3. Облучение от радионуклидов земного происхождения

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ имени ШАКАРИМА г. СЕМЕЙ
Документ СМК 3 уровня
УМКД
УМКД 042-18-10.1.69
УМКД
/03-2013
Учебно-методические
Редакция №1 от
материалы по дисциплине
18.09.2013
«Радиационная экология»
УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС
ДИСЦИПЛИНЫ
«Радиационная экология»
для специальности
5В060600 – «Химия»
УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКИЕ МАТЕРИАЛЫ
Семей
2013
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 2 из 44
Содержание
1. Лекции
2. Практические и лабораторные занятия
3. Самостоятельная работа студента
3
39
42
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 3 из 44
1 ЛЕКЦИИ
Микромодуль 1 – Энергетика и цивилизация
Лекция №1. ЭНЕРГЕТИКА И ЦИВИЛИЗАЦИЯ
Содержание лекционного занятия:
1. Традиционные виды энергетики, создаваемые ими проблемы
2. Атомная энергетика
Традиционные виды энергетики, создаваемые ими проблемы
Человечество является частью живого мира, природы. Взаимоотношения
человека с природой, окружающей средой изучает наука экология. Её основная
цель – установить как деятельность цивилизации влияет на природные условия и
нарушает течение естественных процессов, определить пределы вмешательства,
при превышении которых изменения в окружающей среде станут необратимыми
и будут угрожать существованию человечества.
Для продолжения жизни и дальнейшего развития человека и цивилизации в
целом необходимы воздух, вода, пища, тепло (энергия), различные материалы,
общение (информация). Все это мы получаем от природы. Среда, в которой
происходит естественное обращение и круговорот материй и информаций,
называется биосферой.
Круговорот используемых человеком веществ, энергии и возникающих при
этом отходов в биосфере был практически идеальным, пока человек не начал
пользоваться огнем, а затем подсечным земледелием, первичной металлургией и
т.д. Все это привело к тому, что биосфера постепенно перестала справляться с
вмешательством в ее природное равновесие. В настоящее время потребности
человечества во всем, особенно в тепловой энергии и электроэнергии,
удваиваются каждые 12-15 лет. При этом загрязнение биосферы (механическое,
химическое, энергетическое и информационное) происходит все интенсивнее.
Прогресс и потребность в улучшении стандартов жизни остановить нельзя. И
состояние цивилизации не может оставаться на одном уровне – поэтому надо
искать такие источники энергии и других материальных благ, использование
которых будет в минимальной степени отражаться на состоянии окружающей
среды.
Природные ресурсы – основа жизни человека и общества
Источниками энергии и материалов, потребляемых человеком, служат
природные ресурсы.
Невозобновляемые ресурсы – руды металлов и органическое топливо,
процесс образования которых в недрах Земли длился десятки и сотни миллионов
лет, запасы которых расходуется за десятки и сотни лет.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 4 из 44
Возобновляемые ресурсы имеют оптимальный предел использования, при
превышении которого они не восстанавливаются и их объем начинает
катастрофически падать. При определении этого предела надо помнить, что:
Восстановление вырубленного леса происходит как минимум за 30 лет;
Восстановление унесенного ветрами плодородного слоя почвы происходит
со скоростью 1 см за 500 лет;
Уже в настоящее время ежедневно исчезает один вид флоры и фауны из-за
уничтожения и уменьшения пространства их обитания;
Неисчерпаемые ресурсы не так уж и неисчерпаемы, к тому же их
интенсивное загрязнение превышает возможности естественного самоочищения;
Существующий баланс кислорода в атмосфере поддерживается
микрофлорой Мирового океана (50%), тропическими лесами Бразилии (25%),
другими лесами, в основном тайгой Сибири (25%); в Бразилии ежеминутно
вырубается 30-4- га леса, значительно сокращается площадь тайги; за последние
50-70 лет содержание кислорода в атмосфере в среднем по планете снизилось до
20%;
Пригодные для нужд населения и промышленности воды составляют всего
1-2% от их общего баланса, эти 1-2% интенсивно загрязняются во всех сферах
жизни и деятельности человека.
Таблица 1
Природные ресурсы
Исчерпаемые
Неисчерпаемые
Невозобновляемые
Возобновляемые
Уголь, нефть, газ, руды Почвы,
растения, Вода, воздух, солнечная
металлов и удобрений, животные
энергия (реки, ветер,
стройматериалы,
тепло
тепло
океанической
подземных вод и т.д.
воды)
Энергетика, цивилизация, стандарты жизни
Материальные ресурсы (вода, почва, пища, лес) служат основой
существования человека как биологического вида. Уровень цивилизации
общества и его устойчивое развитие, высокие стандарты жизни поддерживаются
за счет все большего потребления энергии. Из всей потребляемой обществом
энергии (тепловая и электрическая) одна треть расходуется на выпуск
электроэнергии, две трети – равномерно на отопление производственных и жилых
зданий, промышленные цели, транспорт. И весь этот объем энергии на 87%
обеспечивается в результате сжигания органического топлива, вклад гидро- и
ядерной энергетики – по 6% и менее 1% - вклад недоводородных неисчерпаемых
видов энергии 9солнечная, ветровая, геотермальная и биологическая).
Наиболее удобна для использования и транспортирования электроэнергия.
Её производство обеспечивается сжиганием в основном ископаемого топлива
(63%), атомной и гидроэнергетикой (17 и 19% соответственно), прочие – менее
1%. Именно электроэнергия обеспечивает обществу наиболее высокие стандарты
жизни – освещение, связь, телевидение, бытовая техника, значительная доля
транспорта, во многих странах отопление жилищ. Потребление электроэнергии на
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 5 из 44
душу населения считается наиболее общим показателем уровня цивилизации
страны. Например, Норвегия – 25 00 кВт-ч/год, Казахстан – 4 000 кВт-ч/год.
Угольный топливный цикл (УТЦ)
В связи с тем, что /Наибольшая доля электроэнергии производится путем
сжигания угля на тепловых электростанциях/, наиболее удобно рассмотреть
количество и виды образующихся отходов и их воздействие на биосферу и
организм человека на примере единичной теплостанции (ТЭС) мощностью 1 000
МВт.
При беспрерывной работе такая ТЭС вырабатывает 8.8 млрд кВт-ч энергии
в год, сжигая при этом порядка 2.6 млн т угля (2 000 ж.-д. составов). Этот
полезный выход энергии необходимо уменьшить на количество, которое было
израсходовано при поисках, добыче, обогащении угля и его транспортировке (не
считая изготовления оборудования).
На сгорание (окисление) 1 кг угля расходуется порядка 7-9 м3 атмосферного
воздуха в зависимости от марки угля и технологии сжигания. Находящийся в этом
объеме воздуха кислород 92-2.5 кг) участвует в окислении углерода, серы и азота,
входящих в состав угля и частично атмосферных.
В целом за год работы такой электростанции (1 000 МВт) образуется
следующее количество разнообразных отходов:
320-500 тыс. т золы (в зависимости от качества и типа углей), содержащей
около 400 т токсичных тяжелых металлов (As, Cd, Co, Pb, Hg, V, U, To); отвалы
золы при каждой ТЭС занимают десятки гектаров и их токсичные компоненты
разносятся ветром на десятки километров;
в атмосферу выбрасывается до 6 млн т углекислого газа, до 50 тыс. т
оксидов серы, до 25 тыс. т оксидов азота, с которыми в виде аэрозолей в
различных количествах и пропорциях (в зависимости от степени очистки дымов)
с сажей разносятся и тяжелые металлы, включая радиоактивные уран и торий;
суммарная активность естественных радионуклидов в отвалах и выбрасываемых в
атмосферу достигает 13-15 кюри.
Экологические последствия деятельности ТЭС можно подразделить на
локальные (непосредственные влияние на здоровье населения, особенно в радиусе
20-40 км, повышенные концентрации в атмосфере и атмосферной пыли оксидов
серы и азота, тяжелых металлов и т.п.) и планетарные («парниковый» эффект,
озоновые «дыры», значимое изменение ландшафта и т.п.)
Гидроэнергетика
Из традиционных методов получения электроэнергии гидроэнергетика
является экологически наиболее приемлемой. Но в дальнейшем ее значительный
рост не предполагается по следующим причинам:
Наибольшие потенциальные мощности расположены в горах, далеко от
густонаселенных, энергопотребляющих районов;
Строительство ГЭС на равнинных реках влечет за собой отчуждение
огромных массивов наиболее плодородных земель;
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 6 из 44
Нарушается природное экологическое равновесие в реках;
При прорывах плотин возможна гибель большого количества людей;
Высокая стоимость строительства.
Нетрадиционные источники энергии
К нетрадиционным источникам электроэнергии, составляющим в настоящее
время менее 1% ее общего баланса, относятся энергия ветра, приливов,
непосредственно солнечная энергия, тепло Мирового океана и горячих
подземных вод. Работа этих электростанций не наносит значительного
экологического ущерба как в месте их расположения (кроме геотермальных –
подземные горячие воды часто радиоактивны), так и глобального (малые выбросы
парниковых газов).
Однако затраты труда для получения материалов на строительство таких
станций очень велики и сопровождаются значительным экологическим ущербом,
т.е. в общем они получаются и экономически, и экологически неэффективными.
Сопоставление экологических, социальных и экономических последствий
энергетики
Выбросы в окружающую среду принципиально важны для исследований
влияния энергетики. Другим значительным воздействием являются социальные и
экономические последствия размещения того или иного энергетического
предприятия и разработка топливной базы. Главными откликами здесь являются
деградация плодородных земель, истощение природных ресурсов, большие
потребности в топливе и транспорте, которое оказывают влияние на широкий
спектр деятельности людей, в том числе для профессионалов и для общества, а
также национальных транспортных систем, что обычно игнорируется.
Далее проводятся факторы потенциального воздействия на окружающую
среду от полных циклов различных видов энергетики.
Ископаемое топливо:
Глобальные изменения климата (СO2, NOx, CH4);
Деградация качества воздушной среды (сжигание О2, выбросы SO2, NOx,
сажи);
Закисление водных бассейнов и разрушение лесов (от применения угля и
нефтепродуктов);
Загрязнение токсичными отходами (угольные золи и шлак, уменьшение
количества осадков);
Загрязнение поверхности (почв, растительности, воды) радионуклидами;
Загрязнение грунтовых вод;
Загрязнение морей и прибрежной зоны;
Деградация плодородных земель и ландшафтов;
Большие потребности в энергии при перевозках;
Потери разнообразия в биологической жизни;
Истощение ресурсов.
Гидроэнергетика:
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 7 из 44
Вынужденная миграция населения;
Потеря земель и изменение землепользования;
Изменение экосистем и влияние на здоровье;
Потери разнообразия в биологической жизни;
Опасность разрушения дамб;
Проблемы снятия с эксплуатации.
Возобновляемые источники энергии
(солнечнач, ветровая, геотермальная, биомассы):
деградация качества воздушной среды (геотермальная, биомассы);
загрязнение поверхности радионуклидами (геотермальные);
экстенсивное использование земель;
изменение экосистем;
интенсивное загрязнение биосферы при производстве солнечных батарей;
шумовое загрязнение.
Ядерная (цепная реакция деления):
Возможность тяжелой ядерной аварии;
Хранилища радиоактивных отходов;
Проблемы снятия с эксплуатации.
Применение ископаемого топлива может весьма неблагоприятно отразиться
на экологии локально, регионально и глобально. Гидроэнергетика, будучи
относительно дешевым видом энергетики, может нанести гораздо меньший вред и
воздействовать на экологию локально и регионально. Возобновляемые источники
энергии не имеют крупных экологических проблем, хотя и могут приносить
локальный вред.
Далее мы попытаемся доказать, что атомная энергетика при нормальной
эксплуатации не представляет опасности обитателей как вблизи станции, так и
регионально и глобально. Как обсуждается ниже, принципиально важной
является потребность в малых количествах топлива для поддержания цепной
реакции; это важно и для рудников, и для размещения радиоактивных отходов, и
снятие с эксплуатации. Значительное влияние на экологию возникает только при
потенциально возможной непредусмотренной аварии.
Атомная энергетика
Атомные электростанции (АЭС)
В настоящее время для обеспечения растущей потребности в энергии
всемирное развитие атомной энергетики является наиболее приемлемым в
экологическом отношении.
