I. Радиация. Характеристика ионизирующих излучений.
II. Основные дозиметрические величины. Последствия облучения. Расчет дозы облучения. Ослабление излучений.
III. Радиоактивное загрязнение местности. Радиационный фон. Основные нормативы по радиационной безопасности.
Первый вопрос. К радиационно опасным объектам (РОО) относят предприятия ядерного топливного цикла ЯТЦ, конечной целью которых является выработка электроэнергии или тепла, а также хранилища ядерных отходов и различные учреждения, проводящие работы с радионуклидами, заводы по обогащению урана и др. Наиболее опасным объектом ЯТЦ является ядерный реактор, который устанавливается на АЭС (атомных электростанциях), кораблях, подводных лодках, в НИИ. Известно, что ядерная энергия получается на использовании трех делящихся элементов - изотопов урана – 233, 235 и плутония – 239. Причем U – 233 и Pu – 239 получают искусственным путем в процессе ЯТЦ.
Аварии на РОО особо опасны с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. По данным МАГАТЭ за период с 1971 по 1985гг. в 14 странах мира на АЭС имели место более 150 аварий различной тяжести (т.е. около 10 аварий в год). Но наиболее тяжелая по своим последствиям явилась Чернобыльская катастрофа 26.04.86 г. в СССР – авария на Чернобыльской АЭС, где произошел тепловой взрыв атомного реактора. В целом площадь территории, загрязненной цезием – 137 свыше 1 Ки/км2, составила более 100 тыс. км2 с населением около 4 млн. человек (данные 1991 г.). Катастрофы с атомными подводными лодками «Комсомолец», «Курск». Причины аварий традиционны: ошибки в проектах и дефекты; износ оборудования; коррозия; ошибки операторов; ошибки в эксплуатации и др. причины. Возможны аварии в результате СБ, на ЖДТ при перевозках ядерных отходов, ядерных грузов и др.
|
|
Последствия подобных аварий связанны с возникновением ряда ионизирующих излучений (ИИ), источником которых являются радиоактивные химические элементы (радионуклиды), которые образуются в реакторах. Напомним, что радиоактивность – это самопроизвольное превращение (распад) атомных ядер, приводящее к образованию устойчивого ядра и сопровождающееся испусканием ИИ. Она бывает естественная и искусственная (ядерная реакция). Естественная радиоактивность была всегда, есть и будет всегда. Она открыта в 1896 г. А. Беккерелем, французским физиком.
В настоящее время установлены следующие основные виды естественных р/активных превращений ядер:
а) Альфа – распад (a - распад)® излучение ядер гелия 24Не; сопровождается g - излучением; называют a - излучением.
б) Бета – распад (b - распад) ® излучение b± (электронов и позитронов) при взаимных превращениях нейтронов в протон и наоборот, т.е. n0 - b- ® р+ или р+ - b+ ® n0 ; сопровождается g - излучением.
|
|
в) Электронный захват – захват ядром электрона с оболочки; образуется новый химический элемент с зарядом на единицу меньше.
г) Деление ядер, самопроизвольный распад ядра на два радиоактивных «осколка», сопровождается выделением 2 – 3 нейтронов и g - излучением. Называют «нейтронным излучением».
Ионизирующими излучениями называют излучения, которые прямо или косвенно способны ионизировать среду (создать раздельные электрические заряды). К ним относят*: рентгеновское и g - излучения, а также излучения, состоящие из потока заряженных (a+ и b± - частицы, протоны, тяжелые ядра отдачи) и незаряженных частиц (нейтронов). Кроме данных частиц при ядерных превращениях могут образовываться другие элементарные частицы, т.е. к ИИ относят:
- рентгеновское и g - излучения;
- поток заряженных частиц - (a+ , b± , р+ , ядра отдачи);
- поток нейтральных частиц n0 ;
- частицы - p,m,к – мезоны, мюоны и др.
Рентгеновское и g - излучение обладают высокой проникающей (g -изл. в воздухе распространяется до 100 м, а в ткани до 15 см) и достаточной ионизирующей способностью и представляют основную опасность как источники внешнего облучения. Бета – частицы (электроны и позитроны) краткобежны в воздухе (до 3,8 м/МэВ), а в биоткани – до нескольких миллиметров. Эти частицы могут действовать на кожу дистанционно и контактным путем (при загрязнении одежды и тела). Альфа – частицы (ядра гелия) краткобежны в воздухе (до 11 см), в биоткани до 0,1 мм. Указанные частицы обладают большой ионизирующей способностью. Они особенно опасны при попадании внутрь организма с воздухом, пищей. Заметим, что ионизирующая способность альфа и бета – частиц будет во многом зависеть от энергии, с которой они покидают «материнское» («дочернее») ядро. Так, a - частицы способны создать до 65000 пар ионов на 1 см пути, а b - частицы – 100 – 300 пар ионов на 1 см пути в воздухе; g - кванты – за счет фотоэффекта способны косвенно создать 2 – 3 пары ионов на 1 см пути.
