов Сибири.
С учётом высокой радиационной опасности радона и его короткоживущих продуктов распада были приняты рекомендации по ограничению содержания радона в зданиях
В России действует «Инструкция по ограничению облучения населения от природных источников ионизирующего излучения» (№ 5789-91) и Нормы радиационной безопасности 9(НРБ-96), которыми предусматривается предельная эквивалентная равновесная объёмная активность радона (ЭРОА) в воздухе помещений 200 Бк/м3, во вновь проектируемых зданиях не более 100 Бк/м3.
При больших значениях объёмной активности должны проводиться защитные мероприятия.
22 Единицы активности радионуклида
Активность радионуклида прямо пропорциональна его количеству, поэтому количество радиоактивного вещества можно измерить, определив его активность в Бк/кг, Ки/л и т.д.
Единицы активности 1 Бк и 1 Ки имеют кратные и дольные значения,например:
1 мк Kи = 10-6Kи,
1 кБк = 103 Бк,
1 МКи = 106 Ки,
1 пКи = 10-12 Ки и т.д.
Существуют также понятия удельной активности, площадной активности и объемной концентрации.
Удельная активность - это активность единицы массы вещества, т.е. Ки/г; Бк/кг;
пКи/г и т.д.
Площадная активность - это радиоактивность вещества, приходящаяся на 1 ед. площади, то есть:
Ки/м2; Ки/км2; Бк/м2 и т. д.
Характеризуя радиоактивность какого-либо материала, необходимо конкретно указывать, о каком радионуклиде идет речь. Так, если мы говорим, что удельная активность почвы по цезию-137 100 Бк/кг, то это значит, что речь идет только об этом изотопе, другие (уран, торий, калий и т.д.), присутствующие в почве, не учитываются.
Оценивая общую радиоактивность почв в единицах СИ от естественных радионуклидов, мы должны указать, например, радиоактивность по урану - 238 Бк/кг, по торию - 35 Бк/кг, по калию - 296 Бк/кг, тогда как общая суммарная радиоактивность данной почвы от естественных радиоэлементов будет не простая сумма активностей, равная 369 Бк/кг, а будет несколько больше, так как она рассчитывается по формуле с учетом коэффициентов.
При этом не учитывается присутствие дочерних радионуклидов этих элементов (радий, полоний, и т.д.)
При оценке соответствия строительных и некоторых других материалов радиационно - гигиеническим нормативам (раздел 9), введено понятие суммарная эффективная удельная активность радионуклида (Ас).
Ac=ARa + 1,31 АTh + 0,085 Аk, где
АRa, АTh, Аk - удельная активность соответствующих радионуклидов.
Если в материале определялась концентрация урана, а не радия, то вместо ara подставляется содержание равновесного урана, тогда расчётная формула будет иметь вид:
Аc = Аu *3,4*10-7 + 1,31 АTh, + 0,085 Аk
Если почва была загрязнена техногенными радиоизотопами, например, цезием, стронцием и кобальтом, то указывается их радиоактивность, допустим:
по цезию-137 -100 Бк/кг,
по стронцию-90 - 20 Бк/кг,
по кобальту-60 - 80 Бк/кг
И тогда общая радиоактивность почв составит (Ас +100+20+80) Бк/кг.
Для перехода от удельной активности в Бк/кг, Бк/г и т.д. к площадной в Бк/м2, в Ки/км2 и т.д. необходимо знать плотность вещества.
Расчёт может вестись по разным формулам. Так, В.М. Гавшин и др. (1994) предлагает следующий вариант:
Р = A*d*h*107, где
Р - площадной запас радионуклидов в Бк/км2;
А - активность почвы, Бк/кг;
d - объёмный вес пробы, г/см3;
h - глубина ячейки параллелепипеда отбираемой пробы, см,
или по формуле Р = 0,27Adh мКи/км2.
Так, 34 Бк/кг активности почвы по цезию-137 будет соответствовать площадной активности 0,1 Ки/км2 при плотности почвы 1100 кг/м3 и глубине отбора 0,1 м.
Часто для ориентировочной оценки необходимо знать переход от мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в мкР/ч к площадной загрязненности почв (Ки/км2). Эта сугубо ориентировочная оценка должна учитывать весь энергетический спектр радионуклидов.
Так, М. Эйзенбад (1967) указывает, что для продуктов деления, средняя энергия гамма - квантов которых равна 0,7 Мэв (цезий - 137 + барий – 137m) площадной активности 1 Ки/км2 на высоте 0,9 м, будет соответствовать мощность экспозиционной дозы 10 мкР/ч.
Ориентировочно, при условии радиоактивного равновесия, можно считать, что:
1 мг/кг U = 12,6 Бк/кг;
1 мг/кг Th = 4,07 Бк/кг;
1 %К = 313 Бк/кг 40К.
23 Раскройте существо опред-я дозовой нагрузки на человека по эмали зубов. ЭПР-спектрометрия
Для ретроспективного восстановления дозовых нагрузок на человека большой практический интерес представляет метод электронного парамагнитного резонанса (ЭПР) по эмали зубов.
Метод ЭПР основан на изменении количества электронно-дырочных центров, образующихся в структуре минералов в результате радиационного воздействия.
Количество термически устойчивых радиационных электронно-дырочных центров зависит напрямую от величины дозы радиационного воздействия.
Дозиметрические характеристики минералов определяются их структурой и элементами-примесями. Наиболее известным минералом-дозиметром является кварц. Потенциальными дозиметрами могут быть апатит, циркон, полевой шпат, гипс, кальцит, флюорит и др.
Метод ЭПР давно использовался при поисках месторождений радиоактивных руд, для определения возраста минералов при известных концентрациях радиоактивных элементов и т.д.
Палеодозиметрические исследования по Е1 - центру в кварце в геологических целях проводились по методическому указанию, утвержденному НСОММН МинГео СССР.
Известны работы японских специалистов по исследованию материалов, содержащих кварц (кирпич и т.д.) для восстановления палеодоз в Хиросиме и Нагасаки (доктор Мариама, 1990 и др.). Проводились также исследования с использованием ЭПР-спектроскопии для оценки палеодоз по форфоровьм и стеклянным изоляторам.
Метод ЭПР-спектроскопии эмали зубов основан на изучении радиационно-индуцированных парамагнитных центров, фиксирующихся в эмали зубов (фосфатное вещество по составу и структуре соответствующее апатиту). Количество этих центров в данном веществе, также как и в кварце, прямо пропорционально поглощенной дозе. Для унификации результатов, получаемых этим методом, и придания им официального статуса, при принятии решений, в 1994 - 1995 гг. Смиренным Л.Н. и др. (1996) из Центра радиационной безопасности космических объектов был разработан ГОСТ Р22.3.04-96 «Безопасность в чрезвычайных ситуациях. Контроль населения дозиметрический. Метод определения поглощенных доз внешнего гамма-излучения по спектрам ЭПР». В работе над ГОСТом наряду с головной организацией (НИИЦ РБ КО) приняли участие еще 5 организаций (ИБФ, МРНЦ, ВНИИФТРИ, ВИМС, ТОО «Тринон»). Официальные отзывы и предложения поступили более чем от 20 организаций Академии наук. Академии медицинских наук, Высшей школы, Минздравмедпрома РФ, МЧС, Госсанэпиднадзора, Госатомнадзора и ряда других организаций. Окончательная редакция проекта ГОСТа была рассмотрена и одобрена на заседании Российской научной комиссии по радиационной защите (ноябрь 1995 г.) и специализированной рабочей группой Технического комитета по стандартизации «Гражданская оборона, предупреждение и ликвидация чрезвычайных ситуаций». Одновременно был разработан рабочий эталон поглощенной дозы в облученной зубной эмали РЭ ПД ОЗЭ (ТУ-4381-001-08627448-95). На сегодняшний день, данный ГОСТ утвержден и принят к исполнению.
По мнению специалистов, важнейшим вопросом ЭПР-дозиметрии является вопрос, связанный с определением достоверности и точности получаемых результатов. Наиболее серьезным гарантом при этом является проведение калибровочных дооблучений на аттестованных гамма-установках в условиях, позволяющих с достаточной точностью и достоверностью моделировать условия реального облучения и определять коэффициент радиационной чувствительности исследуемого зуба. При проведении такого рода калибровок предусматривается обязательное экранирование проб зубной эмали в процессе дооблучения тканеэквивалентным покрытием толщиной 1 г/см2, учитывая, тем самым, влияние биоткани лица при облучении зубов человека в реальных условиях и, в частности, обеспечивая соответствующие условия формирования равновесия вторичных электронов. В этом случае, наряду с приближением условий облучения к реальным, уменьшается энергетическая зависимость чувствительности зубной эмали к гамма-излучению («ход с жесткостью»), которая должна учитываться лишь при малых энергиях, менее 0,15 МэВ.
Другим способом определения достоверности результатов, получаемых с помощью ЭПР-дозиметрии, является проведение сравнительных «слепых» измерений доз в различных лабораториях. Для этих целей было выполнено несколько подобного рода сличений. Так в 1993 году сравнительные измерения в диапазонах доз 0,1 - 0,5 Гр проводились лабораториями ИБМ МЗМП, ИХФ РАН и ИФМ УрРАН. Полученные результаты показали, что метод ЭПР-дозиметрии позволяет определять дозы в указанном диапазоне с погрешностью ~ 10 %.
В 1994 - 1995 годах была проведена 1-ая Международная интеркалибровка. Она проводилась в рамках проекта ЕСР-10 Комиссии Европейского Сообщества. В интеркалибровке приняли участие 9 лабораторий из 6 стран (Беларусь, Германия, Россия, США, Украина и Эстония).
Образцы зубной эмали были приготовлены в одной из лабораторий по заданию МАГАТЭ и облучены, при этом величина дозы участникам не объявлялась. Измерения проводились по методикам, аналогичным представленным в ГОСТ Р22, как с дооблучением, так и ускоренным методом. Итогом явилось то, что независимо от применяемых ЭПР-методик в различных лабораториях различие полученных оценок доз оказалось в пределах ± 25%.
С целью установления сходимости результатов измерений, выполненных с использованием различных методических подходов и спектрометров, Смиренным А.Н. и др. (1996) были проведены сравнительные измерения с использованием двух методов:
- экспресс-метода с использованием усредненного коэффициента чувствительности и фоновой кривой, полученной по молочным зубам;
- метода последовательных дооблучений исследуемого образца.
Экспресс-измерения проводились с использованием спектрометра ECS-106 BRUKER ФРГ. Исследования по методу дооблучений были выполнены на спектрометре BRUKER-ER-420.
Дооблучения проводились на установке с радиоактивным изотопом Cs-137, аттестованной ВНИИФТРИ Госстандарта.
Для сличения были использованы два зуба одного и того же человека, подвергшегося аварийному облучению. Из представленных зубов были изготовлены четыре препарата зубной эмали, по два препарата из каждого зуба. Результаты полученные независимо двумя методами на двух различных спектрометрах, совпадают в пределах точности измерений.
Представляется интересным сравнение индивидуальных доз, восстановленных с помощью ЭПР-дозиметрии и измеренных штатными дозиметрами для одних и тех же лиц. Такие сравнения были проведены для рабочих Южного Уральского предприятия «Маяк» группой ученых ФРГ, Екатеринбурга и г. Озерска. В результате сопоставления получено хорошее согласие в области высоких доз (0,5 - 3,5 Гр), удовлетворительное в области средних доз (0,1 - 0,5 Гр) и плохое в области сравнительно малых доз. При этом более высокие значения доз, полученные с помощью ЭПР-метрии, свидетельствуют о вкладе в дозу неконтролируемых производственной физической дозиметрией источников излучений. Это подтверждается наличием значительных доз у населения города Озерска, где проживают и обследуемые рабочие.
Таким образом, сопоставления и проверки метода ЭПР-дозиметрии свидетельствуют о его надежности и возможности использования его при расследовании не контролируемых случаев облучения населения.
Японскими учеными (N. Nakamura a.e., 1996), как и в исследованиях группы Ильинских Н.Н., продемонстрирована хорошая корреляция интенсивности ЭПР-сигнала и частоты хромосомных аббераций в лимфоцитах крови доноров. Эффективность использования метода ЭПР-спектроскопии для ретроспективной оценки индивидуальных накопленных доз у населения Брянской области достаточно убедительно показана группой исследователей Медицинского радиологического научного центра (Скворцов и др., 1996). Ими установлена корреляция измеренных методом ЭПР-спектрометрии усреднённых значений индивидуальных накопленных доз с уровнем радиоактивного загрязнения территорий.
