double arrow

Термины, понятия, определения. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

dN

A = ———,

dt

где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).

Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 х 10(10) Бк.

Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

A A

A = —; A = —.

m m v V

Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности - беккерель на метр кубический, Бк/м3.

Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих Норм и Правил.

Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.

Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

_

de

D = ——,

dm

_

где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm - масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж х кг(-1)), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Грей (Гр) – поглощенная доза излучения, переданная массе облучаемого вещества в 1 кг и измеряемая энергией в 1 Дж любого ионизирующего излучения.

Доза в органе или ткани (D_T) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

D = (1/m) интеграл D x dm,

T T m

T

где m - масса органа или ткани, а D - поглощенная доза в элементе T массы dm.

Доза эквивалентная (H_T,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

H = WR D,

T,R T,R

где D - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a W_R T,R - взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

H = Сумма H

T R T,R

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Зиверт – эквивалентная доза любого вида излучения, поглощенная в 1 кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения (НРБ-99). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр – энергия любого вида излучения, поглощенная в 1 г ткани, при которой наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе в 1 рад фотонного излучения.

Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (Таблица 1):

E = Cумма W x H,

T T T

где Н - эквивалентная доза в органе или ткани Т, а W_T - T взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

Таблица 1.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W_T) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

|Гонады | 0,20 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Костный мозг (красный) | 0,12 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Толстый кишечник | 0,12 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Легкие | 0,12 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Желудок | 0,12 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Мочевой пузырь | 0,05 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Грудная железа | 0,05 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Печень | 0,05 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Пищевод | 0,05 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Щитовидная железа | 0,05 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Кожа | 0,01 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Клетки костных поверхностей | 0,01 |

|———————————————————————————————————————————————————|———————————————————|

|Остальное | 0,05* |

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

—————————————————————————————

* При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

Доза эквивалентная (Н_T(тау)) или эффективная (Е(тау)) ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время тау, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

t +T

Н (тау) = интеграл Н (t)dt,

T t T

Е(тау) = Cумма W x H (тау),

T T T

где t - момент поступления, а Н_T(t) - мощность эквивалентной дозы 0 к моменту времени t в органе или ткани Т.

Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-t_0) - для детей.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами.

Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.

Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие настоящих Норм и Правил.

Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих Норм и Правил.

Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.

Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).

Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

Облучение медицинское - облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения.

Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

Объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные настоящими Нормами и Правилами.

Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Предел дозы (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.

Уровень вмешательства - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

2. Виды ионизирующих излучений.

Когда говорят об ионизирующих излучениях, то в первую очередь имеют в виду α, β, γ-излучения.

Альфа-излучение – поток положительно заряженных частиц (ядер атомов гелия), движущихся со скоростью около 20000 км/с. В настоящее время известно около 40 естественных и более 200 искусственных α-активных ядер. Альфа-распад характерен для тяжелых элементов (урана, тория, полония, плутония).

Пробег α-частиц радиоактивных элементов в воздухе не превышает 11 см, а в мягких тканях человека он измеряется микронами.

В начале пробега, когда α-частица обладает большей энергией (скоростью), удельная ионизация будет меньше, чем в конце пути. Наибольшая удельная энергия ионизации отмечается в последней трети длины пробега частицы. Проходя через слой вещества, α-частицы испытывают упругое рассеяние на электронах и ядрах атомов и неупругие столкновения с орбитальными электронами.

Бета-излучение состоит из бета-частиц (электронов или позитронов), которые испускаются при β-распаде радиоактивных изотопов. Бета-частицы создают на своем пути в воздухе в несколько сот раз меньше ионов, чем α-частицы. β-частицы, испускаемые атомными ядрами при радиоактивных превращениях, имеют различную энергию, поэтому и пробег их в веществе неодинаков. Ослабление потока β-частиц веществом происходит постепенно. Слой вещества, равный длине пробега β-частиц, имеющих максимальную энергию, полностью затормозит все
β-частицы, испускаемые данными радионуклидами. Наиболее высокоэнергетические β-частицы могут пройти слой алюминия до 5 мм. Ионизирующая способность их меньше, чем α-частицы.

Гамма-излучение, испускаемое атомными ядрами при радиоактивных превращениях, обладает энергией от нескольких тысяч до нескольких миллионов электрон-вольт. Распространяется оно, как и рентгеновское излучение, в воздухе со скоростью света. Ионизирующая способность γ-излучения значительно меньше, чем α- и β-частиц. γ-Излучение – это электромагнитное излучение высокой энергии.

Биологическое действие различных ионизирующих излучений зависит от их природы (Таблица 1).