Проходя через среду (биологическую ткань) ИИ ионизируют ее, что приводит к физико – химическим или биологическим изменениям свойств среды (на атомно – молекулярном уровне). Живые клетки не переносят ионизацию. При ионизации живого организма нарушаются обменные процессы, нормальное функционирование нервной, эндокринной, иммунной, дыхательной, сердечно – сосудистой, пищеварительной и др. систем. Технические устройства при ионизации теряют или изменяют свои свойства. Так, диоды, транзисторы, конденсаторы, оптические устройства и др. выходят из строя. Короче, все живое и неживое не «терпит» излишнего облучения, т.е. воздействия ИИ.
Облучение (воздействие ИИ) может быть внешним (на весь объект или отдельные его части) или внутренним (при попадании в организм с воздухом, водой, пищей).
Второй вопрос. Вся энергия, которой обладают ИИ, затрачивается на ионизацию объекта. Количественной ее мерой является доза излучения (облучения) – D. Ее производная – мощность дозы – Р (отношение дозы к интервалу времени ее накопления). Величины и единицы измерения, используемые в дозиметрии ИИ, приведены в табл.8.1.
Таблица 8.1. Основные дозиметрические величины и единицы их измерения
Величины и их символы | в СИ | Внесистемные | Соотношения между единицами |
Активность, А – мера радиоактивности. Характеризует скорость ядерных превращений (распада) радионуклидов | Бк – беккерель | Кu- кюри | 1Бк=1расп/с=2,7х10-11 Кu; 1Ku=3,7х1010Бк |
Экспозиционная доза, Х-мера ионизации воздуха. Характеризует потенциальную возможность поля ИИ к облучению тел (вещества). | Кл/кг – кулон на килограмм | Р –рентген | 1Кл/кг=3,88х103Р;1Р=2,58х10-4 Кл/кг=2,08х109 пар ионов в 1 см3 воздуха; 1Р=0,88 рад – в воздухе; 1Р=0,93 рад – в ткани |
Поглощенная доза, Д – мера радиационного эффекта облучения. Характеризует энергию излучения, переданную телу определенной массы. Фундаментальная дозиметрическая величина | Гр – грей | Рад – рад (радиационная адсорбированная доза) | 1Гр=1Дж/кг=100рад; 1Рад=100эрг/г=10-2Гр |
Эквивалентная доза, Н – мера биологического эффекта облучения в зависимости от вида ИИ. Произведение поглощенной дозы данного вида излучения на соответствующий взвешивающий коэффициент. WR – (взвешивающий коэфф. вида излучения) Hi=W Ri Di; | Зв – зиверт | Бэр – бэр (биологический эквивалент рада) | 1Зв=1Гр×W=100бэр; 1Бэр=1Рад×W=10-2Зв;* |
Эффективная доза, Е – мера риска возникновения отдаленных последствий облучения с учетом радиочувствительности различных органов. Сумма произведений эквивалентной дозы НТ в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент WT, E=åWTHT | Зв – зиверт | Бэр – бэр | |
Мощность дозы – приращение дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) за интервал времени к этому интервалу: Р=dД/dt; | За единицу времени могут приниматься секунда, час, сутки, год: Гр/ч,× Зв/ч, рад/с, и т.д. |
Примечания: В практике дозиметрических измерений могут также широко использоваться:
|
|
-Эффективная коллективная, полувековая и другие дозы;
-Десятичные кратные и дольные части указанных единиц – дека, гекто, кило, мега, деци, санти, милли. микро и т.д.;
-Активность – удельная (Бк/кг), объемная (мкКu/литр), поверхностная (мкКu/см2) или Кu/км2 и др.
Последствия облучения для людей могут быть самыми различными. Они во многом определяются величиной дозы облучения и временем ее накопления. Возможные последствия облучений людей приведены в табл.8.2.