Отработка метода определения поглощенных доз внешнего гамма-излучения по спектрам ЭПР эмали зубов осуществлялась при выполнении программы радиационного мониторинга на территории Томской области, прилегающей к СХК.
Для проведения ЭПР-метрических измерений были приготовлены 78 препаратов эмали зубов, полученных из поселка Самусь. ЭПР-спектры измерялись для 58 препаратов. В 31 случае показания ЭПР-метрии не превышали фоновых значений. В 14 случаях показания были недостаточно достоверны в связи с малым количеством эмали, при этом в четырех случаях наблюдался заметный сигнал, связанный с парамагнитными центрами радиационного происхождения. У 12 доноров (то есть в 21 % случаев) были зафиксированы дозы, существенно превышавшие фоновые значения. Из них в двух случаях дозы достигали 118 и 188 сГр.
Таким образом, сегодня можно говорить о том, что появляются методы объективного определения дозовых нагрузок на человека, что позволит довольно оперативно получить ретроспективную оценку эффективных эквивалентных доз облучения человека, обусловленных различными радиационными факторами.
24 Криптон-85 - как радиационно-опасный фактор
Из радиоактивных изотопов VIII группы таблицы Менделеева наибольший интерес представляет изотоп 85Кr.
По данным Томаса Кохрана и др., (1992), Сибирский химический комбинат выбрасывает в атмосферу 3 изотопа этой группы:
85Кr 330 000 кКи/год,
131Хе 190 кКи/год,
133Хе 540 кКи/год.
Просачивающийся сквозь изоляционное покрытие твэлов, Кг-89 менее опасен, поскольку он распадается до радиоактивного стронция, составляет незначительную долю, к тому же его период полураспада 3 мин, и поэтому он имеет значение только в пределах зон, близких от реактора.
Время жизни изотопов Хе исчисляется несколькими сутками, и через 10-30 часов они полностью выводятся из организма. 85Кr имеет период полураспада 10,72 года и его воздействие на организм требует серьезного отношения и дальнейшего изучения.
В малых количествах 85Кr присутствует в окружающей среде вследствие спонтанного и вызванного нейтронами деления природного урана, а также вследствие облучения нейтронами космического излучения атомов атмосферного 85Кr.
Однако, количество 85Кr в атмосфере в последние годы существенно возросло и, по прогнозам, мощность дозы облучения кожи за счет этого фактора может возрасти к 2000 году более чем в 100 раз, составив примерно 0,03 Зв/год.
В настоящее время основным источником поступления 85Кr в окружающую среду являются предприятия по производству плутония. Кроме того, 85Кr может поступать в атмосферу от производимых в мирных целях атомных взрывов и работы атомных реакторов, в том числе, и реакторов морских двигателей, но их выбросы являются и будут оставаться незначительными по сравнению с выбросами заводов по производству плутония.
Распад 85Кr сопровождается испусканием β-частицы, либо β-частицы и γ-кванта по схеме:
Будучи инертным, он не вступает в химические соединения, а накапливается в атмосфере, не вовлекается в биологические процессы, а адсорбируется в тканях тела при вдыхании и растворяется в биологических жидкостях. Он характеризуется низкой растворимостью в крови, высокой растворимостью в липидах и быстрой диффузией в тканях. Есть сведения о высоком поглощении 85Кr корой надпочечников.
Органом, наиболее подверженным воздействию 85Кr, является кожа, но она и наиболее устойчива к радиоактивному облучению. Однако, параллельное воздействие ультрафиолетового излучения может усилить негативный эффект.
Оба воздействия носят как мутагенный, так и канцерогенный характер. Механизм мутагенеза этих двух факторов различен β-излучающий 85Кr производит разрыв в цепях ДНК, а УФО образует в них тиминовые димеры), канцерогенное же действие этих факторов, в принципе, не отличается.
В связи с продолжающимся развитием ядерной энергетики на земном шаре вопрос об очистке газовых отходов от радиоактивных газов должен рассматриваться в международном масштабе (на уровне МАГАТЭ и МКРЗ).
25 Удельная, объемная и площадная активности радионуклидов
Активность радионуклида прямо пропорциональна его количеству, поэтому количество радиоактивного вещества можно измерить, определив его активность в Бк/кг, Ки/л и т.д.
Существуют понятия: удельная активность, площадная активность, объемная концентрация
Удельная активность - это активность единицы массы вещества, т.е. Ки/г; Бк/кг; пКи/г и т.д.
Площадная активность - это радиоактивность вещества, приходящаяся на 1 ед. площади, т.е. Ки/м2; Ки/км2; Бк/м2 и т. д.
Для перехода от удельной активности в Бк/кг, Бк/г и т.д. к площадной в Бк/м2, в Ки/км2 и т.д. необходимо знать плотность вещества.
Расчёт может вестись по разным формулам. Так, В.М. Гавшин и др. (1994) предлагает следующий вариант:
Р = A*d*h*107, где
Р - площадной запас радионуклидов в Бк/км2;
А - активность почвы, Бк/кг;
d - объёмный вес пробы, г/см3;
h - глубина ячейки параллелепипеда отбираемой пробы, см.;
или по формуле Р = 0,27A*d*h мКи/км2.
Характеризуя радиоактивность какого-либо материала, необходимо конкретно указывать, о каком радионуклиде идет речь
Характеризуя радиоактивность какого-либо материала, необходимо конкретно указывать, о каком радионуклиде идет речь
При оценке соответствия строительных и некоторых других материалов радиационно - гигиеническим нормативам введено понятие суммарная эффективная удельная активность радионуклида (Ас):
Ac=АRa + 1,31 АTh + 0,085 АK,
где АRa, АTh, АK - удельная активность соответствующих радионуклидов.
Если в материале определялась концентрация урана, а не радия, то вместо АRa подставляется содержание равновесного урана, тогда расчётная формула будет иметь вид:
Аc = АU *3,4*10-7 + 1,31 АTh, + 0,085 АK
Для ориентировочной оценки необходимо знать переход от мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в мкР/ч к площадной загрязненности почв (Ки/км2).
Эта сугубо ориентировочная оценка должна учитывать весь энергетический спектр радионуклидов.
М. Эйзенбад (1967) указывает, что для продуктов деления, со средней энергией гамма - квантов 0,7 Мэв (цезий - 137 + барий – 137m) площадной активности 1 Ки/км2 на высоте 0,9 м, будет соответствовать мощность экспозиционной дозы 10 мкР/ч.
Ориентировочно, при условии радиоактивного равновесия, можно считать, что:
1мг/кг U = 12,6 Бк/кг;
1мг/кг Th = 4,07 Бк/кг;
1%К = 313 Бк/кг 40К.
Объемная концентрация радиоактивности - количество распадов в единицу времени, отнесенное к объему вещества, т.е. Kи/л, Ки/м3, Бк/л, Бк/м3 и т.п.
Первоначально объемная концентрация радона измерялась в эманах и махе - единицах:
1 эман = 10-10 Kи/л = 220 расп/мин*л;
1 махе = 3,64 эман = 3,64*10-10 Kи/л = 780 расп/мин*л
26 Внеш.и внутр. облучение организма. Какой вид радиоакт. излучения наиболее опасен для внутр. облучения?
Естественный радиационный фон формируется космическим излучением и естественными радионуклидами, находящимися в горных породах, почве, продуктах питания и организме человека.
Космическое излучение состоит из первичного потока высокоэнергетических частиц, зарождающихся в глубинах космоса и во время солнечных вспышек. Взаимодействуя с атмосферой, первичное излучение порождает вторичное и, кроме того, создает так называемые космогенные радионуклиды — тритий, 7Be, 14C и др. Мощность дозы космического излучения на открытой местности на уровне моря составляет примерно 40 нЗв/ч, что соответствует годовой эффективной дозе 350 мкЗв. С увеличением высоты мощность дозы возрастает на 0,6 нЗв/ч на каждые 100 м. Здания, в которых человек проводит часть времени, в определенной степени экранируют космическое излучение. Средний коэффициент снижения мощности дозы, учитывая стандартный режим поведения человека, принят равным 0,8. Основная часть населения России проживает на равнинных территориях, и средняя годовая эффективная доза внешнего облучения за счет космического излучения оценивается в 300 мкЗв.
Внешнему облучению человек подвергается также и за счет естественных радионуклидов земного происхождения, т.е. радионуклидов рядов урана и тория и 40К, находящихся в горных породах и почве. В породах вулканического происхождения концентрация активности обычно выше, чем в осадочных породах, однако активность некоторых осадочных пород, например, сланцев и фосфоритов, бывает достаточно высокой. В районах без выраженных геологических аномалий мощность дозы на открытой местности колеблется в диапазоне 40—60 нЗв/ч. В некоторых районах Земного шара (в Бразилии, Франции, Индии и др.) мощность дозы на 1—2 порядка выше средней величины. В пределах России нет выраженных природных аномалий естественного радиационного фона. Мощность дозы на открытой местности составляет в среднем 50 нЗв/ч, что обусловливает с учетом режима поведения человека среднюю годовую эффективную дозу в 350 мкЗв, причем 40% за счет радионуклидов ториевого ряда и примерно по 30% — ряда урана и 40К.
Внутреннее облучение человека естественными радионуклидами происходит в результате накопления их в организме при поступлении с воздухом, питьевой водой и пищевыми продуктами. Среди них космогенные радионуклиды — 7Be, 14C, 22Na и земного происхождения — 40К, 87Rb и рядов урана и тория. Наибольший вклад в дозу внутреннего облучения дает 40К, который практически равномерно распределен в организме. Средняя годовая эффективная доза облучения жителей России, обусловленная этим радионуклидом, составляет 200 мкЗв. Облучение за счет радионуклидов рядов урана и тория (в первую очередь 210Рв и 210Ро) составляет 160 мкЗв/год. Прочие радионуклиды в сумме обусловливают дозу до 20 мкЗв/год. Следовательно, суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения равна 380 мкЗв.
Таким образом структура среднегодовой эффективной дозы облучения излучения населения России естественными источниками ионизирующего излучения следующая:
Внешнее облучение
Внутреннее облучение
Всего: 1030 мкЗв/год.
27 Радиоактивный йод - как радиационно-опасный фактор
Йод-129 относится к числу наиболее радиологически значимых нуклидов в глобальном масштабе, благодаря своему периоду полураспада, который оценивается в 17 млн. лет. Однако I129 не оценивается как радиационно – опасный фактор, хотя суммарный его выброс в атмосферу значителен (1012 Бк).
Иод-131 также называемый радиойодом; является одним из основных продуктов деления ядер урана и плутония, представляющих опасность для здоровья человека, внесших значительный вклад во вредные последствия для здоровья людей после ядерных испытаний 1950-х, аварии в Чернобыле.
Выбросы радиойода могут происходить в районах с недостаточностью общего йода, что естественно усиливает фактор воздействия радиоактивного йода. Нельзя оставлять без внимания такой радиационно опасный фактор, как «горячие частицы» (высокоактивные микрочастицы, имеющие глобальное распределение), присутствие которых было установлено при аварии 6 апреля 1993 года. Изотопы йода, обладая высокой миграцией, быстро включаются в биологические цепи и становятся источниками внешнего и внутреннего облучения. Особенно большие дозы концентрируются в щитовидной железе детей, что обусловлено ее малыми размерами и могут в 2-10 раз превышать дозу облучения щитовидной железы у взрослого. Радиоактивный йод из организма беременной женщины поступает к плоду, в железе которого поглощаемая доза в 10 Кu раз больше, чем в железе матери. Специфика йода заключается в образовании химических соединений, которые взаимодействуют с твердыми атмосферными частицами, адсорбируясь на их поверхности.
Итак, радиоактивный йод концентрируется в щитовидной железе, вырабатывающей гормоны-регуляторы жизнедеятельности организма.
Обычно в организме содержится очень мало йода – около 25 мг. Йод нужен щитовидной железе для нормальной работы, а накопление в ней радиоактивного йода работу железы нарушает.
28 Понятие о суммарной эффективной удельной активности. В каких случаях она наиболее широко применяется? Санитарно-гигиенический норматив
При оценке соответствия строительных и некоторых других материалов радиационно - гигиеническим нормативам введено понятие суммарная эффективная удельная активность радионуклида (Ас):
Ac=АRa + 1,31 АTh + 0,085 АK,
где АRa, АTh, АK - удельная активность соответствующих радионуклидов.