Атомная энергетика основана на управлении процессом деления ядер
тяжелых радиоактивных элементов (U-238, U-233, Pu-239), при котором
выделение тепла на единицу массы топлива в десятки раз больше, чем при
обычных химических реакциях (горение), а количество загрязняющих природу
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 8 из 44
токсичных отходов на единицу энергии гораздо ниже, чем при сжигании
органического топлива. Количество топлива, используемого для производства
единицы количества энергии, - плотность энерговыделения в значительной
степени характеризует экологическое воздействие, так как определяет масштабы
деятельности по извлечению топлива, его обогащению, транспортированию и
количеству образующихся отходов. Экстраординарно высокая плотность
энерговыделения в ядерном топливе по отношению к ископаемому топливу
является главным преимуществом его физических характеристик.
1 кг сожженного дерева может выработать 1 кВт в час электроэнергии.
Величины энерговыделения для других видов сжигаемого и ядерного видов
топлива таковы:
Таблица 2
1 кг угля
3 кВт-ч
1 кг нефти
4 кВт-ч
1 кг урана
50 000 кВт-ч
(350 000
кВт-ч
при
регенерации
топлива)
Соответственно, для станции мощностью 1 000 МВт (э) требуется следующее
количество топлива ежегодно:
2 600 000 т угля
2 000 ж.-д. составов (1 300 т в каждом)
2 000 000 т нефти
10 супертанкеров
30 т урана
Одна активная зона (10 м3)
Плотности энерговыделения сжигаемых видов топлива и ядерного топлива
позволяют строить энергостанции на относительно малых площадях земель,
порядка нескольких квадратных километров. Возобновляемые виды энергетики
имеют низкую плотность энерговыделения и требуют больших затрат площадей
на единициу выработанной энергии; так, например, система на 1 000 МВт
потребует следующую площадь при соответствующих климатических условиях
(для солнечной и ветровой энергетики данные разнятся на 20-40%).
Таблица 3
2
Площадки тепловых и атомных станций 1 - 4 км
Солнечные
тепловые
или 20 – 50 км2 (небольшой город)
фотоэлектрические
Ветровые поля
50 -150 км2
Биомассовые плантации
4 000 - 6 000 км2 (область)
Радиоактивные отходы ядерного топливного цикла (ЯТЦ)
В процессах ЯТЦ, как и во всей человеческой деятельности, образуются
различные неиспользуемые отходы. Основную опасность для живых организмов
представляет радиоактивность этих отходов.
Отходы деятельности ЯТЦ образуются уже на стадии добычи и первичного
обогащения урановых руд. Они обладают невысокой активностью и представлены
только естественными радионуклидами. Действие их распространяется лишь на
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 9 из 44
первые сотни метров от отвалов горных пород (при переносе радиоактивной пыли
с ветром и при возможном попадании их в грунтовые воды). Среди всей массы
отвалов лишь небольшой процент достигает уровня так называемых
низкоактивных отходов.
При дальнейшей переработке урана, вплоть до изготовления топливных
таблеток и сборок, активность отходов увеличивается, достигая уровня
среднеактивных, но значительно уменьшается их массовое количество. Они также
представлены естественными радионуклидами.
Высокоактивные отходы появляются лишь при эксплуатации ядерных
реакторов, в том числе и на АЭС. Объемы их весьма малы, однако активность
велика и обусловлена продуктами деления урана и плутония в реакторах.
Обращение с ними, их хранение, транспортировка и захоронение требуют
чрезвычайных мер предосторожности.
Непосредственно при работе реакторов допускаются лишь небольшие
нормированные выбросы благородных радиоактивных газов в атмосферу,
практически не повышающие радиационный фон в окрестностях АЭС.
Основные понятия: витамины; витамеры; провитамины; гиповитаминоз;
гипервитаминоз.
Вопросы для самоконтроля:
Рекомендуемая литература: 1 []
Микромодуль 2 - Физические основы радиационной экологии
Лекция 2. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ ЭКОЛОГИИ
Содержание лекционного занятия:
1. Строение атома
2. Ядерные превращения
3. Единицы измерения радиоактивности
Радиационная экология
изучает природу и источники
радиоактивного излучения, воздействие ионизирующих излучений на
человека и ОС, принципы радиационного нормирования и радиационного и
дозиметрического контроля (активности и доз энергии), способы защиты от
излучений, законодательство в области радиационной безопасности.
Планетарная модель строения атома была предложена в результате
открытия
ядра
атома
Резерфордом:
в центре атома находится положительно заряженное ядро, занимающее
ничтожную часть пространства внутри атома. Весь положительный заряд и почти
вся масса атома сосредоточена в его ядре. Вокруг ядра по замкнутым орбитам
вращаются электроны. Их число равно заряду ядра.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 10 из 44
Ядро атома состоит из протонов и нейтронов (общее название нуклоны). Ядро
характеризуется тремя параметрами: А - массовое число, Z - заряд ядра, равный
числу протонов, и N - число нейтронов в ядре. Эти параметры связаны между
собой соотношением: A=Z+N. Число протонов в ядре равно порядковому номеру
элементов. Заряд ядра обычно пишут внизу слева от символа элемента, а массовое
число - вверху слева.
Явления, в ходе которых происходит перераспределение химических связей разрыв старых и образование новых, называются химическими реакциями.
Химическая реакция - это взаимодействие частиц (молекул, атомов) вещества или
разных веществ друг с другом, в результате которого одни вещества
превращаются в другие. При этом изменяется строение молекул исходных
веществ и, как правило, состав. Но есть и такие химические реакции, при которых
состав вещества не меняется, например, превращение графита в алмаз.
При химических реакциях строение атомов всегда остается неизменным. В этом
главное отличие химических процессов от ядерных, в ходе которых ядра атомов
перестраиваются, и один элемент может превратиться в другой, например:
алюминий в натрий, хлор в серу и т.д.
Большинство атомов стабильно, это означает, что они неизменны. Но некоторые
атомы неустойчивы (ученые часто их называют радиоизотопами) они
самопроизвольно разрушаются и превращаются в другие. Существует три
основных вида самопроизвольных ядерных превращений.
Ядро можно рассматривать как маленькую каплю, внешняя поверхность которой
непрерывно изменяется. И может наступить момент, когда в капле - ядре
возникает сначала как бы перетяжка, а затем ядро делится на две части. Так,
например, из ядра урана-238 возникают два новых ядра элементов середины
периодической
системы.
В процессе ядерных превращений происходит самопроизвольное испускание
атомами излучения.
Радиация (от латинского radiatio - излучение) характеризуется лучистой
энергией. Ионизирующим излучением (ИИ) называют потоки частиц и
электромагнитных квантов, образующихся при ядерных превращениях, т.е.
в результате радиоактивного распада.
Физическая природа ядерной энергии– Е= ΔМ*С2 (ф-ла Эйнштейна). Дефект масс
заключается в том, что точная атомная масса образующихся в процессе деления
(или термоядерного синтеза) частиц меньше исходной. Энергия распределяется
между продуктами ядерных реакций и излучениями.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 11 из 44
Альфа-частицы представляют собой положительно заряженные ядра атомов
гелия. Эти частицы испускаются при радиоактивном распаде некоторых
элементов с большим атомным номером, в основном это трансурановые элементы
с атомными номерами более 92. Альфа-частицы распространяются в средах
прямолинейно со скоростью около 20 тыс. км/с, создавая на своём пути
ионизацию большой плотности. Альфа-частицы, обладая большой массой, быстро
теряют свою энергию и поэтому имеют незначительный пробег: в воздухе - 20110 мм, в биологических тканях - 30-150 мм, в алюминии - 10-69 мм.
Бета-частицы - это поток электронов или позитронов, обладающий большей
проникающей и меньшей ионизирующей пособностью, чем альфа-частицы. Они
возникают в ядрах атомов при радиоактивном распаде и сразу же излучаются
оттуда со скоростью, близкой к скорости света. При средних энергиях пробег
бета-частиц в воздухе составляет несколько метров, в воде - 1-2 см, в тканях
человека - около 1 см, в металлах - 1 мм.
Нейтронное излучение - это поток нейтральных частиц. Эти частицы вылетают из
ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления
ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не имеют электрического
заряда, нейтронное излучение обладает большой проникающей способностью. В
зависимости от кинетической энергии нейтроны условно делятся на быстрые,
сверхбыстрые, промежуточные, медленные и тепловые. Нейтронное излучение
возникает при работе ускорителей заряженных частиц и реакторов, образующих
мощные потоки быстрых и тепловых нейтронов. Отличительной особенностью
нейтронного излучения является способность превращать атомы стабильных
элементов в их радиоактивные изотопы, что резко повышает опасность
нейтронного облучения
Рентгеновское излучение представляет собой электромагнитное излучение
высокой частоты и с короткой длиной волны, возникающее при бомбардировке
вещества потоком электронов (электроны большой энергии преодолевают поле
электронов и тормозятся в поле ядра). Важнейшим свойством рентгеновского
излучения является его большая проникающая способность. Рентгеновские лучи
могут возникать в рентгеновских трубках, электронных микроскопах, мощных
генераторах, выпрямительных лампах, электронно-лучевых трубках и др.
Гамма-излучение относится к электромагнитному излучению и представляет
собой поток квантов энергии, распространяющихся со скоростью света. Они
обладают более короткими длинами волн, чем рентгеновское излучение. Гаммаизлучение свободно проходит через тело человека и другие материалы без
заметного ослабления и может создавать вторичное и рассеянное излучение в
средах, через которые проходит. Интенсивность облучения гамма-лучами
снижается обратно пропорционально квадрату расстояния от точечного
источника.
Таблица 1
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Энергия,
эВ
109
105
103
1
10
10-1
10-3
10-5
10-7
10-9
10-11
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 12 из 44
Характеристики электромагнитных излучений
Ионизирующее излучение
Длина
Частота,
Источник излучения
волны, м
Гц
-16
10
1024
Тормозное излучение (возникает при
торможении электронов в поле ядра
при достаточно высоких энергиях
бета-излучения)
-12
20
10
10
Гамма излучение ядер (возникает в
реакциях деления или
искусственных ядерных реакциях,
уносит избыток энергии,
образующейся от дефекта масс.
-10
18
10
10
Рентгеновское излучение
(образуется в результате торможения
быстро движущихся электронов в
веществе (тормозное излучение), а
также при нек-рых переходах
электронов в оболочках атомов
(характеристическое р-ое излучение)
-8
10
10-6
10-4
10-2
100
102
104
Параметры неионизирующего излучения
1016
Ультрафиолетовое излучение
14
10
Видимый свет
12
10
Инфракрасное излучение
10
10
Микроволновое излучение
8
10
СВЧ
6
10
Радиоволны ВЧ
4
10
Радиоволны НЧ
Единицы измерения радиоактивности
Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс.
Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида
излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки
введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в
системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Д
Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются
следующие понятия и единицы измерения :
Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению
числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый
интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :
A = dN/dt
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
Единица
активности
в
системе
Внесистемная единица - Кюри (Ки).
СИ
-
стр. 13 из 44
Беккерель
(Бк).
Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по
закону реакции первого порядка:
N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)
где No - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 -период
полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных
ядер.
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-222).
Основные понятия: фермент; энзимология; холофермент;
кофермент; аллостерический центр; субстратный центр.
апофермент;
Вопросы для самоконтроля:
Рекомендуемая литература: 1 [277-337]
Микромодуль 3
Естественные радионуклиды в окружающей среде и дозиметрия
Лекция 3. ЕСТЕСТВЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ В ОКРУЖАЮЩЕЙ
СРЕДЕ
Содержание лекционного занятия:
1. Радиационный фон Земли
2. Космическое излучение
3. Облучение от радионуклидов земного происхождения
4. Внутреннее
облучение
от
земного происхождения
радионуклидов
Различают
естественные
и
искусственные
источники
радиации.
Облучение по критерию месторасположения источников излучения делится на
внешнее и внутреннее. Внешнее облучение обусловлено источниками,
расположенными вне тела человека (опасность внешнего облучения обусловлена
проникающей способностью и поэтому наиболее опасно из вне гамма-излучение)
Источниками внешнего облучения являются космическое излучение и наземные
источники. Источником внутреннего облучения являются радионуклиды,
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 14 из 44
находящиеся в организме человека, попадающие через воздух, пищу, поры.