Таблица 8.2. Радиационные эффекты облучения
Телесные (соматические). Воздействие на облучаемого. Имеют дозовый порог | Вероятностные телесные (соматико-стохастические). Условно не имеют дозового порога | Гинетические. Воздействие на потомство. Условно не имеют дозового порога | ||
Острая лучевая болезнь | Сокращение продолжительности жизни | Доминантные генные мутации | ||
Хроническая лучевая болезнь | Лейкозы (скрытый период 7-12 лет) | Рецессивные генные мутации | ||
Локальные лучевые повреждения | Опухоли разных органов (скрытый период до 25 лет и более) | Хромосомные абберрации. |
Зависимость эфекктов от дозы однократного (кратковременного) облучения человека представлена в табл. 8.3.
|
|
Таблица 8.3. Зависимость эффектов от дозы однократного 1 (кратковременного) облучения человека
Д О З А | Э Ф Ф Е К Т | |
Грей | рад | |
Пороговая доза поражения центральной нервной системы («электронная смерть») | ||
6,0 | Минимальная абсолютно-смертельная доза | |
4.0 | Средне-смертельная доза (доза 50% выживания) | |
1,5 | Доза возникновения первичной лучевой реакции (в зависимости от дозы облучения различают четыре степени острой лучевой болезни: 100-200 рад – 1ст., 200-400 рад –2 ст., 400-600 рад –3 ст., свыше 600 рад –4 ст.) | |
1,0 | Порог клинических эффектов | |
0,1 | Уровень удвоения генных мутаций |
Расчет дозы.
Установлено, что спад уровней радиации на местности (аналогично и активности) подчиняется зависимости (закону Вея – Вигнера, по имени английских физиков).
, (1)
где Р0 и Рt – уровни радиации (мощности дозы) на местности на время t0 и t;
t0 и t – время, прошедшее после взрыва (аварии реактора);
n = 1,2 – для ядерного взрыва; 0,4-0,5 – для атомных реакторов.
Данная зависимость позволяет определить уровень радиации (мощность дозы) на любое время, прошедшее после взрыва (аварии), если уровень радиации (мощность дозы) была установлена (измерена) на какое – то время t0, прошедшее после аварии (взрыва).
Получаемая доза облучения по сути величина интеграла (площади), ограниченной кривой Pt = f(t) и временами начала tн и конца облучения tк.
Если в зависимости (1) t0 = 1 час, то Рt = Р1 (t)-n. Так как (по определению), то
(2)
Если ввести дозовый коэффициент Кдоз равный:
,
то полученная доза
(без учета воздействия среды на радиацию).
Исследуем зависимость (2).
1. Если
Но и , тогда (3)
Если , то и , а если час, то , т.е.
(4)
Вывод. Анализ формулы дает: если время после взрыва будет увеличиваться в 7n раз, то мощность дозы на местности будет уменьшаться в 10n раз; максимальная доза облучения при длительном облучения не будет превышать 5 начальных мощностей и пределом ее является 5 Р 1.
2. Если , то
, (5)
т.е. спад уровней радиации на местности идет медленнее, чем после ЯВ.
Если имеется защитная среда (стены, перекрытия, техника и др.), то получаемая доза будет уменьшаться в Косл раз, т.е. итоговая формула
, (6)
Для составлены таблицы.
Замечания. Закон Вея – Вигнера для и имеет ряд недостатков, т.е. , а , это не вяжется со здравым смыслом (аварии или взрыва еще нет, а мощность дозы бесконечно велика, а доза может быть бесконечной при длительном облучении).
Лучше подходит логарифмически – нормальный Закон в виде
, (7)
где: и – параметры закона (– время, за которое мощность дозы Р 0уменьшится в 2 раза); t – заданное время после аварии, час;
, интеграл ошибок.
По данной формуле (7) рассчитаны таблицы.
Любая защитная среда, любой материал ослабляет действие ионизирующих излучений. На этом и основана защита от воздействия этих излучений. Степень ослабления учитывается коэффициентом ослабления Косл. Он равен
, (8)
где h – толщина защиты, см; dпол – слой половинного ослабления (табличная величина).
Третий вопрос.
Масштабы радиоактивного загрязнения местности (РЗМ) при аварии на АЭС (ЯВ) будут зависеть от типа реактора (в н/в два типа: ВВЭР – водоводяной энергетический реактор и РБМК – реактор большой мощности канальный), характера его разрушения и условий формирования источника загрязнения (для ЯВ – от вида и мощности взрыва). При прогнозировании масштабов РЗМ при авариях выбирают самый наихудший вариант (компания 3 года, тепловой взрыв реактора, неустойчивое состояние атмосферы). Заметим, что расчеты очень сложны и носят приближенный характер. Доказано, что уровни радиации на следе РЗМ монотонно убывают от оси следа и по его оси с удалением от реактора.
Зоны РЗМ и их характеристики представлены в табл. (только для аварии реактора РБМК – 1000).