содержание равновесного урана, тогда расчётная формула будет иметь вид:
Аc = АU *3,4*10-7 + 1,31 АTh, + 0,085 АK
Для ориентировочной оценки необходимо знать переход от мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в мкР/ч к площадной загрязненности почв (Ки/км2).
Эта сугубо ориентировочная оценка должна учитывать весь энергетический спектр радионуклидов
Если почва была загрязнена техногенными радиоизотопами, например, цезием, стронцием и кобальтом, то указывается их радиоактивность, допустим:
по цезию-137 -100 Бк/кг,
по стронцию-90 - 20 Бк/кг,
по кобальту-60 - 80 Бк/кг
И тогда общая радиоактивность почв составит (Ас +100+20+80) Бк/кг.
Для перехода от удельной активности в Бк/кг, Бк/г и т.д. к площадной в Бк/м2, в Ки/км2 и т.д. необходимо знать плотность вещества.
Расчёт может вестись по разным формулам. Так, В.М. Гавшин и др. (1994) предлагает следующий вариант:
Р = A*d*h*107, где
Р - площадной запас радионуклидов в Бк/км2;
А - активность почвы, Бк/кг;
d - объёмный вес пробы, г/см3;
h - глубина ячейки параллелепипеда отбираемой пробы, см,
или по формуле Р = 0,27Adh мКи/км2.
Так, 34 Бк/кг активности почвы по цезию-137 будет соответствовать площадной активности 0,1 Ки/км2 при плотности почвы 1100 кг/м3 и глубине отбора 0,1 м.
Часто для ориентировочной оценки необходимо знать переход от мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в мкР/ч к площадной загрязненности почв (Ки/км2). Эта сугубо ориентировочная оценка должна учитывать весь энергетический спектр радионуклидов.
Так, М. Эйзенбад (1967) указывает, что для продуктов деления, средняя энергия гамма - квантов которых равна 0,7 Мэв (цезий - 137 + барий – 137m) площадной активности 1 Ки/км2 на высоте 0,9 м, будет соответствовать мощность экспозиционной дозы 10 мкР/ч.
Ориентировочно, при условии радиоактивного равновесия, можно считать, что:
1 мг/кг U = 12,6 Бк/кг;
1 мг/кг Th = 4,07 Бк/кг;
1 %К = 313 Бк/кг 40К.
Организация контроля радиационного качества строительного сырья, материалов и жилых помещений имеет своей целью недопущение превышения установленных нормативных величин, а также разработку и внедрение мероприятий по снижению доз облучения населения.
Контролю подлежит:
- для вновь строящихся зданий - эффективная удельная активность природных радионуклидов в строительном сырье и материалах;
- для построенных зданий - мощность экспозиционной дозы внешнего гамма-излучения в жилых помещениях общественно-бытового назначения и среднегодовая концентрация радона и его дочерних продуктов распада (ДПР) в воздухе помещений.
При этом должны параллельно функционировать две формы контроля: ведомственный и государственный санитарный.
Государственный санитарный контроль проводит радиологический отдел (отделение) территориальной санэпидемстанции в порядке текущего и предупредительного санитарного надзора.
Определение удельной активности природных радионуклидов в строительных материалах производится гамма-спектрометрическими методами, согласованными со службами стандартизации.
Для общей их оценки вводится радиационно-гигиенический норматив на суммарную удельную активность радионуклидов.
Мощность дозы внешнего гамма-излучения измеряется дозиметрами, например, типа ДРГ-01 Т (детектор-газоразрядные счетчики).
Допускается для ориентировочной оценки мощности дозы использование радиометров (например, СРП-68-01 детектор-сцинтилляционный кристалл NaI). Ориентировочная оценка может быть получена уменьшением показаний такого прибора на коэффициент 0,6 - 0,8 (различающийся для каждого экземпляра прибора и устанавливаемый путем сопоставления с результатами измерений дозиметрами).
При обнаружении индикаторным прибором превышений мощности дозы в помещении над фоном открытой местности более чем на 33 мкР/ч, измерения следует повторить с использованием прибора типа ДРГ-01T.
Измерения мощности дозы в помещениях следует проводить на высоте 1 м и в центре комнаты, а на открытой местности - не менее, чем в 30 м от ближайшего здания на той же высоте.
Результаты измерений на объекте, сдаваемом в эксплуатацию (мощности экспозиционной дозы и концентраций радона), оформляются в виде акта радиационного обследования, один экземпляр которого прилагается к акту Государственной приемочной комиссии по вводу объекта в эксплуатацию, копия направляется в территориальную СЭС.
В актах и отчетах обязательно указывается тип использованных приборов, номер и срок действия свидетельства Госстандарта и примененная для измерений и расчета методика.
29 В чем сущность концепции «доза-эффект-риск»?
Существует иной подход к оценке степени опасности радиации, не отрицающий признания факта биологического воздействия ионизирующего излучения на организм, но утверждающий, что вероятность появления соматических и генетических заболеваний от воздействия радиации имеет «пороговый» характер. Риск получить заболевание от радиации зависит от дозы, и он пренебрежительно мал при малых дозах и возрастает по мере увеличения дозовой нагрузки. Этот принцип «доза-эффект-риск» получил весьма широкое признание у специалистов, и его сегодня придерживаются при нормировании дозовых нагрузок.
Теоретически, например, считается, что увеличение риска смерти от онкологического заболевания на 0,5 % возможно у лиц, получивших эффективную дозу 10 мЗв (1 сантиЗв), что соответствует ориентировочно мощности экспозиционной дозы гамма-излучения 110 мкР/ч в течение года.
Тем не менее, такой подход к нормированию дозовых нагрузок вызывает возражение у многих специалистов, особенно биологов и медиков, не занимающихся специальными вопросами воздействия излучения на биоту и не соизмеряющих такие понятия как: доза - эффект - риск.
30 Уран – как радиационный и химический фактор опасности
Уран – это радиоактивный химический элемент III группы периодической системы Менделеева, относится к семейству актиноидов.
Природный уран состоит из смеси трех изотопов: 238U - 99,2739% (T½ = 4,51·109 лет), 235U - 0,7024% (T½ = 7,13·108 лет) и 234U - 0,0057% (T½ = 2,48·105 лет). Последний изотоп является не первичным, а радиогенным, он входит в состав радиоактивного ряда 238U.
Уран в любом виде представляет опасность для здоровья человека. Причем химическая токсичность урана представляет большую опасность, чем его радиоактивность.
Уран - общеклеточный яд, поражает все органы и ткани; его действие обусловлено химической токсичностью и радиоактивностью. ПДК для растворимых соединений урана 0,015 мг/м3, для нерастворимых - 0.075 мг/м. Основные мероприятия по борьбе с загрязнением воздушной среды пылью при добыче и переработке уран:
- механизация процессов,
- герметизация оборудования,
- использование мокрых способов переработки сырья.
Все изотопы и составы урана являются ядовитыми, тератогенными (действуют на плод во время беременности) и радиоактивными. Уран, как известно, испускает альфа-, бета- и гамма-излучение. Альфа-излучение – наиболее опасный фактор, так как задерживается клетками ткани и приводит к изменениям на клеточном уровне. Энергетика у каждого радионуклида своя.
Основную опасность уран представляет для шахтёров урановых шахт, рудников по добыче полиметаллов, угольных шахт (особенно с бурым углем), а также работники урановых обогатительных фабрик. Прочее население может быть подвергнуто действию урана (или дочерних продуктов его распада, например, радона) при вдыхании пыли или поглощении воды и пищи. Содержание урана в воздухе обычно очень мало, но рабочие фабрик по производству фосфорных удобрений или жители регионов вблизи предприятий по производству или испытанию ядерного оружия, жители областей, в которых в ходе военных боёв использовалось оружие с обеднённым ураном, или жители вблизи электростанций или теплоцентралей на каменном угле, урановых шахт, обогатительных фабрик и заводов по обогащению урана и производству ТВЭЛов, могут подвергаться действию урана.
Почти весь уран, попавший в организм, быстро выводится из него, но 5% поглощаются телом.
При большом потреблении уран поражает почки, поскольку является токсичным металлом.
Уран - также репродуктивный яд. Радиологические эффекты являются локальными, из-за малого пробега α-частиц, образующихся при распаде 238U.
31 Отличие м/д понятиями «Рад» и «Бэр», «Грей» и «Зиверт».
В каких случаях они м.б. одинаковыми?
Кроме экспозиционной дозы, характеризующей степень ионизации воздуха, существует понятие - поглощенная доза (D) - это энергия излучения, поглощенная единицей массы вещества. В СИ она измеряется единицей Грей (Гр):
1 Гр = 1 Дж/кг. Ранее пользовались для оценки поглощенной дозы единицей рад.:
1 рад = 0,01 Гр
Поглощенная доза, отнесенная ко времени поглощения, носит название мощности поглощенной дозы и измеряется в Гр/ч, Гр/с, мГр/ч, рад/с, рад/год и т.д.
Так, ранее широко распространённый термин биологический эквивалент рентгена (бэр), является показателем того, что при дозе 1 бэр данного вида излучения возникает такой же биологический эффект, как и при поглощённой дозе в 1 рад образцового излучения.
Для приближённых расчётов можно считать, что для γ-излучения 1 бэр ~ 1 раду ~ 0,93 Р.
В настоящее время рекомендуется в качестве единицы измерения эквивалентной дозы использовать единицу Зиверт (Зв). 1 Зв = 0, 01 БЭР.
Соответственно мощность эквивалентной дозы будет измеряться в Зв/ч, мкЗв/ч и т.д.
Соотношение между применяемой единицей мощности дозы γ -излучения в мкР/ч и мкЗв/ч таково:
1 мкР/ч = 0,01 мкЗв/ч или 100 мкР/ч = 1 мкЗв/ч, для излучения с КК = 1.
Мощность поглощённой дозы 1Гр/ч соответствует мощности эквивалентной дозы 1 Зв/ч при КК = 1 (гамма или рентгеновское излучение), но 1 Гр/ч от альфа-излучения будет соответствовать 20 Зв/ч от гамма - излучения.
Рентген – исторически сложившаяся единица измерения для дозы радиоактивного излучения (рентгеновского и гамма), определяемого по ионизирующему действию этого излучения на воздух. Если излучение составляет один рентген, то это значит, что в одном кубическом сантиметре сухого воздуха при нормальных условиях образуется 2 миллиарда 83 миллиона пар ионов.
Бэр – это «биологический эквивалент рентгена», по крайней мере, так ее называли до 1963 года и очередной международной комиссии по упорядочению единиц измерения. Бэр почти равен одной сотой джоуля на килограмм.
Физически бэр и рентген совершенно разные единицы, у них даже размерность разная. Рентген оценивает способность излучения ионизировать воздух, а бэр – его способность переносить и передавать энергию. Для любителей парадоксов: доза в 10 000 бэр, многократно смертельная, переносит всего 24 калории тепла, то есть она может подогреть 24 грамма воды на градус.
Лучевые поражения оцениваются в бэрах, а не в рентгенах, потому что бэр автоматически учитывает «поправку на массу»: при одинаковом облучении более крупный человек получит меньшую эквивалентную дозу. На профессиональном сленге физиков рентгены и бэры смешиваются, тем более что количество рентген можно непосредственно измерить дозиметром, а бэры нужно считать.
С зивертами всё совсем круто. Прежде всего, есть такая единица – грей, она равна одному джоулю на килограмм или ста эргам на грамм (эрг на грамм называется радом).
Чтобы получить из грея зиверт, надо грей поделить на так называемый коэффициент качества – Q, который показывает, во сколько раз данное конкретное излучение воздействует на организм сильнее, нежели рентгеновское излучение при той же дозе. Таким же образом действуют, когда нужно получить из рада бэр.
Понятно, что зиверт и бэр связаны таким же соотношением, как грей и рад, то есть в 1 зиверте должно содержаться 100 бэр, хотя на самом деле содержится 102. Физик, которой всё это рассказывает на семинаре Переслегина, не знает, почему это так. Я, соответственно, тоже. Если кто объяснит, буду рад.
Миллизиверт, естественно, это одна тысячная зиверта или 0,102 бэра. Лучевая болезнь диагностируется, как правило, при дозах выше 250 миллизивертов или где-то около 25 бэр. Между 300 и 400 бэрами (3 и 4 зивертами, 3000 и 4000 миллизивертов) лежит так называемая полусмертельная доза: считается, что при отсутствии медицинской помощи при такой дозе умирает половина контрольной группы.