Опасность внутреннего облучения обуславливается плотностью ионизации и
поэтому наиболее опасно извне альфа излучение.
Избежать облучения ионизирующим излучением невозможно. Жизнь на Земле
возникла и продолжает развиваться в условиях постоянного облучения.
Радиационный фон Земли складывается из трех компонентов :
1. космическое излучение; 0,35 мЗв в год – внешнее облучение, 0,015 мкЗв
внутреннее
облучение
от
космичских
источников.
2. излучение от рассеянных в земной коре, воздухе и других объектах внешней
среды природных радионуклидов; 0.3 мЗв – внешнее облучение, 1.35 мЗв/год –
внутреннее облучение.
Всего
от
естественных
источников
–
около
2
мЗв
в
год.
3. излучение от искусственных (техногенных) радионуклидов. – 1- 3 мЗв в год.
Космическое излучение
Космическое излучение складывается из частиц, захваченных магнитным
полем Земли, галактического космического излучения и корпускулярного
излучения Солнца. В его состав входят в основном электроны, протоны и альфачастицы. Это так называемое первичное космическое излучение, взаимодействуя
с
атмосферой
Земли,
порождает
вторичное
излучение.
За счет космического излучения большинство населения получает дозу внешнего
облучения,
равную
примерно
0,35 мЗв
в
год.
Космическому внешнему облучению подвергается вся поверхность Земли.
Однако облучение это неравномерно. Интенсивность космического излучения
зависит от солнечной активности, географического положения объекта и
возрастает с высотой над уровнем моря. Наиболее интенсивно оно на Северном
и Южном полюсах, менее интенсивно в экваториальных областях. Причина
этого - магнитное поле Земли, отклоняющее заряженные частицы космического
излучения. Наибольший эффект действия космического внешнего облучения
связан с зависимостью космического излучения от высоты.
Часть дозы от космического излучения образуется от внутреннего облучения
космогенными радионуклидами. В результате ядерных реакций, идущих в
атмосфере (а частично и в литосфере) под влиянием космических лучей,
образуются радиоактивные ядра - космогенные радионуклиды. Например:
n + 14N
3
H + 12C ,
p + 14N
n + 14C
В создание дозы наибольший вклад вносят 3H, 7Be,
поступают вместе с пищей в организм человека (таблица):
14
C и
22
Na которые
Среднее годовое поступление космогенных радионуклидов в
организм человека
Радионуклид
Поступление,Бк/год
3
250
H
Годовая эффективная доза,
мкЗв
0.004
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ве
C
22
Na
7
50
20000
50
14
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 15 из 44
0.002
12
0.15
Взрослый человек потребляет с пищей 95 кг углерода в год при средней
активности на единицу массы углерода 230 Бк/кг. Суммарный вклад космогенных
радионуклидов в индивидуальную дозу при внутреннем облучении составляет
около 15 мкЗв/год.
Облучение от радионуклидов земного происхождения
Внешнее облучение. В настоящее время на Земле сохранилось 23
долгоживущих радиоактивных элемента с периодами полураспада от 107 лет и
выше. Физические характеристики некоторых из них представлены в таблице 1.
Радиоактивные изотопы, изначально присутствующие на Земле.
Радионуклид
Уран-238
Торий-232
Калий-40
Ванадий-50
Рубидий-87
Индий-115
Лантан-138
Самарий-147
Лютеций-176
Весовое
Период
содержание в полураспада,
земной коре
лет:
-6
3*10
4.5*109
8*10-6
1.4*1010
3*10-16
1.3*109
4.5*10-7
5*1014
8.4*10-5
4.7*1010
1*10-7
6*1014
1.6*10-8
1.1*1011
1.2*10-6
1.2*1011
3*10-8
2.1*1010
Тип распада:
-распад
-распад, -распад
( - распад, -распад
-распад
-распад
-распад
-распад, -распад
-распад
-распад, -распад
В трех радиоактивных семействах: урана (238U), тория (232Th) и актиния (235АС) в
процессах радиоактивного распада постоянно образуется 40 радиоактивных
изотопов. Средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения,
которую человек получает за год от земных источников, составляет около 0,3 мЗв.
Однако уровень земной радиации неодинаков в различных районах. Так,
например, в 200 километрах к северу от Сан-Пауло (Бразилия) есть небольшая
возвышенность, где уровень радиации в 800 раз превосходит средний и достигает
260 мЗв в год. На юго-западе Индии 70 000 человек живут на узкой прибрежной
полосе, вдоль которой тянутся пески, богатые торием. Эта группа лиц получает в
среднем 3.8 мЗв в год на человека.
Как показали исследования, во Франции, ФРГ, Италии, Японии и США около
95% населения живут в местах с дозой облучения от 0.3 до 0.6 мЗв в год. Около
3% получает в среднем 1 мЗв в год и около 1.5% более 1.4 мЗв в год.
Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения изменяется за
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
счет
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 16 из 44
двух
противоположно
действующих
факторов:
1)
Экранирование
внешнего
излучения
зданием.
2) Облучение за счет естественных радионуклидов, находящихся в материалах,
из
которого
построено
здание.
40
226
232
В зависимости от концентрации изотопов К,
Ra и
Th в различных
строительных материалах мощность дозы в домах изменяется от 4 10 -8 дО 12 10-8
Гр/ч. В среднем в кирпичных, каменных и бетонных зданиях мощность дозы в 2-3
раза выше, чем в деревянных.
Внутреннее облучение от радионуклидов
земного происхождения
В организме человека постоянно присутствуют радионуклиды земного
происхождения, поступающие через органы дыхания и пищеварения.
Наибольший вклад в формирование дозы внутреннего облучения вносят 40К, 87Rb,
238
232
и
нуклиды
рядов
распада
U
и
Th.
Средняя доза внутреннего облучения за счет радионуклидов земного
происхождения составляет 1.35 мЗв/год. Наибольший вклад (около 3/4 годовой
дозы) дают не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ радон и продукты его
распада. Поступив в организм при вдохе, он вызывает облучение слизистых
тканей легких. Радон высвобождается из земной коры повсеместно, но его
концентрации в наружном воздухе существенно различается для различных точек
Земного шара. Однако большую часть дозы облучения от радона человек
получает, находясь в закрытом непроветриваемом помещении. В зонах с
благоприятным климатом концентра дня радона в закрытых помещениях в
среднем примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. Источниками радона
являются также строительные материалы. Так, например, большой удельной
радиоактивностью обладают гранит и пемза и ряд других материалов. Радон
проникает в помещение из земли и через различные трещины в межэтажных
перекрытиях, через вентиляционные каналы и т.д. Источниками поступления
радона в жилые помещения являются также природный газ и вода
Среднегодовая эффективная эквивалентная доза внутреннего облучения
Радионуклид
Период полураспада
К
87
Rb
210
Po
220
Rn
222
Rn
226
Ra
1.4 109 лет
4.8 1010 лет
160 сут
54с
3.8 сут
1600 лет
40
Среднегодовая
эффективная
эквиваленетая доза мкЗв
180
6
130
170 - 220
800 - 1000
13
Мощность излучения различных источников радона
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 17 из 44
Источник радона
Мощность излученияб кБк/сут
Природный газ
Вода
Наружный воздух
Стройматериалы и грунт под зданием
3
4
10
60
Доля домов, внутри которых концентрация радона и его ядерных продуктов равна
от 103 до 104 Бк/см3, составляет от 0.01 до 0.1% в различных странах. Это
означает, что значительное число людей подвергаются заметному облучению изза высокой концентрации радона внутри домов, где они живут.
В качестве удобрений ежегодно используются несколько десятков млн. тонн
фосфатов. Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных
месторождений содержит уран, присутствующий в довольно высокой
концентрации. Содержащиеся в удобрениях радиоизотопы проникают из почвы в
пищевые продукты, приводят к повышению радиоактивности молока и других
продуктов
питания.
Таким образом, эффективная доза от внутреннего облучения за счет
естественных источников (1.35 мЗв/год) в среднем примерно в два раза
превышает дозу внешнего облучения от них (0.65 мЗв/год).
Следовательно, суммарная доза внешнего и внутреннего облучения от всех
естественных источников радиации в среднем равна 2 мЗв/год. Для отдельных
контингентов населения она может быть выше. Причем максимальное
превышение над средним уровнем может достигать одного порядка.
Основные понятия: фермент; энзимология; холофермент;
кофермент; аллостерический центр; субстратный центр.
апофермент;
Вопросы для самоконтроля:
Рекомендуемая литература: 1 [342-376]
Микромодуль 3
Естественные радионуклиды в окружающей среде и дозиметрия
Лекция 4. ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ В ОКРУЖАЮЩЕЙ
СРЕДЕ
Содержание лекционного занятия:
1. Радиация от источников, созданных человеком
2. Испытания ядерного оружия
В результате деятельности человека во внешней среде появились
искусственные радионуклиды и источники излучения. В природную среду стали
поступать в больших количествах естественные радионуклиды, извлекаемые из
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 18 из 44
недр Земли вместе с углем, газом, нефтью, минеральными удобрениями,
строительными материалами. Средняя доза облучения от техногенных
источников от всех возможных источников оценивается около 3 мЗв в год.
Наибольший вклад дают медицинские источники ионизационного излучения.
Таблица 1
Среднегодовые дозы, получаемые от естественного радиационного
фона и различных искусственных источников излучения.
Источник излучения.
Природный радиационныйый фон
Стройматериалы
Атомная энергетика
Медицинские исследования
Ядерные испытания
Полеты в самолетах
Бытовые предметы
Телевизоры и мониторы ЭВМ
Общая доза
Доза, мЗв/год
2,00
1,40
0,002
1,40
0,025
0,005
0,04
0,001
5 мЗв/год
За последние несколько десятилетий человек создал несколько тысяч
радионуклидов и начал использовать их в научных исследованиях, в технике,
медицинских целях и др. Это приводит к увеличению дозы облучения,
получаемой как отдельными людьми, так и населением в целом. Иногда
облучение за счет источников, созданных человеком, оказывается в тысячи раз
интенсивнее,
чем
от
природных
источников.
Радиологические последствия испытаний ядерного оружия определяются
количеством испытаний, суммарными энерговыделением и активностью осколков
деления, видами взрывов (воздушные, наземные, подводные, надводные,
подземные) и геофизическими факторами окружающей среды в период
испытаний (район, метеообстановка, миграция радионуклидов и др.). Испытания
ядерного оружия, которые особенно интенсивно проводились в период 1954-1958
и 1961-1962 гг. стали одной из основных причин повышения радиационного фона
Земли и, как следствие этого, глобального повышения доз внешнего и
внутреннего
облучения
населения.
В США, СССР, Франции, Великобритании и Китае в общей сложности
проведено не менее 2060 испытаний атомных и термоядерных зарядов в
атмосфере, под водой и в недрах Земли, из них непосредственно в атмосфере 501
испытание. Испытания в атмосфере в СССР были завершены в 1962 г., подземные
взрывы на Семипалатинском полигоне - в 1989 г., на Северном полигоне - в 1990
г. По оценкам во второй половине 20-го века за счет ядерных испытаний во
внешнюю среду поступило 1.81 1021 Бк продуктов ядерного деления (ПЯД), из
них на долю атмосферных испытаний приходится 99.84 %. Распространение
радионуклидов приняло планетарные масштабы
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 19 из 44
Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более
чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую
часть активности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через
49 и через 343 суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в
10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через час после взрыва. Выход
наиболее биологически значимых радионуклидов приведен в таблице. Кроме
ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной
активности ( 3Н, 14С., 28Al, 24Nа, 56Mn, 59Fe, 60Cо и др.) и неразделившейся частью
урана и плутония. Особенно велика роль наведенной (вторичной) активности при
термоядерных
взрывах.
При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных
взрывах до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных
веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра
перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же
широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время
этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть
радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10-15 км), где
происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад.
Годовые дозы облучения населения коррелируют с частотой испытаний. Так, в
1963 году коллективная среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями,
составила 7% дозы облучения от естественных источников. К 1966 году она
снизилась до 2%, а к началу 80-ых годов уменьшилась до 1%.