Таблица 2.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W_R) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

|Фотоны любых энергий |1 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

|Электроны и мюоны любых энергий |1 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

|Нейтроны с энергией менее 10 кэВ |5 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

| от 10 кэВ до 100 кэВ |10 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

| от 100 кэВ до 2 МэВ |20 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

| от 2 МэВ до 20 МэВ |10 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

| более 20 МэВ |5 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

|Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи |5 |

|———————————————————————————————————————————————————————————————|———————|

|Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра |20 |

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

Примечание: Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.

3. Источники ионизирующих излучений.

3.1. Естественные источники ионизирующих излучений.

Естественными источниками ионизирующих излучений в окружающей среде являются космическая радиация и земная радиация.

Магнитное поле Земли создает мощную, но не абсолютную защиту от галактической космической радиации, состоящей из высокоэнергетичных протонов, ионов гелия, электронов, фотонов и нейтрино. Часть высокоэнергетичных (40 – 100 МэВ) космических лучей прорывается через магнитные поля и постоянно бомбардирует верхние слои атмосферы. Большинство их, сталкиваясь с атомами азота, кислорода, углерода атмосферы, взаимодействует с ядрами этих атомов, рождая множество новых частиц, образующих вторичное космическое излучение. Так как эти частицы тоже обладают энергией в десятки МэВ, то, сталкиваясь с другими ядрами, они порождают новые потоки излучений, образуя каскад вторичных космических лучей.

Часть нейтронов захватывается ядрами азота, образуя радиоактивный углерод С14. Мюоны легко проникают в нижнюю часть атмосферы и доходят до поверхности Земли, составляя космическую часть естественного фона радиации.

На уровне моря вторичные космические лучи в виде потока мюонов, нейтронов и электронов составляют около 30% от всего облучения биосферы.

Все живое на Земле постоянно находится под действием излучений от рассеянных в окружающей среде радионуклидов. Одни из них постоянно образуются в атмосфере и на поверхности Земли в результате ядерных реакций, осуществляемых космическими лучами. Так, захват нейтрона атомом азота ведет к образованию радиоактивного углерода С14. За счет ядерных столкновений образуются радионуклиды Н3 (тритий), Ве7 (радиоактивный изотоп бериллия), Na22 и Na24 (радиоактивные изотопы натрия). С14 и Н3 обычно не принимаются во внимание ввиду очень мягкого излучения этих изотопов. Радиоактивные бериллий и натрий дают высокоэнергетичные β- и γ-излучения, то есть участвуют во внешнем облучении живых организмов. Однако их образуется настолько мало, что удельный вклад в общую облученность оказывается ничтожным.

Иначе обстоит дело с естественными радионуклидами, такими, как уран, торий и радиоактивный изотоп калия (К40), и продуктами их распада. Уран-238 образует
целую серию продуктов распада (таблица 3):
уран U234, радий Ra226, радон Rn222, радиоактивный изотоп свинца Pb210 и т. д.

Таблица 3.

Свойства урана-238 и некоторых продуктов его распада.

Радионуклид Время полураспада Энергия излучений, МэВ
α- β- γ-
Уран U238 4,51*109 года 4,15 – 4,2 - -
Уран U234 2,47*105 года 4,72 - 0,053
Радий Ra226 1602 года 4,78 - 0,186
Радон Rn222 3,8 дня 5,49 - 0,51
Свинец Pb210 21 год 3,72 0,016 – 0,061 0,047

Длительно живущие элементы – уран, радий, свинец-210 – составляют значительную часть земного излучения. Радон всегда присутствует в приземном воздухе, вызывая облучение поверхности тела и легких при вдыхании.

То же можно сказать и о втором широко распространенном естественном радионуклиде – тории (Th232), имеющем время полураспада 1,41*1010 года. При распаде радиоактивного тория образуются радий-228, торий-228, радон-220.

Наконец, третий, самый распространенный естественный радионуклид – это радиоактивный К40, постоянно сопровождающий природный, стабильный калий, имеет время полураспада 1,26*109 лет и испускающий при распаде β=(1,38 МэВ) и γ=(1,46 МэВ) лучи (Баранов В.И., 1983). Концентрация этих радионуклидов в окружающих нас породах варьирует в широких пределах (таблица 4).

Таблица 4.

Концентрация радионуклидов в земных породах.

Тип пород Концентрация, Ки Поглощенная доза на высоте 1 м от поверхности, мкрад/ч
К40 U238 Th232
Изверженные породы:        
гранит   1,6 2,2  
диорит   0,62 0,88 6,2
базальт 6,5 0,31 0,3 2,3
Осадочные породы:        
известняк   0,75 0,19  
карбонат - 0,72 0,21 1,7
песчаник   0,5 0,3 3,2
сланец   1,2 1,2 7,9

Степень, глубина и форма воздействия ионизирующих излучений на любой объект зависит, прежде всего, от величины поглощенной энергии излучения. Любой радионуклид распадается со своей вполне определенной скоростью; эта скорость распада пропорциональна числу ядер радионуклида.