32 В чем выражается двойственный характер воздействия радиации на живые организмы?
Итак, уже в начале пути своего триумфального шествия явление радиоактивности по влиянию на биологические ткани рассматривалось в двух аспектах: как фактор негативного и позитивного воздействия на биологические образования.
Так, негативное воздействие от солей радия выражалось в образовании ожогов и язв на коже, накожного рака и т.д.
Эти же результаты использовались и как позитивный фактор воздействия радиоактивного излучения на биологические ткани. Излучение радия стали использовать для лечения кожных заболеваний рака, как препарат улучшающего и болеутоляющего действия при подагре и ревматизме.
Более того, была сделана попытка лечения от белокровия, т.к. внутривенное введение радиоактивных растворов приводило к уменьшению количества лейкоцитов.
Проводимые в этом направлении исследования чаще всего фиксировали какие-либо негативные изменения и, реже, позитивные.
Т.А. Надсон уже в 1920 году установил, что воздействие излучений радона и радия приводит к структурным изменениям в протопласте дрожжевых, грибных и растительных клеток. При этом отмечалось, что на высокие дозы облучения от радона прежде всего реагирует вакуоль, а в конечном итоге клетка погибает.
Опыты, проведенные в 30-е годы, показали влияние радиации на интенсивность развития азотобактера и повышение его азотфиксирующей способности.
Уже в это время было установлено, что разные виды живых организмов обладают различной чувствительностью к одним и тем же дозовым нагрузкам.
Было отмечено (Дробков, 1957), что различные виды излучения (α, β, γ) воздействуют на организмы по-разному. Так, например, образование азотусваивающих клубеньков у бобовых отмечается только тогда, когда присутствовали альфа-излучающие компоненты радиоактивного излучения.
Исследования А.А. Дробкова в начале 40-х годов по развитию клубеньковых бактерий вокруг источника радиоактивного излучения убедительно показали, что радиоактивное излучение одновременно может быть смертельно губительным и в то же время стимулирующим их рост. Все определяется дозовой нагрузкой излучения на бактерии.
А.М. Кузин (1991) считает, что повышенный радиационный фон оказывает благоприятное воздействие на биоту. Так, он и другие исследователи показывают, что радиоактивное излучение является мощным стимулятором роста растений и ряда других биологических процессов. Например, масса растений в присутствии радиоактивных излучений увеличивается в 2-3 раза.
Исследователями, придерживающимися этой точки зрения, приводятся примеры по увеличению продолжительности жизни животных и человека, а в некоторых случаях и снижение смертности населения от злокачественных опухолей в районах с повышенным природным радиационным фоном.
Перечень этих примеров можно было бы долго продолжать, достаточно вспомнить благотворное воздействие радоновых ванн курорта Белокуриха (Алтай) и т.д.
33 Основные источники радиационного загрязнения поверхностных вод
Загрязнение водоемов - это снижение их биосферных функций и экологического значения в результате поступления в них вредных веществ.
Основными источниками радиоактивного загрязнения поверхностных вод являются:
- загрязнения от испытаний ядерного оружия (в атмосфере до 1963 г.);
- загрязнения радиоактивными отходами, которые непосредственно сбрасываются в поверх.воды;
- крупномасштабные аварии (ЧАОС, аварии судов с атомными реакторами);
- захоронение радиоактивных отходов на дне водоемов и др.
Источниками радиоактивного загрязнения поверхностных вод естественными радионуклидами являются также отвалы горных пород на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях. Причем радиоэкологическую опасность представляют не только предприятия по добыче и переработке расщепляющихся материалов, но и предприятия добычи неурановых руд и органических энергоносителей.
Поверхностные воды загрязнены наиболее опасными радионуклидами цезия-137, стронция-90, церия-144, иттрия-91, ниобия-95, которые концентрируются мельчайшими планктонными микроорганизмами и рыбой, затем по цепи питания передаются другим животным. Установлено, что радиоактивность планктонных обитателей в тысячи раз выше, чем воды, в которой они живут. Сточные воды, имеющие повышенную радиоактивность (100 кюри на 1л и более), подлежат захоронению в подземные бессточные бассейны и специальные резервуары.
35 Охарактеризуйте основные биологич. методы определения дозовых нагрузок на организм члв
СМ ВОПРОС 2!!!
Наиболее ярким примером субъективного подхода к определению дозовых нагрузок служат материалы по аварии на ЧАЭС, когда дозовая нагрузка была строго регламентирована, и она не должна была превышать 25 бэр. При этом, речь прежде всего шла о радиационном факторе, обусловленном наличием гамма-излучающих компонентов, без учета «горячих частиц», ос-нуклидов и т.д. Именно тогда впервые профессором Воробьевым А.И. был поднят вопрос об уточнении полученных методами физического измерения дозы другими методами, и в частности с помощью методов биологической дозиметрии (хромосомный анализ), которая по его данным была на порядок (!) точнее физической (Протокол № 12 заседания Правительственной комиссии по оказанию медицинской помощи пострадавшим в результате радиационной аварии от 12.05.86 года. Газета «Вестник Чернобыля», сентябрь 1991 г.).
Методы биодозиметрии позволяют определять интегрированную эффективную эквивалентную дозу облучения за все время проживания человека, как от внешних, так и внутренних факторов радиационного воздействия.
Совещательная группа МАГАТЭ по биологической дозиметрии (Ленинград, 16 -20 ноября 1987 года) отмечает, что существует значительная группа биологических индикаторов радиационного воздействия (таблица 3.4).
Кроме того, в литературе описаны и другие биологические методы определения радиационной нагрузки.
Так, известен метод биологической дозиметрии по хромосомным аберрациям в культуре лимфоцитов человека. Методические рекомендации по использованию этого метода утверждены Минздравом СССР в 1979 году. Метод используется в различных странах, в том числе в Японии (J. Hayata, 1996). Имеет свои определенные ограничения.
С помощью линейно-квадратичной модели зависимости цитогенетического эффекта от дозы получены калибровочные кривые, рекомендуемые для проведения биологической дозиметрии (рис. 3.6). Полученные калибровочные кривые позволяют оценивать дозы радиации с приемлемой точностью (15 - 30 %).
Существует и широко используется метод микроядерного теста для индикации пострадиационных эффектов у человека. Методические рекомендации по его использованию утверждены Минздравом СССР в 1991 году.
Этот метод выполняется быстрее и проще по сравнению с предыдущим, хотя по своей чувствительности он уступает методу хромосомных аберраций. Связь между дозой облучения и количеством микроядер в лимфоцитах периферической крови прямая и определяется при анализе микроядер в одноядерных клетках.
В литературе обсуждаются также методы биодозиметрии на основе гликофоринового теста и hprt-мутаций. Но использование этих довольно сложных в техническом исполнении методов имеет ряд ограничений. Так по данным Севанькова А.В. и др. (1994) гликофориновый тест применим только для людей, имеющих MN группы крови, он неспецифичен для радиационного воздействия и, вероятно, дает оценку доз с большой неопределенностью.
Для реализации метода hprt-мутаций пока нет достаточных лабораторно-клинических исследований. Для ретроспективного восстановления дозовых нагрузок на человека большой практический интерес представляет метод электронного парамагнитного резонанса (ЭПР) по эмали зубов. (СМ ВОПРОС 23)
Таким образом, сегодня можно говорить о том, что появляются методы объективного определения дозовых нагрузок на человека, что позволит довольно оперативно получить ретроспективную оценку эффективных эквивалентных доз облучения человека, обусловленных различными радиационными факторами.
34 Какой аппаратурой измеряется МЭД, поглощенная и эквивалентная?
Определение мощности экспозиционной дозы (МЭД) гамма - излучения на объектах предприятий и на местности производится для оценки радиационной обстановки, контроля за ее изменением и прогноза дозы облучения работников.
Мощность экспозиционной дозы гамма - излучения измеряют приборами типа МКС, ДБГ-06Т, ДРГ-01Т, РКСБ-104, "Припять", "Эксперт" и др. (см. Приложение 2), имеющими непросроченные свидетельства о метрологической аттестации или государственной поверке. Измерение уровней гамма - излучения с целью выявления загрязненных участков, но не МЭД, можно проводить приборами СРП-68-01, СРП-88Н и им подобными на основе сцинтилляционных детекторов.
Измерения МЭД проводят на высоте 1 м и 3 - 10 см над поверхностью земли (пола) и на поверхности оборудования не менее 5 раз в каждой точке с вычислением среднего результата. Измерение МЭД гамма - излучения на территории объекта проводят по сетке с соответствующим шагом в зависимости от площади объекта и количества мест с повышенными уровнями излучения.
Шаг при замерах должен быть равномерным, не менее 1 м и не более 200 м. В любом случае количество измерений должно быть таким, чтобы охватить не менее 3-х точек по каждой стороне объекта и его диагоналям. Кроме того, измерение проводят в характерных местах пребывания людей (на мостиках при ремонте скважин, в местах складирования НКТ, насосов и другого оборудования; на объектах приема пищи, у входов в помещения, у органов управления и т.п.), а также в местах наиболее вероятных ухудшений радиационной обстановки: при вскрытии и ремонте нефтегазовых скважин, вскрытии внутренних полостей отработавших промысловых труб и оборудования, в районах расположения вентилей задвижек, изгибов промысловых труб, на поверхностях булитов, насосов, сепарационных емкостей и хранилищ нефтеводяной эмульсии и пластовой воды и т.д. Особого внимания заслуживают дно и склоны полей испарения (фильтрации) остаточной пластовой воды и места случайных или аварийных проливов.
36 Возможные источники повышенной радиационной опасности в районах нефте- и газодобычи
Радиационное излучение появляется при добыче и сжигании угля, нефти и газа, при бесконтрольном использовании артезианской воды. Причем именно объекты нефте- и газодобычи являются основными поставщиками радиоактивных элементов на поверхность.
Энергоносители, такие как нефть, газ, газовый конденсат и сопутствующие им пластовые воды, размещаясь в земных недрах, содержат в своем составе многие химические элементы, включая естественные радионуклиды.
Наибольшую опасность для человека представляют естественные радиоактивные вещества из семейств радиевого и ториевого радионуклидов (уран-238, торий-232, а также радионуклид калий-40). Вынос радиоактивных веществ на дневную поверхность происходит в процессе добычи нефти и газа. На земной поверхности и оборудовании промыслов возникают определенные уровни радиоактивного загрязнения, зависящие от количества и состава радионуклидов.
Наибольшее радиоактивное загрязнение возникает на нефтепромыслах, где имеются зоны проведения подземных ядерных взрывов. Добываемые в зонах подземных ядерных взрывов нефть и газ, захватив радионуклиды, могут затем транспортироваться на огромные расстояния по магистральным трубопроводам или в цистернах на перерабатывающие производства с последующей доставкой продуктов переработки потребителям.
37 Дать понятие «Кюри» и «Беккерель». Показать соотношение между ними
Вещества, способные создавать ионизирующие излучения, различаются активностью (А), т.е. числом радиоактивных превращений в единицу времени. В системе СИ за единицу активности принято одно ядерное превращение в секунду (распад/с). Эта единица получила название беккерель (Бк). Внесистемной единицей измерения активности является кюри (Ки), равная активности нуклида, в котором происходит 3,7 · 1010 актов распада в одну секунду, т.е. 1 Ки = 3,7·1010Бк. Единице активности кюри соответствует активность 1 г радия (Rа).
38 В чем заключается сущность пороговой концепции возд-я радиации на организм человека?
Связано с вопросом о малых дозах радиации. Суть в том, что радиация оказывает вредное воздействие на организм человека, начиная лишь с некоторой минимальной, или «пороговой», дозы облучения. Основное содержание заключается в том, что в клетке существуют целые системы, которые отвечают за восстановление повреждений генетического аппарата. При малых дозах радиации (когда наблюдаются относительно небольшие повреждения генетического аппарата) системы репарации (восстановления) успевают полностью ликвидировать повреждения генов. Только при увеличении дозы (мощности облучения) выше определенного уровня, системы восстановления генетического аппарата просто не успевают (не справляются) восстанавливать поврежденную ДНК. Последствия облучения (эффекты) регистрируются по увеличению генетических повреждений.
Экспериментальная проверка безпороговой, или пороговой концепции действия радиации на организм является заданием крайне сложным и на сегодня этот вопрос не решен
39 Радиационно-опасные факторы в районах проведения подземных ядерных взрывов
Большой объем строительства, освоение крупнейших месторождений полезных ископаемых, уникальный опыт в технике проведения крупномасштабных взрывов химических веществ создали широкие предпосылки для успешного применения подземных ядерных взрывов в промышленных целях в нашей стране.