Основной вклад в дозу облучения при ядерных испытаниях
радионуклиды:
14
C
137
Сs
Т1/2 = 5730 лет
69% общей дозы;
Т1/2 = 30 лет
14%;
95
Zr
Т1/2 = 65 дней
5.3%;
90
Sr
Т1/2 = 28 лет
3.2%;
106
Т1/2 = 373 дня
2.2%;
144
Т1/2 = 285 дней
1.4%;
3
H
Т1/2 = 12 лет
1.2%;
131
Т1/2 = 8 дней
0.9%;
Ru
Ce
I
следующие
Таблица
Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве.
Элемент
Заряд
Период
полураспада
Выход
одно
на Активность
на 1 Мт, (1015
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Стронций-89
Стронций-90
Цирконий-95
Рутений-103
Рутений-106
Иод-131
Цезий-136
Цезий-137
Барий-140
Церий-141
Церий-144
Водород-3
38
38
40
44
44
53
55
55
56
58
58
1
50.5 сут
28.6 лет
64 сут
39.5 сут
368 сут
8 сут
13.2 сут
30.2 лет
12.8 сут
32.5 сут
284 сут
12.3 лет
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 20 из 44
деление,%
Бк)
2.56
3.5
5.07
5.2
2.44
2.90
0.036
5.57
5.18
4.58
4.69
0.01
590
3.9
920
1500
78
4200
32
5.9
4700
1600
190
2.6 10-2
Атомная энергетика
Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры,
являются атомные электростанции. Преимущество атомной энергетики состоит в
том, что она требует существенно меньших количеств исходного сырья и
земельных площадей, чем тепловые станции (табл.24), не загрязняет атмосферу
дымом и сажей. Опасность состоит в возможности возникновения
катастрофических аварий реактора, а также в реально не решенной проблеме
утилизации радиоактивных отходов и утечке в окружающую среду небольшого
количества радиоактивности.
Основные понятия: фермент; энзимология; холофермент; апофермент;
кофермент; аллостерический центр; субстратный центр.
Вопросы для самоконтроля:
Рекомендуемая литература: 1 [277-337]
Микромодуль 3
Естественные радионуклиды в окружающей среде и дозиметрия
Лекция 5. ДОЗИМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Содержание лекционного занятия:
1. Дозы облучения - поглощённая, эквивалентная и экспозиционная.
2. Виды и источники ионизирующего излучения
Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс.
Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида
излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки
введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 21 из 44
системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже
в таблице 10 дан перечень единиц измерения радиологических величин и
проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.
Таблица 10.
Основные радиологические величины и единицы
Величина
Активность
нуклида, А
Экспозицио
нная доза, X
Поглощенна
я доза, D
Эквивалентн
ая доза, Н
Интегральна
я
доза
излучения
Наименование и обозначение
единицы измерения
Внесистемные
Си
Кюри (Ки, Ci)
Беккерель (Бк,
Bq)
Рентген (Р, R)
Кулон/кг
(Кл/кг, C/kg)
Рад (рад, rad)
Грей (Гр, Gy)
Бэр (бэр, rem)
Рад-грамм
(рад*г, rad*g)
Соотношения
единицами
между
1
Ки = 3.7*1010Бк
1 Бк = 1 расп/с
1 Бк=2.7*10-11Ки
1
Р=2.58*10-4 Кл/кг
1 Кл/кг=3.88*103 Р
1
рад-10-2
Гр
1 Гр=1 Дж/кг
Зиверт (Зв, Sv) 1
бэр=10-2
Зв
1 Зв=100 бэр
Грейкг 1
рад*г=10-5
Гр*кг
(Гр*кг, Gy*kg) 1 Гр*кг=105 рад*г
Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются
следующие
понятия
и
единицы
измерения
:
Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению
числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый
интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :
A = dN/dt
Единица
активности
в
системе
Внесистемная единица - Кюри (Ки).
СИ
-
Беккерель
(Бк).
Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по
закону реакции первого порядка:
N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)
где No - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 -период
полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных
ядер.
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.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 22 из 44
1 Ки = 3,7·1010Бк.
Единице активности кюри соответствует активность 1 г радия (Rа-222).
Доза зависит от активности, но прямого пересчета активности источника в
поглощенную дозу нет. Для каждого радионуклида существуют специальные
коэффициенты пересчета (в НРБ-99).
Для характеристики ионизирующих излучений введено понятие дозы облучения.
Различают три дозы облучения: поглощённая, эквивалентная и экспозиционная.
Степень, глубина и форма лучевых поражений, развивающихся среди
биологических объектов при воздействии на них ионизирующего излучения, в
первую очередь зависят от величины поглощённой энергии излучения или
поглощённой дозы (D). Когда, излучение пронизывает вещество, то на него
оказывает воздействие только та часть энергии частиц излучения, которая при
этом передается веществу, поглощается им. Основной количественной
характеристикой воздействия радиоактивного излучения на объект является
поглощенная доза излучения. Поглощенная энергия может быть определена как
разность энергии излучения на входе и выходе из данного объема среды,
суммированная с энергией, выделяемой и освобождаемой в процессе
взаимодействия частиц излучения с веществом, заключенным в этом объеме.
Поглощенная доза излучения - это отношение поглощенной энергии излучения к
массе
вещества
в
рассматриваемом
объеме.
Поглощённая доза(D) - энергия, поглощённая единицей массы облучаемого
вещества. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр),
определяемый как джоуль на килограмм (Дж/кг). Соответственно
1 Гр = 1 Дж/кг.
В радиобиологии и радиационной гигиене широкое применение получила
внесистемная единица поглощённой дозы - рад. Рад - это такая поглощённая доза,
при которой количество поглощённой энергии в 1г любого вещества составляет
100 эрг независимо от вида и энергии излучения. Соразмерность грея и рада
следующая:
1 Гр= 100 рад.
В связи с тем, что одинаковая поглощённая доза различных видов
ионизирующего излучения вызывает в единице массы биологической ткани
различное биологическое действие, введено понятие эквивалентной дозы (Нэкв),
которая определяется как произведение поглощённой дозы на средний
коэффициент качества действующих видов ионизирующих излучений.
Коэффициент качества (Ккач) характеризует зависимость неблагоприятных
биологических последствий облучения человека от способности ионизирующего
излучения различного вида передавать энергию облучаемой среде.
По существу, биологические эффекты, вызываемые любыми ионизирующими
излучениями, сравниваются с эффектом от рентгеновского и гамма-излучения.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 23 из 44
В качестве единицы измерения эквивалентной дозы в системе СИ принят зиверт
(Зв). Зиверт - эквивалентная доза любого вида ионизирующего излучения,
поглощённая 1 кг биологической ткани и приносящая такой же биологический
эффект (вред), как и поглощённая доза фотонного излучения в 1 Гр. Существует
также внесистемная единица эквивалентной дозы ионизирующего излучения - бэр
(биологический эквивалент рентгена). При этом соразмерность следующая:
Hэкв
=
Dпогл
·Ккач
или
1
Зв
=
1
Гр
·
Ккач;
1 Зв = 100 рад · Ккач = 100 бэр.
Таблица 3.3 - Значения Ккач для разных видов ионизирующего излучения
Вид излучения
Рентгеновское и гамма-излучения
Электроны
и
позитроны,
бетаизлучение
Протоны
Нейтроны тепловые
Нейтроны быстрые
Альфа-частицы и тяжёлые ядра отдачи
Коэффициент качества (Ккач)
1
1
10
3
10
20
Для оценки эквивалентной дозы, полученной группой людей (персонал объекта
народного хозяйства, жители населённого пункта и т.п.), используется понятие
коллективная эквивалентная доза (S.) - это средняя для населения доза,
умноженная на численность населения (в человеко-зивертах). Коллективная доза
используется при расчете риска при облучении населения малыми дозами.
Понятие экспозиционная доза (X) служит для характеристики рентгеновского и
гамма-излучения и определяет меру ионизации воздуха под действием этих лучей.
Она равна дозе фотонного излучения, при котором в 1 кг атмосферною воздуха
возникают ионы, несущие заряд электричества в 1 кулон (Кл).
Соответственно
Dэксп = КЛ/КГ.
Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения
является рентген (Р).
При этом соразмерность следующая:
1 Р = 2,58 · 10-4 Кл/кг
или
1 Кл/кг =3,88 · 103 Р.
ЭКСПОЗИЦИОННАЯ
ДОЗА
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИМИ ПРИБОРАМИ
ЕДИНИЦЫ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ (Зв).
Примерное соотношение:100 =1Зв
ЛЕГКО
И ДАЛЕЕ
РЕГИСТРИРУЕТСЯ
ПЕРЕВОДИТСЯ В
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 24 из 44
Виды и источники ионизирующего излучения
Ионизирующее излучение - обобщенное понятие. Общее для всех видов
излучения, отнесенных к ионизирующим является их внутриядерная природа,
сходные механизмы радиационно-химических превращений при поглощении в
различных веществах, а также в биологических тканях. Следует, однако,
понимать, что отличия в поглощении различных излучений на первой –
физической стадии существенны, и именно первичные процессы поглощения
обуславливают интенсивность протекающих в дальнейшем процессов.
Радиоактивное излучение было открыто французским физиком Анри Беккерелем
в 1896 году. До открытия и промышленного использования излучения жители
Земли получали дозу годового облучения только от естественных источников
радиации (космических и земных). По прошествии немногим более 100 лет к
годовой дозе добавлялись дозы от остаточных продуктов ядерных испытаний,
медицинского обследования и лечения, от работы ядерно-топливного цикла и др.
искусственных источников.
ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ
Различают
естественные
и
искусственные
источники
радиации.
Облучение по критерию месторасположения источников излучения делится на
внешнее и внутреннее. Внешнее облучение обусловлено источниками,
расположенными вне тела человека (опасность внешнего облучения обусловлена
проникающей способностью и поэтому наиболее опасно из вне гамма-излучение)
Источниками внешнего облучения являются космическое излучение и наземные
источники. Источником внутреннего облучения являются радионуклиды,
находящиеся в организме человека, попадающие через воздух, пищу, поры.
Опасность внутреннего облучения обуславливается плотностью ионизации и
поэтому наиболее опасно извне альфа излучение.
Избежать облучения ионизирующим излучением невозможно. Жизнь на Земле
возникла и продолжает развиваться в условиях постоянного облучения.
Радиационный фон Земли складывается из трех компонентов :
1. космическое излучение; 0,35 мЗв в год – внешнее облучение, 0,015 мкЗв
внутреннее
облучение
от
космичских
источников.
2. излучение от рассеянных в земной коре, воздухе и других объектах внешней
среды природных радионуклидов; 0.3 мЗв – внешнее облучение, 1.35 мЗв/год –
внутреннее облучение.
Всего
от
естественных
источников
–
около
2
мЗв
в
год.
3. излучение от искусственных (техногенных) радионуклидов. – 1- 3 мЗв в год.
КОСМИЧЕСКОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
Космическое излучение складывается из частиц, захваченных магнитным
полем Земли, галактического космического излучения и корпускулярного
излучения Солнца. В его состав входят в основном электроны, протоны и альфа-
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 25 из 44
частицы. Это так называемое первичное космическое излучение, взаимодействуя
с
атмосферой
Земли,
порождает
вторичное
излучение.
За счет космического излучения большинство населения получает дозу внешнего
облучения,
равную
примерно
0,35 мЗв
в
год.
Космическому внешнему облучению подвергается вся поверхность Земли.
Однако облучение это неравномерно. Интенсивность космического излучения
зависит от солнечной активности, географического положения объекта и
возрастает с высотой над уровнем моря. Наиболее интенсивно оно на Северном
и Южном полюсах, менее интенсивно в экваториальных областях. Причина
этого - магнитное поле Земли, отклоняющее заряженные частицы космического
излучения. Наибольший эффект действия космического внешнего облучения
связан с зависимостью космического излучения от высоты.
Часть дозы от космического излучения образуется от внутреннего облучения
космогенными радионуклидами. В результате ядерных реакций, идущих в
атмосфере (а частично и в литосфере) под влиянием космических лучей,
образуются радиоактивные ядра - космогенные радионуклиды. Например:
n + 14N
3
H + 12C ,
p + 14N
n + 14C
В создание дозы наибольший вклад вносят 3H, 7Be,
поступают вместе с пищей в организм человека (табл.)