Таблица 8.4. Характеристика зон РЗМ
Наименова-ние зоны, индекс | Доза излучения за 1 год после аварии на границе зоны, рад | Мощность дозы через 1час после аварии,рад/ч | |||
внеш. | внутр. | в сере-дине | на внеш. границе | на внутр. границе | |
Радиационной опасности, М (красн. цвет) | 1,4*10-2 | 0,14 | |||
Умеренного Загрязнения,А (синий цвет) | 0,14 | 1,4 | |||
Сильного Загрязнения,Б (зеленый цвет) | 1,4 | 4,2 | |||
Опасного Загрязнения,В (коричневый цвет) | 4,2 | ||||
Чрезвычайно опасн. загр., Г (черный цвет) | - | - |
Таблица 8.5. Размеры зон загрязнения (глубина – ширина), км
Индекс зоны | Тип | |
РМБК - 1000 | ВВЭР – 1000 | |
М | 270 - 18 | 155 – 8,8 |
А | 75 – 3,9 | 30 – 1,2 |
Б | 17,4 – 0,7 | - |
В | 5,8 – 0,1 | - |
Г | - | - |
Заметим, что РЗМ (среды, воды, воздуха) помимо уровня радиации (мощности дозы) характеризуется: удельной концентрацией – мкКи/кг; Бк/кг и т.д.; объемной концентрацией – мкКи/м3, мкКи/л, Бк/см3 и т.п.; поверхностной концентрацией – Ки/км2, мКи/см2 и т.п. производными единицами. Естественно, что должны существовать какие-то предельно допустимые нормы загрязнения окружающей среды – поверхности, концентрации и т.д. В России действуют «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99 и «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» – ОСПОРБ-99 устанавливают: категории облучаемых лиц; основные пределы доз облучения и допустимые уровни для категорий облучаемых лиц и критических органов за год и др.
Основные нормативы по радиационной безопасности.
Они регламентируются «Законом о радиационной безопасности» и НРБ – 99 (в последующем можно их именовать просто нормами). Приведем некоторые из этих норм.
1.Установлены категории облучаемых лиц: а) персонал – это лица группы А (работающие с техногенными источниками) и группы Б (лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия таких источников); б) все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.
2.Годовая эффективная доза облучения не должна превышать 20 мЗв (2бэр) – для группы А и 1мЗв (0,1 бэр) – для населения или 100 бэр за 50 лет и 7 бэр за 70 лет жизни соответственно. Для лиц группы Б дозы не должны превышать ¼ значений для лиц группы А.
Заметим, что в этот норматив не входит доза, получаемая от облучения радиационным фоном и медицинских исследований.
3.Повышенное аварийное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их письменном добровольном согласии и в пределах 100 мЗв (10 бэр) в год с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора и не более 200 мЗв (20 бэр) с разрешения Федеральных органов.
4.Мощность дозы излучения в жилом или рабочем помещении не должна превышать мощности дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч (30мкбэр/ч).
Проживание и работа в таких помещениях недопустима. Если это превышение достигает 0,3 мкЗв/ч (30 мкбэр/ч), то должны быть проведены профилактические работы, направленные на снижение фона в помещении.
5.При радиационных авариях дозы облучения на все тело не должны превышать 1 Гр (100 рад) за двое суток. Принимаются меры срочного вмешательства(защиты).
6.При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследованиях годовая доза облучения не должна превышать 1 мЗв (0,1 бэр) для здоровых лиц.
Радиационный фон. Он складывается из трех компонентов: космического излучения; излучения от рассеяных в почве, воздухе, воде естественных радионуклидов (особо К –40; U – 238; Th -232); излучения от искусственных радионуклидов, образовавшихся при испытаниях ядерного оружия и др. случаях. Первые два компонента составляют естественный р/фон.
Выделяют, кроме этого, техногенный радиационный фон – выбросы от тепловых электростанций (при сгорании угля, нефти, газа), производства цемента, кирпича, добычи полезных ископаемых и т.д.
От радиационного фона люди получают облучение как внешнее, так и внутреннее. Радиационный фон земли не является постоянным. Он изменяется в связи с циклическими колебаниями космического фона (в т.ч. колебаниями солнечной активности) и геологическими процессами (интенсивностью вулканической деятельности и др. преобразованиями). Есть на земле районы, где радиационный фон особенно повышен. В пределах Москвы фон составляет 8 – 14 мкР/ч. Структура доз, получаемых населением от различных источников неаварийного облучения в течение года приведена в табл. 8.6 Данные даются по эффективной дозе.
В заключение о действии ИИ приведем следующие данные. Вероятность возникновения соматико - стохастических эффектов (злокачественных опухолей) в среднем оценивается (по данным международной комиссии по радиационной защите – МКРЗ) в 125 случаев на 104 чел·Зв (1 млн чел·бэр). Т.е., если каждый из 1 млн человек получил дозу 1 бэр или 10 тыс. – 1 Зв, то среди них можно ожидать дополнительно 125 случаев злокачественных опухолей за весь латентный (скрытый) период их реализации