Переход к подземным взрывам как в военных, так и в мирных целях, кардинально изменил экологические требования к местам (территориям, участкам, площадкам) их проведения и выдвинул новые экологические требования к редакциям экспериментов.
К проведению ПЯВМЦ стали предъявляться весьма строгие экологические требования:
- разрушения в слоях горного массива не должны приводить к попаданию радиоактивных продуктов в подземные воды и на поверхность земли;
- проведение взрыва осуществлялось в удалении от населенных пунктов, промышленных и гражданских сооружений, чтобы исключить или значительно уменьшить сейсмическое влияние на них;
- различного рода инженерно-конструкторские решения должны обеспечивать максимально возможную герметизацию скважин и локализацию продуктов взрыва в горном массиве.
В результате всех проведенных ядерных взрывов в биосферу попадает огромное количество радиоактивных веществ, вследствие чего радиоактивный фон вырастает в среднем на 3%.
Подземные ядерные взрывы в ряде случаев могут служить причиной крупных сейсмических нарушений. Если они проводятся в пределах геологических структур, находящихся в состоянии неустойчивого равновесия, то могут привести к землетрясениям. Так, по мнению ряда американских сейсмологов, сильное землетрясение в районе Лос-Анджелеса в Калифорнии (1971 г.) явилось следствием ядерных испытаний.
Испытательные ядерные взрывы могут воздействовать на очень крупные геосистемы. Например, в Прикаспии за последние 30 лет было проведено 47 подземных ядерных взрывов в хозяйственных и военных целях. В результате произошла разгерметизация зон аномально высоких пластовых давлений и начал подниматься уровень подземных вод в верхних горизонтах. Постепенное прохождение через Каспийскую котловину волны тектонических деформаций, вызванной этими взрывами, привело к разгрузке в Каспий подземных вод в объеме от 40 до 60 км3 в год. Подобная разгрузка начала происходить с 1978 г. По мнению некоторых ученых, это стало одной из причин (среди ряда других природных факторов) подъема уровня Каспия.
При ядерных взрывах возникает опасность нарушения озонового экрана Земли. Взрыв ядерной бомбы может сопровождаться разрушением верхних слоев озона. Это приведет к усилению интенсивности ультрафиолетового излучения, что может губительно сказаться на живых организмах.
Основные последствия этого:
40 Для каких целей применяется понятие гамма-постоянная радиоизотопа?
Переход от ед-ц активности вещ-ва, выраженного, например, в мкКи к мощности экспозиционной дозы γ-излучения данного радионуклида в Р/ч, осуществляется при помощи гамма-постоянных (справочная величина), характерных для каждого радиоизотопа
Гамма - постоянная любого радионуклида равна мощности экспозиционной дозы гамма-излучения нуклида в рентгенах за час, которая создаётся точечным изотропным гамма-источником активностью 1 мКюри на расстоянии 1 см.
Единица измерения гамма - постоянной Р*см2/ч*мКюри
Например, от источника Ra-226 активностью 1 мКи на расстоянии 1 см создаётся мощность экспозиционной дозы γ-излучения в 9,36 Р/ч. От аналогичного источника цезия-137 - 3,1 Р/ч, лантана-140 -11,14 Р/ч и т.д.
Путем сравнения гамма-постоянных можно выразить активность любого радиоактивного изотопа в миллиграмм-эквивалентах радия. Так, например 1 мКи соответствует 1,6 мг-экв радия.
41 В чем заключается разница в воздействиях высоких и малых доз радиации?
Радиация по самой своей природе вредна для жизни. Малые дозы облучения могут «запустить» не до конца еще установленную цепь событий, приводящую к раку или к генетическим повреждениям. При больших дозах радиация может разрушать клетки, повреждать ткани органов и явиться причиной скорой гибели организма.
Повреждения, вызываемые большими дозами облучения, обыкновенно проявляются в течение нескольких часов или дней. Раковые заболевания, однако, проявляются спустя много лет после облучения – как правило, не ранее чем через одно-два десятилетия. А врожденные пороки развития и другие наследственные болезни, вызываемые повреждением генетического аппарата, по определению проявляются лишь в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки индивидуума, подвергшегося облучению.
В то время как идентификация быстро проявляющихся («острых») последствий от действия больших доз облучения не составляет труда, обнаружить отдаленные последствия от малых доз облучения почти всегда оказывается очень трудно. Частично это объясняется тем, что для их проявления должно пройти очень много времени. Но даже и обнаружив какие-то эффекты, требуется еще доказать, что они объясняются действием радиации, поскольку и рак, и повреждения генетического аппарата могут быть вызваны не только радиацией, но и множеством других причин.
Чтобы вызвать острое поражение организма, дозы облучения должны превышать определенный уровень, но нет никаких оснований считать, что это правило действует в случае таких последствий, как рак или повреждение генетического аппарата. По крайней мере теоретически для этого достаточно самой малой дозы. Однако в то же самое время никакая доза облучения не приводит к этим последствиям во всех случаях. Даже при относительно больших дозах облучения далеко не все люди обречены на эти болезни: действующие в организме человека репарационные механизмы обычно ликвидируют все повреждения. Точно так же любой человек, подвергшийся действию радиации, совсем не обязательно должен заболеть раком или стать носителем наследственных болезней; однако вероятность, или риск , наступления таких последствий у него больше, чем у человека, который не был облучен. И риск этот тем больше, чем больше доза облучения.
Ученые всего мира пытаются установить со всей возможной достоверностью, какому дополнительному риску подвергаются люди при различных дозах облучения. Вероятно, в области изучения действия радиации на человека и окружающую среду было проведено больше исследований, чем при изучении любого другого источника повышенной опасности. Однако, чем отдаленнее эффект и меньше доза, тем меньше полезных сведений, которыми мы располагаем на сегодняшний день.
42 Основные радиационно-опасные факторы в зонах проведения испытаний ядерного оружия
Ядерное оружие является военно-техническим гарантом обеспечения национальной безопасности, ключевым фактором, определяющим особый военно-политический статус государства.
Проведение ядерных испытаний для отдельных образцов ядерных зарядов (ЯЗ) связано:
Проведение отдельных ядерных взрывов, в том числе мирных, связано с частичным выходом радиоактивных веществ в окружающую среду
Проникающая радиация
Проникающая радиация (ионизирующее излучение) представляет собой гамма-излучение и поток нейтронов, испускаемых из зоны ядерного взрыва в течение единиц или десятков секунд.
Радиус поражения проникающей радиации при взрывах в атмосфере меньше, чем радиусы поражения от светового излучения и ударной волны, поскольку она сильно поглощается атмосферой. Проникающая радиация поражает людей только на расстоянии 2-3 км от места взрыва, даже для больших по мощности зарядов, однако ядерный заряд может быть специально сконструирован таким образом, чтобы увеличить долю проникающей радиации для нанесения максимального ущерба живой силе (так называемоенейтронное оружие). На больших высотах, в стратосфере и космосе проникающая радиация и электромагнитный импульс — основные поражающие факторы.
Проникающая радиация может вызывать обратимые и необратимые изменения в материалах, электронных, оптических и других приборах за счет нарушения кристаллической решетки вещества и других физико-химических процессов под воздействием ионизирующих излучений.
Защитой от проникающей радиации служат различные материалы, ослабляющие гамма-излучение и поток нейтронов. Разные материалы по-разному реагируют на эти излучения и по-разному защищают.
Радиоактивное заражение
Радиоактивное заражение — результат выпадения из поднятого в воздух облака значительного количества радиоактивных веществ. Три основных источника радиоактивных веществ в зоне взрыва — продукты деления ядерного горючего, не вступившая в реакцию часть ядерного заряда и радиоактивные изотопы, образовавшиеся в грунте и других материалах под воздействием нейтронов (наведенная радиоактивность).
Оседая на поверхность земли по направлению движения облака, продукты взрыва создают радиоактивный участок, называемый радиоактивным следом. Плотность заражения в районе взрыва и по следу движения радиоактивного облака убывает по мере удаления от центра взрыва. Форма следа может быть самой разнообразной, в зависимости от окружающих условий.
Радиоактивные продукты взрыва испускают три вида излучения: альфа, бета и гамма. Время их воздействия на окружающую среду весьма продолжительно.
В связи с естественным процессом распада радиоактивность уменьшается, особенно резко это происходит в первые часы после взрыва.
Поражение людей и животных воздействием радиационного заражения может вызываться внешним и внутренним облучением. Тяжелые случаи могут сопровождаться лучевой болезнью и летальным исходом.
Установка на боевую часть ядерного заряда оболочки из кобальта вызывает заражение территории опасным изотопом 60Co (гипотетическая грязная бомба).
Следует заметить, что со временем в процессе смены поколений в популяциях будет сказываться генетический груз и происходить снижение устойчивости.
В случае широкомасштабного применения ядерного оружия, в первую очередь, следует ожидать огромных непосредственных потерь в зонах сплошного ядерного поражения. Затем на этот ущерб накладываются различного рода длительные негативные воздействия, в том числе обусловленные радиационными факторами. При этом будут происходить существенные дальнейшие изменения среды обитания, поражение отдельных индивидов, их совокупностей и целых популяций, подвергшихся радиационному воздействию источников, аккумулировавших радиоактивные продукты, наблюдаться серьезные негативные генетические последствия.
Что касается таких тяжелых долгосрочных последствий, как изменение здоровья людей, то при оценке этих последствий учитывается прямое патогенное воздействие радиоактивных излучений на организм человека, а также негативные изменения среды обитания.
Вполне понятно, что в зонах с высокими уровнями радиоактивных излучений у людей неизбежно возникнет тяжелая форма лучевой болезни. Даже у людей с относительно легкой формой лучевой болезни будут наблюдаться симптомы преждевременного старения, нарушения иммунной системы, органов кроветворения и др. В результате облучения страдают все функции иммунной системы, развивается, так называемое, иммунодефицитное состояние.
Значительная часть людей может получить раковые заболевания. Проведенная учеными оценка онкологических последствий широкомасштабного ядерного конфликта показала, что на 1 млн населения можно ожидать 150—180 тыс. больных злокачественными новообразованиями, из которых около 10 тыс. — вследствие радиоактивного облучения.
Одним из весьма важных видов последствий ядерной войны, имеющих долгосрочный характер, является губительное действие радиоактивного облучения на потомство. Генетические последствия не ограничиваются одним поколением. Они распространяются на несколько поколений и могут проявляться в повышенной частоте неблагоприятных исходов беременности, рождения детей с врожденными пороками развития или наследственными болезнями.
ДОПОЛНЕНИЕ ПО Л.П.:
Глобальные осадки ядерного оружия оказывают существенное воздействие на человеческое здоровье. Это воздействие вызвало резкую детскую смертность (предмет, который рассмотрен в следующей главе), и на продолжительные заболевания болезнями рака, лейкемии и других болезней генетического происхождения с задержкой между облучением и клиническим выражением болезни. В достижении этого заключения, комитет был впечатлен нехваткой причин относительно происхождения глобальной эпидемии рака, которая началась в период 1975 – 85 гг. В медицинском сообществе рак теперь широко освещен, как генетическая болезнь, выраженная на клеточном уровне. И раннее и недавнее исследования поддержали идею, что происхождение болезни - чрезвычайно экологическое предрасположение мутагену. Если нормы рака начали резко увеличиваться в период 1975 – 1985 гг., и так как исследование показало, что болезнь, как известно, растягивается на 15-20 лет, ясно, что происхождение эпидемии должно являться преамбулой некоторого производящего рак мутагена в окружающую среду в период 1955 – 1965 гг. Идентификация мутагена с ионизацией радиации от осадков ядерного оружия убедительна. Кроме того, изменение в нормах сферы действия рака по областям высокого и низкого ливня и смещения указывает на радиацию как главную причину эпидемии рака.
В дополнение к увеличениям всех раковых образований периода пиковых выпадений осадков, также были выявлены некоторые специфические виды раковых образований. Существенные и необъяснимые увеличения произошли в развитии раковых опухолей молочной железы у женщин и мужском раке простаты. Обе этих болезни вызваны радиацией. Комитет отметил причины, которые связывают развитие рака молочной железы со Стронцием-90, по исследованиям Sternglass и др., и исследованиями группы людей, умерших от рака молочной железы, по данным Busby et. al., оба из которых представляют веское доказательство о происхождении развития болезни. Рак простаты также показывает самую высокую сферу действия в Уэльсе после проявления осадков примерно до 15 лет. Дополнительный риск заболевания раком простаты, из исследования (Roman и др.) у рабочих ядерной промышленности, которые исследовались на внутренние изменения, предполагает 1000-кратную ошибку в модели риска, используемой ICRP.