14
C и
22
Na которые
Таблица
Среднее годовое поступление
организм человека.
Радионуклид
3
H
Ве
14
C
22
Na
7
космогенных
Поступление,Бк/год
250
50
20000
50
радионуклидов
Годовая
эффективная
мкЗв
0.004
0.002
12
0.15
в
доза,
Взрослый человек потребляет с пищей 95 кг углерода в год при средней
активности на единицу массы углерода 230 Бк/кг. Суммарный вклад космогенных
радионуклидов в индивидуальную дозу при внутреннем облучении составляет
около 15 мкЗв/год.
ОБЛУЧЕНИЕ
ОТ
РАДИОНУКЛИДОВ
ЗЕМНОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ
Внешнее облучение. В настоящее время на Земле сохранилось 23
долгоживущих радиоактивных элемента с периодами полураспада от 107 лет и
выше. Физические характеристики некоторых из них представлены в таблице 1.
Таблица 1.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 26 из 44
Радиоактивные изотопы, изначально присутствующие на Земле.
Радионуклид
Уран-238
Торий-232
Калий-40
Ванадий-50
Рубидий-87
Индий-115
Лантан-138
Самарий-147
Лютеций-176
Весовое
Период
содержание в полураспада,
земной коре
лет:
-6
3*10
4.5*109
8*10-6
1.4*1010
3*10-16
1.3*109
4.5*10-7
5*1014
8.4*10-5
4.7*1010
1*10-7
6*1014
1.6*10-8
1.1*1011
1.2*10-6
1.2*1011
3*10-8
2.1*1010
Тип распада:
-распад
-распад, -распад
( - распад, -распад
-распад
-распад
-распад
-распад, -распад
-распад
-распад, -распад
В трех радиоактивных семействах: урана (238U), тория (232Th) и актиния (235АС) в
процессах радиоактивного распада постоянно образуется 40 радиоактивных
изотопов. Средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения,
которую человек получает за год от земных источников, составляет около
0,3 мЗв.
Однако уровень земной радиации неодинаков в различных районах. Так,
например, в 200 километрах к северу от Сан-Пауло (Бразилия) есть небольшая
возвышенность, где уровень радиации в 800 раз превосходит средний и достигает
260 мЗв в год. На юго-западе Индии 70 000 человек живут на узкой прибрежной
полосе, вдоль которой тянутся пески, богатые торием. Эта группа лиц получает в
среднем 3.8 мЗв в год на человека.
Как показали исследования, во Франции, ФРГ, Италии, Японии и США около
95% населения живут в местах с дозой облучения от 0.3 до 0.6 мЗв в год. Около
3% получает в среднем 1 мЗв в год и около 1.5% более 1.4 мЗв в год.
Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения изменяется за
счет
двух
противоположно
действующих
факторов:
1)
Экранирование
внешнего
излучения
зданием.
2) Облучение за счет естественных радионуклидов, находящихся в материалах,
из
которого
построено
здание.
40
226
232
В зависимости от концентрации изотопов К,
Ra и
Th в различных
строительных материалах мощность дозы в домах изменяется от 4 10 -8 дО 12 10-8
Гр/ч. В среднем в кирпичных, каменных и бетонных зданиях мощность дозы в 2-3
раза выше, чем в деревянных.
ВНУТРЕННЕЕ
ОБЛУЧЕНИЕ
ОТ
РАДИОНУКЛИДОВ
ЗЕМНОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ
В организме человека постоянно присутствуют радионуклиды земного
происхождения, поступающие через органы дыхания и пищеварения.
Наибольший вклад в формирование дозы внутреннего облучения вносят 40К, 87Rb,
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 27 из 44
и
238
232
нуклиды
рядов
распада
U
и
Th.
Средняя доза внутреннего облучения за счет радионуклидов земного
происхождения составляет 1.35 мЗв/год. Наибольший вклад (около 3/4 годовой
дозы) дают не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ радон и продукты его
распада. Поступив в организм при вдохе, он вызывает облучение слизистых
тканей легких. Радон высвобождается из земной коры повсеместно, но его
концентрации в наружном воздухе существенно различается для различных точек
Земного шара. Однако большую часть дозы облучения от радона человек
получает, находясь в закрытом непроветриваемом помещении. В зонах с
благоприятным климатом концентра дня радона в закрытых помещениях в
среднем примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. Источниками радона
являются также строительные материалы. Так, например, большой удельной
радиоактивностью обладают гранит и пемза и ряд других материалов. Радон
проникает в помещение из земли и через различные трещины в межэтажных
перекрытиях, через вентиляционные каналы и т.д. Источниками поступления
радона в жилые помещения являются также природный газ и вода
Среднегодовая
облучения
Радионуклид
К
87
Rb
210
Po
220
Rn
222
Rn
226
Ra
40
эффективная
эквивалентная
Период полураспада
1.4 109 лет
4.8 1010 лет
160 сут
54с
3.8 сут
1600 лет
доза
внутреннего
Среднегодовая
эффективная
эквиваленетая доза мкЗв
180
6
130
170 - 220
800 - 1000
13
Мощность излучения различных источников радона
Источник радона
Мощность излученияб кБк/сут
Природный газ
Вода
Наружный воздух
Стройматериалы и грунт под
зданием
3
4
10
60
Доля домов, внутри которых концентрация радона и его ядерных продуктов
равна от 103 до 104 Бк/см3, составляет от 0.01 до 0.1% в различных странах. Это
означает, что значительное число людей подвергаются заметному облучению изза высокой концентрации радона внутри домов, где они живут.
В качестве удобрений ежегодно используются несколько десятков млн. тонн
фосфатов. Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 28 из 44
месторождений содержит уран, присутствующий в довольно высокой
концентрации. Содержащиеся в удобрениях радиоизотопы проникают из почвы в
пищевые продукты, приводят к повышению радиоактивности молока и других
продуктов
питания.
Таким образом, эффективная доза от внутреннего облучения за счет
естественных источников (1.35 мЗв/год) в среднем примерно в два раза
превышает дозу внешнего облучения от них (0.65 мЗв/год).
Следовательно, суммарная доза внешнего и внутреннего облучения от всех
естественных источников радиации в среднем равна 2 мЗв/год. Для отдельных
контингентов населения она может быть выше. Причем максимальное
превышение над средним уровнем может достигать одного порядка.
Основные понятия: фермент; энзимология; холофермент;
кофермент; аллостерический центр; субстратный центр.
апофермент;
Вопросы для самоконтроля:
Рекомендуемая литература: 1 [342-376]
Микромодуль 3
Естественные радионуклиды в окружающей среде и дозиметрия
ЛЕКЦИЯ 6. ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ НА БИОЛОГИЧЕСКИЕ ТКАНИ
Содержание лекционного занятия:
1. Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма.
2. Детерминированные радиационные эффекты
3. Стохастические радиационные эффекты.
Физическая стадия поглощения излучения (передачи энергии) происходит
очень быстро (за 10-14сек.). Далее начинаются превращения, вызванные
поглощенной энергией.
Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма
Первичные физико-химические изменения.
Свободные
электроны, и ионизированные атомы и возбужденные атомы в
течение следующих 10-9 сек. участвуют в сложной цепи реакций,
в результате которых образуются новые молекулы, включая и
такие чрезвычайно реакционноспособные, как "свободные
радикалы".
Химические изменения. В течение следующих 10-6 секунды
образовавшиеся свободные радикалы реагируют до образования
устойчивых соединений как друг с другом, так и с другими
молекулами и через цепочку реакций, которые могут идти по
разным механизмам и могут вызвать химическую модификацию
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 29 из 44
важных в биологическом отношении молекул, необходимых для
нормального функционирования клетки.
Биологические эффекты. Биологические изменения могут
произойти как через несколько секунд, так и через десятилетия
после облучения и явиться причиной гибели клеток, или такие
изменения в них могут привести к раку.
Различают прямое и косвенное действие радиации.
Прямое действие радиации это действие непосредственно на молекулы
органических молекул. В результате образуются высокоактивные радикалы,
несвойственные живым организмам, что в дальнейшем приводит к нарушению
биохимических процессов. Например, при действии на аминокислоты происходит
в основном дезаминирование (отрыв аминогруппы) с образованием аммиака и
формальдегида и разрывы пептидных связей. При воздействии на белки (в том
числе и ферменты) происходит их денатурация (потеря структуры). При
воздействии на липиды, углеводы и другие органические молекулы, также
нарушается их обычная структура и образуются различные свободные радикалы.
При этом в клетке наблюдаются нарушения физико-химических процессов,
изменяется вязкость и др. физические характеристики биологических растворов,
что сопровождается изменением структуры поверхности клетки и проницаемости
мембран. По теории предполагается, что не вся клетка чувствительна к
облучению. В каждой клетке имеется чувствительный участок - «мишень»,
которая воспринимает действие ионизирующего излучения. Установлено, что
особо чувствительны к действию радиации хромосомы ядер и цитоплазма.
Непрямое действие ионизирующего излучения объясняется механизмом
радиолиза воды. Как известно, вода составляет около 80% массы всех органов и
тканей человеческого организма. При ионизации воды образуются радикалы,
обладающие как окислительными, так и восстановительными свойствами.
Наибольшее значение из них имеют атомарный водород (Н), гидроксид(НО 2),
перекись водорода (Н202).
Например, свободные окисляющие радикалы вступают в реакцию с
ферментами, содержащими сульфгидрильные группы (SH), которые
превращаются в неактивные дисульфидные соединения (S==S). В результате этих
реакций и превращений нарушается каталитическая активность важных
ферментных систем, регулирующих все биохимические процессы в организме.
Количество ДНК и РНК в ядрах клеток резко снижается, нарушается процесс их
обновления. Изменения биохимизма ядер при этом морфологически выражаются
в виде различных нарушений структуры хромосом, а следовательно, и всей
генетической системы.
В результате нарушения обменных процессы, в организме накапливаются
чуждые для организма вещества, такие, как гистаминоподобные, токсические
аминокислоты. Все это усиливает биологическое действие ионизирующего
излучения и способствует интоксикации организма.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 30 из 44
В формировании биологического эффекта определенное значение имеет тот
факт, что ионизирующие излучения оказывают специфическое - повреждающее
действие на радиочувствительные ткани и органы (стволовые клетки
кроветворной ткани, эпителий яичек, тонкого кишечника и кожи) и
неспецифическое - раздражающее действие на нейроэндокринную и нервную
системы. Доказано, что нервная система обладает высокой функциональной
чувствительностью к радиации даже в малых дозах.
Для снижения действия радиации используются два вида терапии:
a. Общее укрепление организма (витамины, микроэлементы).
b. Препараты связывающие свободные радикалы
комплексы и выводящие их из организма.
в
устойчивые
Действие больших и малых доз
Считается, что радиация в любых дозах очень опасна. Ее влияние на живой
организм может носить как и позитивный характер: использование в медицине,
так и негативный: лучевая болезнь. Результаты экспериментального облучения
показывают, что наиболее чувствительны к действию радиации млекопитающие,
за ними следуют птицы, рыбы, пресмыкающиеся и насекомые. Чувствительность
растений к излучению варьируется в самых широких пределах, частично совпадая
с показателями для животных. Менее всего чувствительны к высоким дозам
радиации мхи, лишайники, водоросли и микроорганизмы, в частности бактерии и
вирусы. Сравнительная чувствительность организмов представлена на рисунке
(по материалам отчета Научного комитета ООН по действию атомной радиации,
1996 г.). Облучение может вызвать нарушения обмена веществ, инфекционные
осложнения, лейкоз и злокачественные опухоли, лучевое бесплодие, лучевую
катаракту, лучевой ожог, лучевую болезнь.
Детерминированные радиационные эффекты
Детерминированные (нестохастические) радиационные эффекты называют
также пороговыми, поскольку они возникают при облучении в дозах,
превышающих определенный, конкретный для соответствующего эффекта порог
и развиваются у каждого человека, подвергшегося такому радиационному
воздействию. К ним относятся ближайшие соматические эффекты, возникающие
непосредственно после облучения (спустя часы, недели, месяцы): лучевая
реакция, острая и хроническая лучевая болезнь разной степени тяжести, лучевые
ожоги.
Кроме того, выделяют отдаленные (соматические) последствия в виде
нарушений здоровья, развивающихся спустя годы и даже десятилетия, в
частности радиационную катаракту, расстройство функции воспроизводства,
склеротические и дистрофические изменения разных тканей и другие. Характер
и тяжесть детерминированного эффекта вплоть до летального исхода прямо
зависят от величины дозы облучения. Определенное значение имеют, кроме
того, индивидуальные особенности и исходное состояние организма человека,
подвергшегося радиационному воздействию, а также условия облучения: режим
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 31 из 44
сообщения дозы (однократное или протяженное во времени), размещение
источника ИИ относительно тела человека (внешнее, внутреннее или сочетанное
облучение), масштабы облучения (общее или локальное, равномерное или
неравномерное) и пр. Принято считать, что детерминированные эффекты
возникают при облучении в дозах более 0,5-1,0 Гр.
Пороговые дозы возникновения различных нестохастических эффектов для
разных органов и тканей в наиболее обобщенном виде представлены в
публикации 26 МКРЗ и в докладе Научного комитета по действию атомной
радиации (НКДАР ООН) 1982 года. Установленный предел эквивалентной
для предотвращения детерминировааных эффектов составляет 0,15 Зв для
хрусталика и 0,5 Зв для всех остальных органов.
Острые лучевые поражения возникают после однократного или повторных (в
течение нескольких суток) воздействий ИИ в массивных дозах.
При однократном облучении всего тела в дозе до 0,25 Гр (25 рад) каких-либо
изменений в организме не наблюдается, однако хромосомный анализ может
указать на повышение частоты аберрантных клеток костного мозга.
При дозе 0,25-0,50 Гр (25-50 рад) внешние признаки лучевого поражения обычно
отсутствуют, однако могут наблюдаться быстро проходящие изменения крови.
Облучение в дозе 0,5-1,0 Гр (50-100 рад) приводит к лучевой реакции с
кратковременным снижением числа тромбоцитов и лейкоцитов на 4-6-й неделе и
появлению
астенического
синдрома
без
существенной
потери
работоспособности.
Более высокие дозы ИИ (выше 1 ГР) вызывают острую лучевую болезнь (табл.
1). Форму острой лучевой болезни определяют величина дозы излучения,
ведущие патогенетические процессы и соответствующие клинические
проявления.
Таблица 1. Ожидаемые последствия острого воздействия ИИ на организм
Доза
излучения,
Гр (рад)
Форма
острой Степень
лучевой болезни тяжести
0,5 - 1 (50100)
1 - 2 (100-200)
2 - 4 (200-400)
4 - 6 (400-600)
6 - 10 (6001000)
10-50
(1-5
тыс.)
Лучевая реакция
Костномозговая
Костномозговая
Костномозговая
Костномозговая
Желудочнокишечная
Токсемическая
Церебральная
Легкая
Средня
Тяжелая
Крайнетяжелая
%
смертельн
ых
исходов
Сроки
смертельн
ых исходов
20
50
100
100
100
100
до 1,5
до 1
до 2
до 1,5
до 1
Первые
часы
мес
мес
нед
нед
нед
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
50-80
8тыс.)
80-100
тыс.)
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 32 из 44
(5(8-10
Стохастические радиационные эффекты.
Отдаленные эффекты воздействия радиации на человека обычно делятся на две
категории:
1) Соматические (телесные) - возникающие в организме человека, который
подвергался
облучению.
2) Генетические - связанные с повреждением генетического аппарата и
проявляющиеся в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и
более отдаленные потомки человека, подвергшегося облучению.
Выявление возможных соматических и генетических последствий действия
радиации особенно актуально при облучении малыми дозами (единицы,
десятки мЗв).
Полученные статистические данные об эффетах облучения малыми дозами
послужили основанием для выделения другой разновидности биологических
эффектов ИИ - стохастических (вероятностных) беспороговых эффектов
излучения. Помимо злокачественных опухолей различных органов и тканей, к
ним относятся лейкозы, а также уродства у плода и мутагенные (генетические)
дефекты.
Подобные
эффекты
делятся
на
соматико-стохастические
(радиационный канцерогенез, лейкозы, нарушения органогенеза у плода) и
генетические эффекты (т.е. безвредные для данного человека, но опасные для его
потомства). Генетические эффекты возникают в том случае, если поврежденный
ген соединится с геном, имеющим такое же повреждение. Вероятность
появления генетических радиационных эффектов растет с увеличением дозы
излучения, числа лиц всей популяции, подвергающихся облучению, и
количества браков между облученными людьми. Однако представления о
возможности развития наследственных болезней от радиационного воздействия
базируются главным образом на результатах радиобиологических экспериментов
с использованием животных. В натурных наблюдениях за большими
контингентами людей, подвергшихся повышенному облучению, прямых
доказательств они не получили
Сложность решения этой задачи обусловлена тем, что до настоящего времени
мировая наука не располагает точной и исчерпывающей информацией о
биологических эффектах малых доз ИИ. Абсолютной истиной является лишь
невозможность появления детерминированных пороговых эффектов
вследствие воздействия излучения в малых дозах.
Недостаточность прямых данных, позволяющих оценить в интересах
гигиенического нормирования ИИ риск стохастических эффектов излучения в
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 33 из 44
области малых доз, вызвала необходимость условно распространить на нее
закономерности развития таких эффектов при высоких уровнях радиационного
воздействия. Таким образом, в основе гигиенического нормирования ИИ лежит
концепция линейного беспорогового воздействия радиации, в соответствии с
которой любые малые дозы облучения, в том числе и обусловленные
естественным радиационным фоном, не являются безопасными, и,
следовательно, необходимо учитывать беспороговые, или стохастические,
радиационные эффекты, которые они вызывают.
Соответствующие коэффициенты линейной связи между дозой об
лучения и различными стохастическими эффектами устанавливают
на основе известных данных о случаях смерти в результате возникновения
злокачественных
опухолей
и
генетических
дефектов
в
первых
двух поколениях потомства облученных лиц при больших дозах.
Благодаря этой концепции появилась возможность, линейно экстраполируя к
нулю выход стохастических эффектов излучения от того уровня, при котором
они достоверно определяются, рассчитать вероятность их появления для области
малых доз. Если известна доза облучения, то индивидуальная вероятность
смерти в соответствии с концепцией R=r*H.
Коэффициенты риска установлены при выявлении смертельного канцерогенеза
вызванного облучением больших доз (порядка 1 Зв) контрольных групп
(наблюдения за населением в зоне ядерных ипытаний или аварийных выбросов)
установлены следующие:
Орган, ткань
Риск, Зв-1
Красный костный мозг 2•10-4
Костная
ткань 5•10-4
Легкие
2•10-4
Молочная
железа 2,5•10-4
Щитовидная
железа 5•10-4
Остальные
органы* 5•10-4
ВСЕГО
1,25•10-2
Данные по генетическим последствиям облучения весьма неопределенны.
Ионизирующее излучение может порождать жизнеспособные клетки, которые
будут передавать то или иное изменение из поколения в поколение. Однако
анализ этот затруднен, так как примерно 10% всех новорожденных имеют те или
иные генетические дефекты и трудно выделить случаи, обусловленные действием
радиации.
ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ
1. Понятие о ядерном оружий
2. Испытания ядерного оружия
3. Тритий
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 34 из 44
Понятие ядерное оружие объединяет взрывные устройства, в которых энергия
взрыва образуется при делении или слиянии ядер. В узком смысле под ядерным
оружием понимают взрывные устройства, использующие энергию, выделяемую
при делении тяжелых ядер. Устройства, использующее энергию, выделяющуюся
при синтезе легких ядер, называются термоядерными.
ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ
Ядерная реакция, энергия которой используется в ядерных взрывных устройствах,
заключается в делении ядра в результате захвата этим ядром нейтрона.
Поглощение нейтрона способно привести к делению практически любого ядра,
однако для подавляющего большинства элементов реакция деления возможна
только в случае если нейтрон до поглощения его ядром обладал энергией,
превышающей некоторое пороговое значение. Возможность практического
использования ядерной энергии в ядерных взрывных устройствах или в ядерных
реакторах обусловлена существованием элементов, ядра которых делятся под
воздействием нейтронов любой энергии, в том числе сколь угодно малой.
Вещества обладающие подобным свойством называются делящимися
веществами.
Единственным встречающимся в природе в заметных количествах делящимся
веществом является изотоп урана с массой ядра 235 атомных единиц массы (уран235). Содержание этого изотопа в природном уране составляет всего 0.7%.
Оставшаяся часть приходится на уран-238. Поскольку химические свойства
изотопов абсолютно одинаковы, для выделения урана-235 из природного урана
необходимо осуществление достаточно сложного процесса разделения изотопов.
В результате может быть получен высокообогащенный уран, содержащий около
94% урана-235, который пригоден для использования в ядерном оружии.
Делящиеся вещества могут быть получены искусственно, причем наименее
сложным с практической точки зрения является получение плутония-239,
образующегося в результате захвата нейтрона ядром урана-238 (и последующей
цепочки радиоактивных распадов промежуточных ядер). Подобный процесс
можно осуществить в ядерном реакторе, работающем на природном или
слабообогащенном уране. В дальнейшем, плутоний может быть выделен из
отработавшего топлива реактора в процессе химической переработки топлива, что
заметно проще осуществляемого при получении оружейного урана процесса
разделения изотопов.
Для создания ядерных взрывных устройств могут быть использованы и другие
делящиеся вещества, например уран-233, получаемый при облучении в ядерном
реакторе тория-232. Однако, практическое применение нашли только уран-235 и
плутоний-239, прежде всего из-за относительной простоты получения этих
материалов.
Испытания ядерного оружия
Радиологические последствия испытаний ядерного оружия определяются
количеством испытаний, суммарными энерговыделением и активностью осколков
деления, видами взрывов (воздушные, наземные, подводные, надводные,
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 35 из 44
подземные) и геофизическими факторами окружающей среды в период
испытаний (район, метеообстановка, миграция радионуклидов и др.). Испытания
ядерного оружия, которые особенно интенсивно проводились в период 1954-1958
и 1961-1962 гг. стали одной из основных причин повышения радиационного фона
Земли и, как следствие этого, глобального повышения доз внешнего и
внутреннего
облучения
населения.
В США, СССР, Франции, Великобритании и Китае в общей сложности
проведено не менее 2060 испытаний атомных и термоядерных зарядов в
атмосфере, под водой и в недрах Земли, из них непосредственно в атмосфере 501
испытание. Испытания в атмосфере в СССР были завершены в 1962 г., подземные
взрывы на Семипалатинском полигоне - в 1989 г., на Северном полигоне - в 1990
г. Франция и Китай до последнего времени продолжали испытывать ядерное
оружие. По оценкам во второй половине 20-го века за счет ядерных испытаний во
внешнюю среду поступило 1.81 1021 Бк продуктов ядерного деления (ПЯД), из
них на долю атмосферных испытаний приходится 99.84 %. Распространение
радионуклидов
приняло
планетарные
масштабы
(рис.
5-7).
Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более
чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую
часть активности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через
49 и через 343 суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в
10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через час после взрыва. Выход
наиболее биологически значимых радионуклидов приведен в таблице 23. Кроме
ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной
активности ( 3Н, 14С., 28Al, 24Nа, 56Mn, 59Fe, 60Cо и др.) и неразделившейся частью
урана и плутония. Особенно велика роль наведенной активности при
термоядерных
взрывах.
При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных
взрывах до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных
веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра
перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же
широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время
этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть
радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10-15 км), где
происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад.
Нераспавшиеся радионуклиды выпадают по всей поверхности Земли. Дозы
облучения населения от глобальных выпадений незначительны (таблица 1).
Таблица 1
Дозы облучения населения от глобальных выпадений в год
Зона
Вклады
отдельных
видов
Индивидуальная облучения, %
ожидаемая доза, внешнее
внутреннее
мЗв
пища
воздух
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Умеренный пояс Северного
полушария
Умеренный пояс Южного
полушария
Весь земной шар
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 36 из 44
4.5
24
71
5
3.1
8
90
2
3.8
18
79
3
Годовые дозы облучения населения коррелируют с частотой испытаний. Так, в
1963 году коллективная среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями,
составила 7% дозы облучения от естественных источников. К 1966 году она
снизилась до 2%, а к началу 80-ых годов уменьшилась до 1%. В дальнейшем
формирование доз будет происходить практически только за счет 14C.