43 Назовите основные коротко-, средне-, долгоживущие радионуклиды техногенной природы
Короткоживущие: 85Kr, 131I, 134Cs
Среднеживущие: 3H, 14C, 90Sr, 137Cs
Долгоживущие: 129I, 239Pu, 240Pu
44 Как вы охарактеризуете понятие «малая доза» радиации?
Малыми дозами принято считать дозы менее 50-100 мЗв однократно или 5-10 мЗв в год.
Какие дозы облучения считать малыми?
Среди ученых в этом вопросе единодушия нет. Большинство считают, что диапазон малых доз выше естественного фона и превышает его в 10 раз. Естественный фон в зависимости от региона нашей планеты составляет от 10 до 20 мкР/ч, следовательно уровень излучения 100 мкР/ч уже крайне опасен.
ДОПОЛНЕНИЕ ИЗ КНИГИ Л,П,:
Анализ влияния малых доз радиации мы начнем с наблюдений над живыми организмами, проживающими в особых условиях.
Особенно интересными, на наш взгляд, являются исследования В.И. Маслова, И.Н. Верховской, П.П. Вавилова и других на естественных полигонах с разной мощностью экспозиционной дозы гамма-излучения от урана, радия и тория.
Эти исследования показали, что повышение уровня радиации и увеличение концентрации радиоактивных веществ в компонентах среды, с которыми животные имеют тесный контакт, приводит к деструктивным изменениям половых желез, семенников и т.д., что сказывается на сокращении численности популяции вида.
Эксперименты, проведенные П.П. Вавиловым и др. (1963) на этих же полигонах с бобами (Vicia faba), сорт «Русские черные», показали, что дозы хронического внешнего ионизирующего излучения в 3,5 Р за весь опыт (0,002 Р/ч) являются причиной заметного угнетения роста этих растений (Вавилов и др., 1963). Это противоречит данным, приводимым А.М. Кузиным и, по мнению авторов, даёт основание для пересмотра существующих пороговых доз для высших растений.
Цитогистологичекие исследования различных биологических материалов, отобранных с данных полигонов, показали, что хроническое воздействие на организм малых доз радиации не только повторяет общеизвестную картину, наблюдаемую в условиях лабораторного опыта при разовом воздействии высоких доз радиации, но и значительно видоизменяет эту картину (Маслов, 1972). Отмечается снижение активности ферментов и изменение энергетического обмена у животных.
Д.Дж. Нельсон и Б.Г. Блейлон (1968) исследовали хромосомы слюнной железы Chizonomus tentans Fabr. из р. Клинч вблизи Окриджской национальной лаборатории, куда в 1943 году были сброшены низкоактивные радиоактивные отходы. Доза облучения на контрольном участке за год составляла 230,4 мРад (0,23 мГр), а на участке исследования колебалась от 4,37 до 230 Рад, т.е. примерно в 19000 раз выше фоновой.
Исследования показали относительно высокую частоту хромосомных аберраций (гетерозиготная инверсия), возможно это и обусловило, по их мнению, появление у этих видов аномально раздвоенных преданальных жабр.
И.Н. Шевченко и А.И. Даниленко (1989), рассматривая действие малых доз радиации, отмечают работу П.0. Макарова, который показал угнетение проводимости изолированного нерва лягушки при действии γ-излучения от источника активностью 80 -120 мкКи. Повторение этих опытов в лаборатории авторов, где воздействовали β- и γ-излучением с активностью в 6 раз меньше, показали, что угнетение проводимости наблюдается и при меньших дозах, при этом исследователи отмечают значительную роль β-излучения (Шевченко и др., 1989).
Анализируя свои и литературные опытные данные по возможному механизму воздействия малых доз радиации, обуславливаемых прежде всего β-излучателями, находящимися в клетках (14С, 3H, 40К), И.Н. Шевченко и др. (1989) отмечают, что радионуклиды являются источником энергии, необходимой для белковых взаимодействий. Выход за пределы «норм биологической дозировки» приводит к повышению или снижению образования свободных радикалов, вызывает дефектность ферментных систем и, в конечном итоге, функциональную и морфологическую патологию.
Действие малых доз на человека можно оценить по результатам наблюдений над врачами-рентгенологами. В американском медицинском журнале «Journal of American Medical Association» опубликованы материалы о смерти врачей с 1929 по 1948 гг. Их анализ показал, что риск смертности от лейкемии (рак крови) у радиологов примерно в 9 раз выше, чем среди других врачей («Вредное действие...», 1959).
Близкие к этим цифрам данные приводят А.П. Егоров и В.В. Бочкарев (1950). При этом они отмечают, что развитие тяжелых поражений крови у врачей-рентгенологов носит характер внезапности после длительного периода «практического здоровья». При постоянном действии малых доз это длится годами. Первыми признаками часто является недомогание, чувство слабости, утомляемости. Банальные показатели крови при этом часто находятся в норме (Егоров и др., 1950). С момента бурного развития поражения кроветворения в периферической крови обнаруживаются большие изменения. Острый период имеет продолжительность несколько недель.
Э.Дж. Стернгласс (1982), анализируя ситуацию с внутриутробным рентгеновским облучением младенцев, отмечает, что полные дозы, воздействующие на младенцев, сравнимые с дозами от фоновой радиации за 1 год, могут оказывать опасное воздействие на здоровье. В среднем риск заболевания детей раком и лейкемией возрастает до 572 случаев на 1 миллион детей.
Исследования, проведенные в районах с высокой фоновой радиоактивностью (Бразилия), показали, что у населения и рабочих, занятых добычей и переработкой монацита, отмечаются значительные аномалии хромосом по сравнению с контрольными группами населения (Стернгласс, 1982). Появляются данные и о заметном распространении врожденных пороков развития (ВПР) в районах развития монацитовых песков в Индии.
Так, Э.Дж. Стернгласс (1982) подробно рассматривает случаи развития врожденных аномалий у детей в провинции Альберта Канада. Этот показатель возрос с 7,76 на 1000 родившихся в 1959 году до 13,8 в 1962 году. При этом, наблюдалась разница между северными и южными районами провинции (18,6 и 14 случаев на 1000 новорожденных соответственно, при их отношении 1,32), что соответствует количеству осадков в этих районах (448 и 313 мм, при отношении 1,42). Анализ всей ситуации с учетом многих факторов позволил автору сделать вывод о том, что это связано с выпадением радиоактивных осадков, а не приемом лекарств.
Этот же автор отмечает, что радиация низкого уровня, обусловленная выпадением радиоактивных осадков, оказывает и соматические повреждения. Это подтверждается результатами исследования за уровнем смертности из-за инфекционных заболеваний.
После подписания Договора о запрещении испытаний ядерного оружия в атмосфере уровень смертности вновь стал уменьшаться, и в 1974 году она была одна на тысячу.
Р. Грейб со ссылкой на М. Segy e.a. (1972) приводит график смертности японских детей от рака в возрасте от 5 до 9 лет. Из графика видно, что произошло 600-процентное увеличение смертности.
На рост младенческой смертности в районе реактора Шиппингпорт (США) обратил внимание в 1973 году профессор Э.Д. Стернгласс. При этом, наблюдалась взаимосвязь между мощностью реактора и содержанием 90Sr в молоке в радиусе 10 миль от реактора, а также снижение смертности от рака по мере удаления от реактора.
Физик Дж. Дрейк в 1973 году опубликовал работу по оценке ущерба для здоровья жителей графства Чарльвуа штата Мичиган, где расположен ядерный реактор Бит Рок Пойнт. За 10 - летний период деятельности станции им отмечено следующее (Грейб, 1994):
1. Рост младенческой смертности - на 49 %;
2. Рост числа преждевременных родов - на 18 %;
3. Рост смертности от лейкемии - на 400 %;
4. Рост смертности от рака - на 15 %;
5. Рост числа уродств - на 230 %.
Р. Грейб (1994) приводит ссылки на исследования американских специалистов, отметивших снижение умственных способностей (SAT), проводимые по стандартным тестам с 18-летними американцами. Особенно это наглядно видно в штатах, подверженных воздействию от испытания ядерного оружия в Неваде (штат Юта). В данном штате концентрация 131I в молоке в период испытания в течение 1 месяца давала дозу на щитовидную железу 14 рад («Радиоактивность и пища», 1972).
Неожиданные и весьма тревожные данные по воздействию глобальных выпадений от аварии на Чернобыльской АЭС приводит Ральф Грейб (1994) со ссылкой на американских исследователей (Gould, 1987; Gould and Stemglass, 1988; Stemglass, 1987; Gould and Goldman, 1991), отмечавших повышение общей и младенческой смертности в США в 1986 году.
Этот факт, зарегистрированный на человеческой популяции, находит отражение на популяции птиц. Американский орнитолог Дэвид Де Санти (1988,1990) отметил в 1986 году резкое изменение соотношения молодых и старых птиц.
Аналогичная картина была отмечена в штатах Калифорния, Вашингтон, Орегон, где 6 мая 1986 года выпали дожди.
Какова же была реакция официальных органов, занимающихся радиационной защитой, на эти и другие данные? Об этом весьма красноречиво сказано в «Рекомендациях Европейского Комитета по оценке радиационного риска (ECRP)», созданного Европарламентом в 1997 году. Проведя свои исследования и проанализировав все имеющиеся данные, ECRP отмечает, что суждения Sternglass и др. о том, что осадки вызвали увеличения детской смертности, были высмеяны и отвержены. Эта ситуация опровержения, как полагает ECRP, происходила, вероятно, из-за тайны и контроля, связанного, с относящейся к холодной войне политикой. Институциализировано это было в 1959 в соглашении между Мировой Организацией Здоровья (WHO) и международным Агентством по атомной энергии (IAEA - МАГАТЭ). Комитет отмечает, что это соглашение [Res WHA 12-40, 28.5.59] находится все еще в силе, и полагает, что точные данные последствий катастрофы в Чернобыле, в результате этого, возможно, были подавлены.
45 Основные радиационно-опасные ф-ры, возник-щие в жилых домах при наруш-ии норм радиац. контроля за строительными материалами
- гамма-излучение материалов постройки или засыпки возле здания
Контролю подлежат:
- эффективная удельная активность природных радионуклидов в строительном сырье и материалах - для вновь строящихся зданий;
- мощность экспозиционной дозы внешнего гамма-излучения в жилых помещениях общественно-бытового назначения и среднегодовая концентрация радона и его дочерних продуктов распада (ДПР) в воздухе помещений - для построенных зданий.
Природные (естественные) радионуклиды присутствуют во всех объектах окружающей среды и организме человека. Ионизирующее излучение от них создает радиационный фон, воздействию которого человек и биота подвергались и подвергается в течение всего периода существования.
С точки зрения облучения человека наиболее существенное значение имеют радионуклиды уранового и ториевого семейств (материнские радионуклиды – уран-238, торий-232) и калий-40.
Гамма-излучение радионуклидов, содержащихся в строительных материалах, создает относительно равномерное облучение организма человека.
Мощность дозы гамма-излучения в помещении однозначно связана со средневзвешенной удельной активностью радионуклидов в используемых стройматериалах.
Нормирование радиоактивности стройматериалов позволяет ограничить мощность дозы в строящихся зданиях.
В большинстве стран нормативы на гамма-фон в зданиях отсутствуют.
Считается, что сложившаяся практика строительства обеспечивает достаточно низкие уровни гамма-фона.
Исключение составляют только США, Канада и Швеция.
46 Назовите основ.осколочные и активационные эл-ты, образующиеся во время ядерного взрыва
- осколочные (продукт деления ядер урана-235 под воздействием тепловых нейтронов по схеме):
90Sr, 134Cs, 137Cs, 140La, 131I, 129I, 99Tc, 106Ru, 141Ce
- продукты активации – за счет взаимодействия нейтронов, гамма - квантов и т.д. с веществом:
56Fe, 22Na, 60Co, 65Zn, 32P
Радионуклиды – продукты активации образуются на АЭС преимущественно в теплоносителе в результате нейтронных реакций на ядрах самого теплоносителя и на ядрах продуктов коррозии материалов технологического оборудования. Основными являются радионуклиды 51Cr, 54Mn, 58,60Co и 65Zn. Их ядерные и химические свойства, а также особенности миграции рассмотрены в §3. В районе АЭС они обнаруживаются в атмосфере на уровне (2 ÷ 50)·10-9 Бк/л (51Cr, 54Mn, 60Co) и водных экосистемах: в воде на уровне (1 – 30) Бк/л (58,60Co). В водных экосистемах накапливаются преимущественно в донных отложениях (~ 98,6%), значительно меньше их в гидробионтах (~ 1,1%) и еще меньше – в воде (0,25 ÷ 0,30%).