Суммарная ожидаемая коллективная эффективная доза от всех испытаний,
произведенных к настоящему времени, составит в будущем около 3 *10 7 чел-Зв. К
1980г. человечество получило лишь 12% этой дозы. Из этой суммарной дозы
основной вклад дадут следующие радионуклиды:
Таблица 2
Т1/2 = 5730 лет
69% общей дозы;
137
Т1/2 = 30 лет
14%;
95
Zr
Т1/2 = 65 дней
5.3%;
90
Sr
Т1/2 = 28 лет
3.2%;
106
Т1/2 = 373 дня
2.2%;
144
Т1/2 = 285 дней
1.4%;
3
H
Т1/2 = 12 лет
1.2%;
131
Т1/2 = 8 дней
0.9%;
14
C
Сs
Ru
Ce
I
Таблица 3 содержат сведения об испытаниях ядерного оружия в атмосфере и
вызванных ими образованиях различных радионуклидов.
Таблица 3
Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве.
Элемент
Заряд
Период
Выход на одно Активность на
полураспада
деление,%
1 Мт, (1015 Бк)
Стронций-89
38
50.5 сут
2.56
590
Стронций-90
38
28.6 лет
3.5
3.9
Цирконий-95
40
64 сут
5.07
920
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 37 из 44
Рутений-103
44
39.5 сут
5.2
1500
Рутений-106
44
368 сут
2.44
78
Иод-131
53
8 сут
2.90
4200
Цезий-136
55
13.2 сут
0.036
32
Цезий-137
55
30.2 лет
5.57
5.9
Барий-140
56
12.8 сут
5.18
4700
Церий-141
58
32.5 сут
4.58
1600
Церий-144
58
284 сут
4.69
190
Водород-3
1
12.3 лет
0.01
2.6 10-2
Тритий
Тритий - это радиоактивная форма водорода, содержащая два нейтрона, и
поэтому имеющая атомный вес 3 (1 протон и 2 нейтрона). Большая часть трития
имеет искусственное происхождение. Иногда тритий встречается в природе, где
он образуется в результате взаимодействия между атмосферой и космическим
излучением. Имея относительно короткий период полураспада (12,3 года), тритий
распадается примерно на 5,5 процента в год.
В газообразном состоянии тритий представляет собой отдельные атомы с малыми
размерами и массой. Благодаря этому он свободно проникает сквозь все защитные
оболочки, кроме особо прочных и специально разработанных, и легко
смешивается с другими формами водорода в воде и водяном паре. Тритий
образует тритиевую воду, замещая один или оба атома нерадиоактивного
водорода в молекуле воды. Тритиевая вода часто обозначается как HTO или T2O,
в зависимости от того, содержится ли в молекуле воды, соответственно, один или
два атома трития. (Обозначение воды H2O.) Когда тритиевая вода образуется
путем абсорбции нейтрона в одном из ядер дейтерия (D) в тяжелой воде (D2O),
образуется DTO. Хотя все формы воды, содержащие тритий, радиоактивны, в
химическом отношении они тождественны обычной воде (H2O). Проникающая
способность трития объясняется подвижностью тритиевой воды наряду с
нерадиоактивной водой в природной среде и большими трудностями отделения ее
небольшого содержания от обычной воды.
В ядерном оружии основная функция трития - усиление выработки делящихся
материалов, что используется как в оружии, основанном на чистой реакции
деления, так и в предварительных вариантах термоядерного оружия. Тритий
находится в боеголовке, в съемных контейнерах многоразового использования и
повышает эффективность взрыва ядерных материалов. Хотя по этому вопросу нет
открытых данных, предположительно каждая боеголовка содержит около четырех
граммов трития. Однако для нейтронных бомб, высвобождающих большее
количество радиации, по оценкам специалистов требуется большее количество
трития (10-30 грамм).
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 38 из 44
Радиационный контроль и радиационная безопасность
1. Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности
2. Защита от ионизирующих излучений
3. Меры защиты
Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и
будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия
ионизирующего излучения.
Устанавливаются следующие основные гигиенические нормативы (допустимые
пределы доз) облучения на территории Республики Казахстан в результате
использования источников ионизирующего излучения:
- для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001 зиверта или
эффективная доза за период жизни (70 лет) - 0,07 зиверта; в отдельные годы
допустимы большие значения эффективной дозы при условии, что средняя
годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не
превысит 0,001 зиверта;
- для работников средняя годовая эффективная доза равна 0,02 зиверта или
эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) - 1 зиверту;
допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 0,05 зиверта при
условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять
последовательных лет, не превысит 0,02 зиверта.
Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности
санитарные правила сп 2.6.1.799-99
4. Общие положения
4.1. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности
Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной
среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы
радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и
требования радиационной защиты, установленные "О радиационной безопасности
населения" N 3-З от 09.01.96 Контроль за реализацией основных принципов
должен осуществляться путем проверки выполнения следующих требований:
4.1.1. Принцип обоснования должен применяться на стадии принятия решения
уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и
радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно технической документации на использование источников излучения, а также при
изменении условий их эксплуатации.
В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к
источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 39 из 44
этом в качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным
мероприятием дозу. Однако мероприятия, направленные на восстановление
контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном
порядке.
4.1.2. Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком
и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ99), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических
факторов.
В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более
высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к
защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба,
связанного с вмешательством.
4.1.3. Принцип нормирования, требующий непревышения установленных законом
"О радиационной безопасности населения" и НРБ-99 индивидуальных пределов
доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми
организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.
4.1.4. Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения,
регламентированными НРБ-99, вводится система дополнительных производных
нормативов от пределов доз в виде допустимых значений: мощности дозы,
годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.
Поскольку производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для
однофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то
их использование должно быть основано на условии непревышения единицы
суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
4.1.5. Для предупреждения использования установленного для населения предела
дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их
количество должны применяться квоты на основные техногенные источники
облучения.
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 (ПДД) - 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
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 40 из 44
категории
Б
определяется
предел
дозы
(ПД).
В НРБ-99 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.
Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице .
Таблица 1.
Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (мЗв/год).
Категории
лиц
Группы критических органов
1
2
3
Категория
А,
предельно 50
допустимая доза (ПДД)
150
300
Категория Б, предел дозы(ПД)
15
30
5
Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения
используют производные нормативы (допустимые уровни - ДУ мощности,
активности и т.д.) и контрольные уровни.
ДУ 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 (КУ) 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 ДС А;
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;
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 41 из 44
допустимая
плотность
потока
частиц
ДППБ;
- допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗ Б .
Численные значения допустимых уровней для категорий А и Б в полном объеме
содержатся в "Нормах радиационной безопасности" (НРБ-99).
Выписка из норм радиационной безопасности (НРБ-99)
1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для
обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него
ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.
1.3. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего
излучения на человека:
- в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;
- в результате радиационной аварии;
- от природных источников излучения;
- при медицинском облучении.
Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для
каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется
для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а
также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.
1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
- персонал (группы А и Б);
- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их
производственной деятельности (В).
Основные пределы доз
Таблица 2.
Нормируемые
Пределы доз
величины
персонал (группа А)
население
Эффективная доза
20 мЗв в год в среднем 1 мЗв в год в среднем
за
любые за
любые
последовательные
5 последовательные 5
лет, но не более 50 лет, но не более 5 мЗв
мЗв в год
в год
Эквивалентная доза 150 мЗв
15 мЗв
за год в хрусталике
глаза
коже
500 мЗв
50 мЗв
кистях и стопах
500 мЗв
50 мЗв
Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения
персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А.
Основные пределы доз являются базовыми и все остальные уровени (их
очень много, например, допустимой объемной (бк/куб .м) или удельной
активности (бк/кг) для отдельных радионуклидов, устанавливаются исходя из
них. предполагается, что установленные пределы обеспечат основные пределы
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 42 из 44
доз. таким образом, все предельные уровни устанавливаются исходя из
обеспечения основных дозовых пределов. кроме основных дозовых пределов и
допустимых уровней устанавливаются контрольные уровни для каждого
радиационного объекта для обеспечения достигнутого уровня радиационной
безопасности. выше контрольных уровней начинает срабатывать сигнализация и
т.п.
Защита от ионизирующих излучений












Ниже предлагаются рекомендации общего характера по защите от
ионизирующего излучения разного типа.
От альфа-лучей можно защититься путём:
увеличения расстояния до ИИИ, т.к. альфа-частицы имеют небольшой
пробег;
использования спецодежды и спецобуви, т.к. проникающая способность
альфа-частиц невысока;
исключения попадания источников альфа-частиц с пищей, водой, воздухом
и через слизистые оболочки, т.е. применение противогазов, масок, очков и т.п.
В качестве защиты от бета-излучения используют:
ограждения (экраны), с учётом того, что лист алюминия толщиной несколько
миллиметров полностью поглощает поток бета-частиц;
методы и способы, исключающие попадание источников бета-излучения
внутрь организма.
Защиту от рентгеновского излучения и гамма-излучения необходимо
организовывать с учётом того, что эти виды излучения отличаются большой
проникающей способностью. Наиболее эффективны следующие мероприятия (как
правило, используемые в комплексе):
увеличение расстояния до источника излучения;
сокращение времени пребывания в опасной зоне;
экранирование источника излучения материалами с большой плотностью
(свинец, железо, бетон и др.);
использование защитных сооружений (противорадиационных укрытий,
подвалов и т.п.) для населения;
использование индивидуальных средств защиты органов дыхания, кожных
покровов и слизистых оболочек;
дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.
При использовании различного рода защитных сооружений следует учитывать,
что мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения снижается в
соответствии с величиной коэффициента ослабления (Косл).
Для населения страны, в случае объявления радиационной опасности существуют
следующие рекомендации.
УКРЫТЬСЯ В ЖИЛЫХ ДОМАХ. Важно знать, что стены деревянного дома
ослабляют ионизирующее излучение в 2 раза, а кирпичного - в 10 раз. Погреба и
подвалы домов ослабляют дозу излучения от 7 до 100 и более раз .
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013



Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 43 из 44
ПРИНЯТЬ МЕРЫ ЗАЩИТЫ ОТ ПРОНИКНОВЕНИЯ В КВАРТИРУ (ДОМ)
РАДИАКТИВНЫХ
ВЕЩЕСТВ
С
ВОЗДУХОМ:
закрыть форточки, уплотнить рамы и дверные проёмы.
СДЕЛАТЬ ЗАПАС ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ: набрать воду в закрытые ёмкости,
подготовить простейшие средства санитарного назначения (например, мыльные
растворы для обработки рук), перекрыть краны.
ПРОВЕСТИ ЭКСТРЕННУЮ ЙОДНУЮ ПРОФИЛАКТИКУ (как можно
раньше, но только после специального оповещения!). Йодная профилактика
заключается в приёме препаратов стабильного йода: йодистого калия или водноспиртового раствора йода. При этом достигается 100%-ная степень защиты от
накопления
радиоактивного
йода
в
щитовидной
железе.
Водно-спиртовой раствор йода следует принимать после еды 3 раза в день в
течение 7 суток:
- детям до 2 лет - по 1-2 капли 5%-ной настойки на 100 мл молока или
питательной
смеси;
- детям старше 2 лет и взрослым - по 3-5 капель на стакан молока или воды.
Наносить на поверхность кистей рук настойку йода в виде сетки 1 раз в день в
течение 7 суток.
Средние значения коэффициента ослабления дозы
Таблица 3 радиации
Наименование укрытий и транспортных средств или Косл
условия расположения (действия) войск (населения)
Открытое расположение на местности
1
Заражённые траншеи, канавы, окопы, щели
3
Вновь отрытые траншеи, канавы, окопы, щели
20
Перекрытые траншеи, канавы, окопы и т.п.