Коэффициент распределения продуктов активации между донными отложениями и водой может быть еще выше. Так, имеются данные, что 60Co в речной экосистеме накапливается в донных отложениях относительно воды с коэффициентом 24000.
47 Понятие о высоких, средних и малых дозах радиации
Дробков (1957):
1) малая (безвредная) доза – доза, которая находится в пределах естественного радиационного фона;
2) повышенная доза - доза, превышающая естественную радиоактивность, но не вызывающая лучевых поражений. Это соответствует активности нуклида примерно 10_8-10-7 Ки на 100 г веса ткани;
3) высокие и вредные дозы - дозовая нагрузка, которая образуется от вещества активностью около 10_б Ки на 100 г биологической ткани.
При этом отмечалось, что использование высокой радиоактивности будет характеризовать не физиологические, а патологические процессы, происходящие внутри организма.
Шведские ученые С. Кулландер и Б.Ларсен (1991) свое представление об этих понятиях выразили в виде графика (рис. 8.7, кривые под "увеличительным стеклом" соответствуют кривым 1,2,3 на рис. 8.6).
Из анализа этого графика следует, что к высоким дозам относятся дозы более 500 мЗв (более 50 Р). Малые дозы в понимании этих исследователей находятся на уровне ЮмЗв (1 Р).
A.M. Кузин (1987) считает, что за малую дозу можно принять дозу, на порядок меньшую дозы, вызывающей гибель 50% облученной популяции за 30 дней (для человека - 2,5 Зв),т.е. 0,25 Зв (25 Р). По его представлениям, дозы в 1-3 Зв (100300 Р) укорачивают среднюю продолжительность жизни, а при дозах меньше 1 Зв (100 Р) достоверного снижения продолжительности жизни у исследованных им животных нет. Более того, при дозах 0,26-0,06 Зв (26-6 Р) происходило увеличение средней продолжительности жизни животных на 5-7% (Кузин, 1987).
Таким образом, можно считать, что малая доза по A.M. Кузину соответствует значению 25 Р (~ 23 Бэр) и эта доза стимулирует биологическое развитие.
Э. Дж. Стернгласс (1982), исходя из анализа особенностей воздействия радиации на мембраны в клетках, считает, что доза с превышением естественного фона (350 мБэр) всего на 100-200 мБэр приводит к удвоению неблагоприятных биологических эффектов. И, по-видимому, за малую дозу следует принять дозу, на 35-60% превышающую дозу от естественного радиационного фона. Иначе говоря, в его понимании, малая доза меньше 0,01 Зв (1 Р), что близко к оценке С. Кул-ландера и др. (1991).
Таким образом, в настоящее время существует определенная двойственность в оценке влияния ионизирующего излучения на человека.
Эффект действия высоких доз ионизирующего излучения (сотни Р) на биологические объекты подтвержден многочисленными исследованиями.
У животных и человека установлены различные синдромы радиационного поражения: церебральный, желудочно-кишечный, костно-мозговой.
Такие дозовые нагрузки возникают только вблизи эпицентров ядерных взрывов, в ядерных реакторах от направленных нейтронных пучков, и, соответственно, человек может оказаться в таких условиях только в случае катастрофы или крупной аварии.
48 Основные радиационно-опасные факторы при разработке урансодержащих руд
Месторождения радиоактивного сырья, являющиеся местом добычи и последующей горно-металлургической переработки руд, становятся объектами повышенной потенциальной радиоэкологической опасности как для работающих на этих предприятиях, так и для населения, проживающего в районах их функционирования.
Масштабы поступления естественных радионуклидов от этих источников в природные среды зависят от многих факторов.
Условно их можно разбить на следующие категории:
- геолого-структурное положение и состав руд;
- радиогеохимическая характеристика руд и вмещающих пород;
- гидрогеологические условия (строение гидрогеологического разреза, распространение и границы водоносных горизонтов, водонасыщенность руд и горных пород и их фильтрационные свойства, гидрогеохимические свойства подземных вод);
- ландшафтно-географическое положение (соотношение с основными элементами рельефа и гидрографической сети, климатические особенности);
- инженерно-геологические характеристики.
Геологическое строение, тектоника. Структуру месторождения, распределение в нем ЕРН и интенсивность поступления радона и дочерних продуктов его распада на уровень современного эрозионного среза и в ОС определяют состав и структура горных пород. Важную роль играют современное геологическое строение, палеодинамика развития геологических процессов и техногенез. В зависимости от масштабов явлений и их роли в формировании геологических условий, оказывающих влияние на радиационную опасность, могут быть выделены региональные и локальные геологические факторы, а по характеру их влияния на процессы рассеяния ЕРН, в том числе на процесс радоновыделения, - прямые и косвенные.
К прямым факторам радиационной опасности относятся высокие содержания ЕРН в пределах месторождения, на отдельных его участках или же во вмещающих породах, наличие радонопродуцирующих объектов - горных пород, обогащенных урановыми и урансодержащими минералами, радиевые и радонсодержащие воды, урановые и урансодержащие руды и т.п. К косвенным - тектонические, структурные, динамические и прочие особенности геологических объектов раз-личного ранга, способствующие выносу ЕРН, эксхаляции радона и миграции газов и газово-жидких потоков, а также созданию областей разгрузки последних.
Основная миграция радона в горных породах обычно происходит по зонам трещиноватости и разломам, пластам проницаемых пород совместно с другими газами и водами. Хорошим проводником радона являются связанные с поверхностью подземные коллекторы. В то же время радон хорошо сорбируется на многих веществах, например, на глинах, углях. Эти особенности могут значительно повлиять на физические параметры, характеризующие процесс рассеяния ЕРН и миграции радона.
Гидрогеологические условия месторождения обусловливаются строением гидрогеологического разреза, распространением границ водоносных горизонтов, водонасыщенностью руд и горных пород, их фильтрационными параметрами, гидрогеохимическими св-вами подземных вод и т.д. Особое внимание должно быть обращено на изотопы свободного радона (222Rn - радон и 220Rn - торон), который хорошо растворяется в воде и органических растворителях - нефтях (коэффициент растворимости от 0,25 до 0,5) и может мигрировать с жидкостью (водой) на большие расстояния, огромные его количества могут скапливаться в природных и шахтных водах (особенно на урановых месторождениях). Радоновые воды наблюдаются в различных геологических обстановках, породах разных возрастов и состава, на древних щитах, в складчатых областях и на молодых платформах. Прямой связи концентрации радона с минерализацией вод, содержанием радия в воде или газовым составом вод не обнаружено. В отдельных случаях, особенно вблизи тектонических нарушений и ослабленных зон, выявляется корреляционная связь между концентрацией радона в подземных водах и грунтовом (подпочвенном) воздухе.
Ландшафтно-географическое положение месторождения оценивается по его залеганию относительно элементов рельефа и гидрографической сети, а также зависит от климатических особенностей. Данный фактор может оказать существенное влияние на радиационную обстановку в районе месторождения - особенно на этапе его отработки при сооружении системы водоотвода, выборе мест для отвалов и хвостохранилищ и т.д.
Инженерно-геологическиехарактеристики горно-рудной массы (типы пород, их физико-механические свойства) могут оказывать значител. вл-е на горно-технические ф-ры и сп-бы отработки м-ния следовательно, на перераспределение ЕРН в ОС на различных стадиях работ, таких как:
- предварительная оценка;
- разведочные работы;
- добыча полезных ископаемых;
- обогащение и гидрометаллургическая переработка руд.
Радиоактивные показатели месторождения характеризуют следующие параметры:
- содержание ЕРН в горно-рудной массе и во вмещающих породах;
- коэффициент нарушения радиоактивного равновесия между радием и ураном;
- коэффициент эманирования по радону;
- запыленность горных выработок и содержание в пыли ЕРН;
- концентрация радона и торона в воздухе горных выработок;
- показатель удельного радоно- и тороновыделения на единицу объема выработки и на единицу добытых запасов.
Радиоэкологическая обстановка зависит также и от принятых технологических решений, таких как:
- способ и система разведки (скважинами, канавами, подземными горными выработками);
- сп-б и система отработки м-ний (карьерный, подземный, гидроразмыв, подзем. выщелачивание и т.п.);
- системы жизнеобеспечения горных выработок;
- способы пылеподавления и очистки воздуха;
- способы осушения месторождения и система водоотвода;
- мер-ия по защите горных выработок от наводнения и их возд-е на гидродинамическую обстановку;
- транспортировка горно-рудной массы и отходов;
- способы переработки горно-рудной массы и отходов;
- складирование сырья и формирование отвалов.
При оценке экологич. составляющих открытого и подзем. сп-бов разработки минерал. сырья они соотносятся примерно как 1 к 10-100. На сегодняшний день можно утверждать, что наиболее щадящей, экологически приемлемой технологией отработки урановых руд является м-д подземной скважинной технологии (ПСВ), которая успешно реализуется в Казахстане и других странах.
49 Охарактеризуйте основное принципиальное различие изотопов йода 131 и 129
Йод-131 — бета- и гамма-излучатель. радионуклид с периодом полураспада 8.04 сут. Этим обусловлена его сравнительно невысокая опасность и возможность медикаментозной помощи. В связи с коротким периодом полураспада, через несколько месяцев после такого выброса содержание иода-131 опускается ниже порога чувствительности детекторов.
Йод-129 относится к числу наиболее радиологически значимых нуклидов в глобальном масштабе, благодаря своему периоду полураспада, который оценивается в 17 млн. лет. Его вклад в окружающую среду в отдаленной перспективе оценивается значительным. Активно включаясь в глобальный цикл, йод-129 является потенциальным глобальным облучателем на протяжении миллионов лет. К сожалению I129, как правило, не оценивается как радиационно – опасный фактор, хотя суммарный его выброс в атмосферу составил 1012 Бк
Антропогенными источниками йода 131 и 129 могут быть заводы по переработке облученного ядерного топлива, АЭС и атомные взрывы. Непосредственно в реакции деления выход этих изотопов невелик, но они образуются в значительных количествах из своих радиоактивных предшественников: 129I из 129mТе и 129Те, a 131I из 131mТе и 131Те.
В обычном режиме работы АЭС выбросы йода также невелики, но в аварийных ситуациях радиоактивная опасность обуславливается (в начальный период) именно изотопами йода, поступающими в организм, в основном, перорально и через органы дыхания.
Обладая высокой миграцией, 129I быстро включается в биологические цепи и становится источником внешнего и внутреннего облучения. Особенно большие дозы формируются в щитовидной железе детей. Проблема йода-129 заключается в том, что этому радионуклиду практически не уделяется внимания. Разработанные в настоящее время методы изоляции йода-129 вместе с отходами обеспечат эту изоляцию лишь на несколько столетий, затем хранилища разрушатся и весь йод-129 рассеется в биосфере. Глобальный вклад йода-129 в ожидаемую дозу облучения за счет ЯТЦ обусловлен на период интегрирования от 10 до 108 лет поступлением от заводов по переработке ТВЭЛов и составит 40 ГБк на 1 ГВт (эл.)*год. К настоящему времени суммарный выброс йода-129 в атмосферу достиг 1014 Бк.
Специфика йода заключается в многообразии его химич. Соед-ий. К наиболее активным формам относится элементарный йод, который под возд-ем различных факторов образует многочисленные химич. соед-я, взаимод-ет с твердыми атмосферными ч-цами, адсорбируясь на их пов-ти.
50 В чем заключается недостаток расчетных модельных определений дозовых нагрузок?
По мнению Тихомирова Ф.А., при опред-нии дозовых нагрузок в биологич. системах не всегда возможно в силу различных объективных обстоятельств получить необходимую дозиметрическую инф-цию.
Это может быть обусловлено рядом причин:
1) неравномерность распределения источников радионуклидов, чаще всего имеющих «пятнистый» характер распределения;
2) одновременное сочетанное воздействие внутренних и внешних природных и техногенных факторов радиационного характера;
3) сложный энергетический спектр излучающих радионуклидов с разными показателями ЛПЭ.
А если к этому добавить еще и факторы субъективного характера по принципу «этого быть не может, потому что этого не может быть никогда», то возникает проблема объективного определения полученных дозовых нагрузок на человека и биоту.
51 Основные радиационно-опасные факторы в зоне влияния предприятий ЯТЦ
В ЯТЦ искусствен. радионуклиды (ИРН) нарабатываются в ядерных реакторах АЭС и выбрасываются в окружающую среду как АЭС (~ 4% в общем загрязнении от ЯТЦ), так и заводами по переработке ядерного топлива (~ 96% в общем загрязнении от ЯТЦ).
Выбросы и сбросы ЯТЦ, как правило, организованные и контролируемые. При нормальной эксплуатации объектов ЯТЦ технические меры обеспечивают высокие коэффициенты удержания ИРН, образующихся в активной зоне и в теплоносителе. Качественный состав выбросов и сбросов предприятий ЯТЦ очень близок к таковому при ядерных взрывах, но количественные соотношения активностей различных радионуклидов и химические формы существенно другие и различаются даже для предприятий ЯТЦ.
Абсолютные величины выбросов и сбросов отдельных радионуклидов зависят от технологической схемы АЭС (типов реакторов), от состояния его активной зоны, герметичности основного оборудования, продолжительности работы от начала кампании, принятых схем очистки (задержки и фильтрации).
В газоаэрозольных выбросах АЭС значимыми принято считать 3H, 14C, РБГ, радионуклиды йода и долгоживущие радионуклиды, а в жидких сбросах - 3H, продукты деления и продукты активации.
В выбросах и сбросах регенерационных заводов преобладают долгоживущие радионуклиды, имеющие глобальное значение: 3H, 14C, 85Kr, 90Sr, 106Ru, 129J, 134,137Cs и трансурановые элементы; при этом, по этим радионуклидам выбросы регенерационных заводов составляют значительную долю общих выбросов предприятий ЯТЦ: 99% выбросов 3H, 85Kr, 129J: 70 – 80% выбросов 14C.
Среди продуктов деления ПД, нарабатываемых в активной зоне реактора из топливной композиции (UO2) основными являются 89,90Sr, 95Zr, 95Nb, 103,106Ru, 103,106Rh, 134,137Cs140Ba, 140La, 144Ce, а также радиоактивные благородные газы РБГ, в том числе 41Ar, девять радионуклидов криптона, одиннадцать радионуклидов ксенона и шесть радионуклидов йода. Кроме того, в небольшом количестве выбрасывается 239Np.
Эти радионуклиды накапливаются под оболочкой ТВЭЛов, могут химически взаимодействовать друг с другом и материалом оболочки, образуя различные соединения (например, йодиды CsJ, ZrJ и др.) как летучие, так и менее летучие. Газообразные и легколетучие радионуклиды через неплотности в оболочке ТВЭЛов переходят в теплоноситель и с паром или с водой попадают в окружающую среду. Химические процессы продолжаются в теплоносителе и при дальнейшем прохождении радионуклидов через технологические среды и защитные барьеры вплоть до выхода в окружающую среду.
РАО на самих АЭС и на заводах по регенерации отработанного ядерного топлива подвергаются сложной переработке, в результате которой их химический состав изменяется качественно и количественно, но всегда бывает очень сложным. Все это относится к нормальной эксплуатации предприятий ЯТЦ. При авариях на АЭС, вероятность которых очень мала (~ 10-6) качественный и количественный состав выбросов ИРН существенно другой. Он зависит от характера разрушений активной зоны, мощности реактора, времени, прошедшего после последней перегрузки топлива.
Так как большинство ИРН образуется в активной зоне задолго до ее разрушения, то в аварийном выбросе содержание короткоживущих ИРН будет значительно ниже, чем при ЯВ. Отсюда более медленный спад радиоактивного загрязнения от аварийного выброса, чем при ЯВ. Таким образом, радиоактивное заражение после аварии АЭС будет сохраняться дольше, чем при наземном ЯВ, но масштаб распространения (площадь зараженной поверхности) будет в десятки раз меньше (при небольшой высоте аварийного выброса).
52 В чем сходство и различие радона, торона и актинона?
Радон, торон, актинон - радиоактивные газы, относящиеся к различным радиоактивным семействам. [Радиоактивные семейства (ряды) - генетически связанные последовательным радиоактивным распадом цепочки (ряды) ядер естественного происхождения.]
Радон - продукт распада радия, образующегося в процессе радиоактивного распада урана-238. Радон радиоактивный бесцветный и без запаха газ с периодом полураспада 3,82 суток. Он в 7,5 раз тяжелее воздуха. данный газ и образующиеся короткоживущие продукты его распада являются интенсивными альфа - излучателями. Энергия альфа - частиц колеблется от 5,48 до 7,68 Мэв. Это обусловливает их активное воздействие на биологические ткани внутренних органов человека (бронхи, лёгочный эпителий и т.д.). Основ. путь переноса радона – из горных пород по трещинам с газовой фазой и с водой к поверхности Земли через почву, в которой может содержаться в значительном количестве в почвенном воздухе. Основ. путь поступления радона в организмы – ингаляционный (при дыхании), а основное радиационное воздействие связано с дочерними продуктами распада радона. Вторичными путями поступления радона являются вода и распад радия, инкорпорированного в организм.
Газообразный продукт распада 232Th - торон (220Rn) с периодом полураспада 55 сек. В радиоэкологическом плане он менее опасен чем радон, но при определённых условиях торон может создавать повышенные концентрации, и «тороновый» фактор в областях развития торийсодержащих пород необходимо учитывать.
Радиоактивный газ актинон (219Rn), продукт распада урана-235, с периодом полураспада 4 сек, не представляющий радиационной опасности.
53 В чем заключаются недостатки прямых физических методов определения дозовых нагрузок?
Внешние дозовые нагрузки на человека, в том числе на его отдельные органы и ткани, определяются методами прямого измерения радиоактивного излучения индивидуальными дозиметрами различных типов. Дозиметры могут быть размещены на тех или иных участках тела. Недостатками являются: невозможность определения всего спектра радиоактивных элементов, а также возможность определения только гамма-излучения (самого безопасного вида излучения).
54 Основные радиационно-опасные ф-ры, которые могут сущ-ть в р-нах размещения «могильников» радиоактивных мат-лов
Специфичность материалов:
1. Эти продукты из-за присутствия делящихся материалов (урана, плутония и др.) имеют способность к разогреванию до высоких температур (сотни градусов).
Высокая радиоактивность способствует радиолизу (разложение под воздействием радиоактивного излучения) воды и других химических компонентов с образованием высоковзрывчатых азотистых, водородных и других соединений.
Недоучет этого фактора может приводить к весьма сложным аварийным ситуациям с выбросами радионуклидов в окружающую среду. Такой случай был реализован в 1957 г. в Челябинске-65, когда разогрев отходов в баке привел к парогазовому взрыву большой мощности.
2. Эти материалы по существу дела образуют специфичное техногенное месторождение (находка столь компактных по объему и концентрации компонентов месторождений являются вожделенной мечтой любого геолога), к разработке которого можно вернуться при возникновении потребности или появлении новых технологий.
3. К этим материалам должен быть закрыт несанкционированный доступ, так как они могут послужить основой для производства ядерного и радиологического оружия для проведения террористических актов и шантажа.
Факторы:
- сейсмическая активность и тектоническая стабильность;
- химич.состав вод, интенс-ть водообмена, скорость движ-я вод. потока, рас-е до зоны разгрузки подз. вод
- наличие типов пород, пригодных для стр-ва постоянного сооружения, с учетом их экранирующих св-в;
- близость вод. и минерал. рес-ов, которые могут вовлекаться в экспл-цию и могут стать причиной непреднамеренного проникновения человека в могильник в будущем
- близость к системе нац парков и населенных пунктов
55 Сравните м/д собой активности 1 грамма Cs -137, Sr-90, U-325, K-40
Активности относительно радия:
Активность одного грамма цезия 137 – 87 Ки (бета-распад, Т/2 – 30 лет)
Стронций 90 – 145 Ки (бета-распад, Т/2 – 28,1 лет)
Уран 235 – 2,1*10-6 Ки
Калий 40 – 6,8*10-6 Ки
Т.о., радиоактивность, например, 1 грамма урана 235 в 2000 000 раз выше, чем радиоактивность 1 грамма радия-226.
56. Модели путей миграции и облучения организма
Определение дозовых нагрузок на члв. ведется по какой-либо выбранной модели путей облучения человека.
Существует сравнительно большой набор моделей, учитывающий механизм поступления радионуклидов и множество других факторов.
Имеются специальные рекомендации Международной комиссии по радиац. защите (МКРЗ) по методам построения и использованию моделей радиац.возд-ия на человека и их роли в оценке доз облучения.
57 Основные радиационно-опасные факторы, которые м. возникнуть при захор-нии жидких РАО в геологические формации
Захоронение радиоактивных отходов в глубокие геологические формации (захоронение глубокого заложения)- захоронение РАО в сооружения, размещаемые на глубине нескольких сотен метров, без намерения последующего их извлечения.
Основные радиационно-опасные факторы:
- сейсмическая активность и тектоническая не стабильность;
- наличие типов пород не пригодных для строительства сооружения захоронения ЖРО
-химический состав вод, интенсивность водообмена, скорость движения водного потока, расстояние до зоны разгрузки подземных вод и ряд других гидрогеохимических показателей
-близость водных объектов и минерал. ресурсов, которые могут вовлекаться в экспл-цию и могут стать причиной непреднамеренного проникновения человека в могильник в будущем;
- близость к системе национальных парков, населенным пунктам и т.д.
58 По какому физич. пар-ру производится идентификация гамма-излучающих комп-тов в их смеси?
Гамма-излучение (-излучение) – электромагнитное излучение, принадлежащее наиболее высокочастотной (коротковолновой) части спектра электромагнитных волн. Первоначально термин “гамма-излучение” относился к тому типу излучения радиоактивных ядер, который не отклонялся при прохождении через магнитное поле, в отличие от - и -излучений.
Регистрация радиоактивного излучения, в том числе и гамма-излучения, производится по эффектам его воздействия на вещество. Обычно гамма-излучение связано с предшествующими ему альфа- или бeта-распадами изотопов образца. Бета-, а тем более альфа-частицы обычно поглощаются, не доходя до чувствительных области детекторов.
В детекторах энергии и интенсивности гамма-квантов определяются не непосредственно, а с помощью вторичных заряженных частиц (электронов и позитронов), которые возникают в результате взаимодействия детектируемых гамма-квантов с веществом детектора.
Когда гамма-квант попадает в детектор, заряженные частицы образуются в результате трех процессов: фотоэффекта, эффекта Комптона и образования электрон-позитронных пар. Таким образом практически вся энергия гамма-кванта передается электронам. Среди сцинтилляционных детекторов, которые применяются в гамма-спектрометрии, лидирующее положение занимает детекторы NaI(Tl). До недавнего времени они считались лучшими среди всех сцинтилляционных детекторов по энергетическому разрешению (~10%). Детекторы NaI(Tl) могут быть изготовлены большого объема, соответственно соответственно большой эффективности и относительно недороги. Для спектрометрии также используются детекторы из германата висмута (BGO) и бромида лантана (LaBr3(Ce)). Кроме того, временные характеристики LaBr3(Ce) заметно лучше, чем у NaI(Tl).
Использование Ge детекторов вместо сцинтилляторов, позволило существенно расширить возможности гамма-спектроскопии, особенно когда была освоена технология изготовления германиевых детекторов большого объема. Энергетическое разрешение HPGe детекторов приблизительно в 30 раз лучше, чем детекторов NaI(Tl). В результате многие уровни, которые не были видны были легко идентифицированы германиевыми детекторами
59 Классификация радионуклидов по особенностям распределения в организме
Классификация по распространенности радиоактивных изотопов в организме человека (по В.Ф.Журавлѐву):
60 При исп-нии каких минеральных удобрений могут возникать радиационно-опасные ф-ры и какие именно?
При использовании минеральных удобрений может возникнуть радиационно-опасный фактор виде внешнего гамма-и бета-излучения и пылевого аэрозоля. Это касается тех случаев, когда ведутся работы с хлористым калием, в котором, в силу естественных причин, находится радиоактивный изотоп калий-40 , на долю которого приходится около 0,012% от всего количества калия.