50
ТРАНСПОРТНЫЕ СРЕДСТВА
Железнодорожные платформы
1,5
Автомобили, автобусы и крытые вагоны
2
Пассажирские вагоны
3
Бронетранспортёры
4
Танки
10
ПРОМЫШЛЕННЫЕ И АДМИНИСТРАТИВНЫЕ ЗДАНИЯ
Производственные одноэтажные здания (цехи)
7
Производственные и административные трёхэтажные здания
6
ЖИЛЫЕ КАМЕННЫЕ ДОМА
Одноэтажные (подвал)
10/40
Двухэтажные (подвал)
15/10
0
Трёхэтажные (подвал)
20/40
0
Пятиэтажные (подвал)
27/40
ЖИЛЫЕ ДЕРЕВЯННЫЕ ДОМА
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013






Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 44 из 44
Одноэтажные (подвал)
2/7
Двухэтажные (подвал)
8/12
В СРЕДНЕМ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ
Городского
8
Сельского
4
Начать готовиться к возможной эвакуации
Подготовить документы и деньги, предметы, первой необходимости, упаковать
лекарства, минимум белья и одежды. Собрать запас консервированных продуктов.
Все вещи следует упаковать в полиэтиленовые мешки.
Постараться выполнить следующие правила:
принимать консервированные продукты;
не пить воду из открытых источников;
избегать длительных передвижений по загрязненной территории, особенно
по пыльной дороге или траве, не ходить в лес, не купаться;
входя в помещение с улицы, снимать обувь и верхнюю одежду.
В случае передвижения по открытой местности используйте подручные
средства защиты:
органов дыхания: прикрыть рот и нос смоченными водой марлевой
повязкой, носовым платком, полотенцем или любой частью одежды;
кожи и волосяного покрова: прикрыть любыми предметами одежды,
головными уборами, косынками, накидками, перчатками.
Меры защиты
Меры радиационной защиты персонала и населения регламентируются
нормами радиационной безопасности (НРБ-99) и основными санитарными
правилами (ОСП-72-87).
Меры
защиты
направлены
на:
предотвращение возникновения детерминированных эффектов путем
ограничения облучения дозой ниже порога возникновения этих эффектов
(нормирование
годовой
дозы);
- принятие обоснованных мер по снижению вероятности индуцирования
отдаленных стохастических последствий (онкологических и генетических) с
учетом
экономических
и
социальных
факторов.
Целью мер защиты является обеспечение высоких показателей здоровья
населения, которые включают: продолжительность жизни, интегральные по
времени характеристики физической и умственной работоспособности,
самочувствие и функцию воспроизводства.
Меры
защиты
включают:
- снижение облучения населения от всех основных источников излучения;
- ограничение вредного действия на население нерадиационных факторов
физической
и
химической
природы;
- повышение резистентности и антиканцерогенной защищенности жителей;
медицинскую
защиту
населения;
повышение уровня радиационно-гигиенических знаний населения,
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 45 из 44
психологическую помощь населению, помощь в преодолении преувеличенного
восприятия
опасности
радиации;
формирование
здорового
образа
жизни
населения;
повышение социальной, экономической и правовой защищенности
населения.
В случаях аварийных ситуаций принимаются дополнительные меры защиты,
обеспечивающие снижение дозы облучения населения загрязненной территории и
включающие:
отселение
жителей
(временное
или
постоянное);
- отчуждение загрязненной территории или ограничение проживания и
функционирования
населения
на
этой
территории;
дезактивацию
территории,
строений
и
других
объектов;
- систему мер в цикле сельскохозяйственного производства по снижению
содержания радионуклидов в местной растительной и животной пищевой
продукции;
- нормирование, радиационный контроль и выбраковку сельскохозяйственных
и природных пищевых продуктов с последующей переработкой их в радиационно
чистые продукты, а также снабжение населения радиационно чистыми пищевыми
продуктами;
- внедрение в практику специальных правил поведения жителей и ведения
ими
приусадебного
хозяйства.
Дополнительные меры также включают оптимизацию медицинского
обслуживания населения и снижение доз облучения от других источников, в
частности за счет ограничения поступления радона в жилые и производственные
помещения.
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 46 из 44
СХЕМА ЯТЦ
Основные проблемы ЯТЦ (ядерно-топливного цикла связаны с
образованием опасных радиоактивных отходов) и риском радиационного
загрязнения окружающей среды в случае аварийного выброса отходов.
Риск аварийной ситуации снижается за счет специальной системы защиты.
Особенно важна дополонительная аварийная защита для реакторов РБМК,
которые удобнее в эксплуатации, но в случае отклонения параметров в
системе могут начать разгоняться. Избыточное тепло может привести к
механическим взрывам и сплавлению активной зоны реактора. (в реакторе
ВВЭР ядерная реакция затухает при повышении температуры или давления).
Ядерного взрыва в активной зоне произойти не может так как недостаточны
концентрации урана-235.
Под радиоактивными отходами принято понимать непригодные к
использованию в настоящее время и в будущем твердые и жидкие вещества,
содержащие радионуклиды с концентрацией, превышающей допустимый
уровень.
Радиоактивные отходы, образующиеся на предприятиях ЯТЦ, имеют
естественные и искусственные радионуклиды. Состав первых радионуклидов
определяется продуктами распада уранового ряда, вторых — продуктами
деления урана и активацией ряда стабильных элементов.
При добыче и обогащении урановой руды образуются следующие отходы:
твердые — пустая порода, отходы потребления (отработавшее оборудование,
лом и т. п.); жидкие — шахтные и дренажные воды: пылегазообразные —
вентиляционные выбросы из подземных разработок. Твердые отходы добычи и
обогащения руд (отвальные породы и т. п.) являются источниками
загрязнения окружающей среды, так как из них под дёйствием атмосферных
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 47 из 44
осадков вымываются уран, радий, полоний и другие радиоактивные вещества.
Эти отходы удаляют в выработанные шахты и карьеры. Шахтные воды
используются для производственных нужд при добыче и переработке руд.
Источником радиоактивного загрязнения окружающей среды могут быть
«хвостохранилища» гидрометаллургических заводов по получению уранового
концентрата (урана-235 необходимой концентрации). Для предотвращения
такого загрязнения «хвостохранилище» после прекращения эксплуатации
покрывается слоем земли около 6 м, в результате такой защиты интенсивность
выделения радона в атмосферу снижается до фонового значения.
Наибольшую опасность для человека и окружающей среды представляют
радиоактивные отходы (высокая удельная активность), образующиеся в
активной зоне реактора при эксплуатации АЭС. Основная часть
радионуклидов— 99,9 % среди всего ЯТЦ — генерируется в твэлах
(тепловыделяющие сборки) ядерных реакторов в виде продуктов деления ядер
урана и продуктов активации примесей, содержащихся в теплоносителе первого
контура. При нормальной работе АЭС только небольшая часть радионуклидов
проникает в окружающую среду с газообразными и жидкими отходами.
После выгрузки из реактора (работает несколько лет, пересавляется на
разные участки активной зоны для заданного распределения цепной ядерной
реакции). После выгрузки ТВЭЛ выдерживается в специальных емкостях в
специальных бассейнах на территории АЭС для снижения уровня радиации за
счет быстрораспадающихся изотопов (йод 131 и т.д.). Далее отработанное
топливо поступает на радиохимические заводы. На радиохимических заводах
из отработавших твэлов отделяют уран и плутоний от других продуктов
деления. Для этого твэлы механически разрезаются и обрабатываются азотной
кислотой. Образовавшиеся нитраты уранила и плутония экстрагируют
трибутилфосфатом, а затем раздельно их извлекают. Далее твердые отходы
подлежат захоронению.
Жидкие радиоактивные отходы (пульпы, кубовые остатки, отработанные
ионообменные смолы и другие адсорбенты) переводятся в твердую фазу
остекловыванием. Для этого они временно собираются в накопительные
емкости. В дальнейшем эти отходы подлежат концентрированию следующими
способами: выпариванием, осаждением, фильтрацией, кальцинацией и т. п. с
последующим отверждением (включение в битумы, бетоны, стекло,
синтетические материалы) и захоронением в могильники.
Пример: Метод кальцинации состоит в том, что жидкие отходы высокой
удельной активности вначале выпаривают, а затем нагревают до 500—700 °С в
спецаппаратах. При этом образуется смесь окислов металлов в малом объеме
Образовавшийся кальцинат химически неустойчив, поэтому его связывают со
стеклом, керамикой или керметом.
Источниками твердых отходов на АЭС являются также детали
технологического оборудования реактора, инструменты, вышедшие из строя и
имеющие наведенную активность или загрязненные долгоживущими
радионуклидами. К твердым отходам относятся загрязненные радиоактивными
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 48 из 44
веществами спецодежда, спецобувь, мусор, а также жидкие отходы,
переведенные в твердое состояние. Несжимаемые материалы и предметы
захоранивают в специально построенных могильниках. Отходы, поддающиеся
сжиганию, сжигают в замкнутых объемах, чтобы не загрязнять атмосферного
воздуха радиоактивными аэрозолями, образовавшуюся золу собирают в
контейнеры и отправляют в могильники.
Обращение со всеми перечисленными отходами зависит от удельной бетаактивности и мощности гамма излучения (см. таблицу) и подразделяется на
три группы.
Отходы I группы опасны при попадании внутрь организма человека,
II группы — представляют опасность как источник внешнего облучения,
III группы — опасны как источник внешнего облучения, имеющий высокую
удельную активность, требующий, кроме мощной радиационной защиты,
охлаждения в течение длительного времени.
Захоронение твердых и отвержденных радиоактивных отходов должно быть
организовано в специальных хранилищах. Твердые отходы I и II группы
помещаются в бетонные хранилища. III группа захоранивается в подземные
гидроизоляционные емкости, выполненные из нержавеющей стали и
окруженные бетонной оболочкой. Для контроля утечек вокруг могильника
сооружают скважины. Для органических отходов выделяются отдельные отсеки,
снабженные вытяжной вентиляцией и системой пожаротушения. Все работы,
связанные с захоронением твердых радиоактивных отходов, должны быть
механизированы. При заполнении могильников отходами они должны быть
перекрыты бетонными плитами с последующим асфальтированием поверхности.
Мощность эквивалентной дозы от поверхности бетонных плит на расстоянии 1
м не должна превышать 2,8-10-2 мЗв/ч. Для контроля могильника на расстоянии
5—10 м сооружаются наблюдательные скважины.
В некоторых странах рассматривается возможность использования
следующих методов удаления высокоактивных радиоактивных отходов:
захоронение на морском дне или под ним; континентальных стабильных
геологических формациях, во льдах Антарктики или Гренландии, выброс
отходов в космос; облучение долгоживущих трансурановых элементов в реакторе.
При захоронении на морском дне или под ним предлагается выбирать
глубоководные впадины, удаленные от континента. При этом контейнеры
предполагается изготовлять двух типов: из нержавеющей стали и бетона или
из свинца и меди (титана).
УМКД 042-18-10.1.69/03-2013
Ред. №1 от 18.09.2013
стр. 49 из 44
Многие геологические формации — глинистые, скалистые породы, соляные
породы—могут быть использованы для надежного захоронения высокоактивных
отходов. Чтобы обеспечить коррозийную стойкость герметичных контейнеров их
рекомендуют изготавливать из свинца и титана. Соляные породы имеют высокую
гидронепроницаемость, отсутствия трещин, , целостности пластов соли, а также
небольшую трудоемкость в сооружении стволов, туннелей и полостей. Что касается
предложения о захоронении отходов в Антарктики, то Международная конвенция
об охране Антарктиды запретила захоронение радиоактивных отходов на этом
континенте. Удаление отходов за пределы земной атмосферы невозможно из-за
высокой стоимости выведения груза. Решение проблемы радиационно
безопасного захоронения высокоактивных отходов затрудняет присутствие в них
трансурановых элементов (Рu, Аm, Сm), имеющих большие периоды
полураспада и высокую радиотоксичность. Это требует надежной защиты от них и
их изоляции на сроки порядка 104 лет и более. Радионуклиды Аm, Сm трудно
выделить из отходов как из-за их сложных химических соединений с другими
элементами, так и из-за отсутствия разделительных реагентов. Примесь Рu в
отходах после его экстрагирования составляет около 0,5 %.
Для удаления актиноидов из радиоактивных отходов можно использовать
метод облучения долгоживущих трансурановых элементов (ядерная
трансмутация или «пережог» альфа-активных радионуклидов) в реакторе.
При этом методе указанные радионуклиды превращаются в короткоживущие
продукты деления. Для «пережигания» актиноидов наиболее эффективны
реакторы на быстрых нейтронах, но особо перспективными будут
термоядерные реакторы.