На людей возможно прежде всего воздействие следующих природных источников ионизирующего излучения:

- внешнее гамма-излучение;

- ингаляционное поступление изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов (Таблица 5);

- ингаляционное поступление долгоживущих природных радионуклидов уранового и ториевого семейств с производственной пылью.

Внешнее бета-излучение и пероральное поступление радионуклидов создают незначительный вклад в суммарную дозу и, как правило, могут не учитываться.

Таблица 5.

Концентрация радона в различных помещениях.

Тип помещения и условия вентиляции Концентрация радона, пКи/л
Хорошо вентилируемые служебные помещения с воздушным кондиционированием 0,06 – 0,35
Квартиры в кирпичных домах с воздушным кондиционированием 0,01 – 0,19
Квартиры деревянных домов 0,03 – 1,7
Невентилируемые квартиры  
Кирпичные дома:
нижние этажи 1,5 – 2,9
верхние этажи 0,7 – 1,0
Каменные дома:  
Дома из шлаковых панелей 4,0 – 8,0
Подвальные этажи с плохой вентиляцией 3,6 – 7,8

3.2. Искусственные источники ионизирующих излучений.

В настоящее время основным источником радиоактивного загрязнения окружающей среды является атомная промышленность.

Урановая промышленность занимается добычей, переработкой, обогащением урана и приготовлением ядерного топлива. Основным сырьем для этого топлива является 235U. В природном уране содержится лишь 0,7% этого изотопа. На каждом из этапов производства урановой промышленности возможно загрязнение окружающей среды, на рудниках – радионуклидами семейства 235U, 222Rn и дочерними продуктами его распада. Жидкие отходы гидрометаллургических урановых заводов, содержащие радиоактивные вещества, в частности 226Ra, могут попасть в ближайшие реки и озера. При добыче руды и ее первоначальной обработке не происходит образования, то есть увеличения количества радионуклидов. Идет лишь извлечение естественно находящихся радиоактивных веществ на поверхность Земли. Часть их остается в отвалах первично обработанной руды на месте ее добычи. В этом районе фон естественной радиоактивности повышается. При размалывании руды образуется небольшое количество радиоактивной пыли, поступающей в воздух и, как правило, полностью оседающей на расположенной поблизости от рудника территории (десятки километров). Так как добыча и первоначальная обработка руды происходят в горных районах, удаленных от населенных мест, то местное повышение радиоактивности не вносит ощутимого вклада в облученность населения. Радиоактивные отбросы, как правило, засыпают землей. Захоронение на глубину в 1 м уже в 2 раза снижает количество поступающего в воздух радона.

Второй этап – выделение урана из руды – происходит на урановых обогатительных заводах. Дробление руды, промывание, извлечение урана кислотой и его химическое осаждение характерно для любой горнорудной промышленности и при соблюдении правил санитарной безопасности, автоматизации производства, и обработки жидких стоков не угрожают радиоактивным загрязнением окружающей среды. Особое внимание должно быть уделено правильному удалению и хранению отбросов переработанной руды.

Только около 1% всей руды утилизируется заводом, а 99% выбрасывается в отвалы. Эти отвалы, хотя и обеднены ураном, как правило, богаты дочерними продуктами его распада: радием-226, свинцом-210 и другими радиоактивными элементами, выделяющими при своем распаде газообразный радон.

Концентраты урана, полученные на обогатительных заводах, поступают на специальные химические заводы, где получают чистый металлический уран (или его окись) и обогащают изотопом – ураном-235. На обогатительных заводах фторид урана UF6 перегоняют через каскады газодиффузионных ячеек или газовых центрифуг, где возможны утечки фторида урана.

При производстве тепловыделяющих элементов вероятность загрязнения окружающей среды также не исключена.

При работе атомных электростанций основное внимание с точки зрения загрязнения окружающей среды привлекают газообразные и летучие продукты распада, такие, как изотопы криптона, ксенона, йода, тритий и элементы с наведенной активностью – Ar41, C14, N16, S35.

Большинство образующихся радиоактивных благородных газов (изотопы ксенона и криптона) имеют короткий период полураспада (ксенон-135 – 9,2 ч, ксенон-133 – 5,3 дня, ксенон-138 – 17 мин, криптон-88 – 2,8 ч, криптон-87 – 76 мин). Однако попадание этих элементов в атмосферу не представляет опасности по двум причинам: как благородные газы они не вступают в метаболизм и не накапливаются в тканях живых организмов и по мере распространения в атмосфере, быстро распадаясь, теряют свою радиоактивность. Только один изотоп – криптон-85 – принадлежит к долгоживущим радионуклидам: его период полураспада 10,7 лет. Накапливаясь в атмосфере, он повышает естественный фон облучения.

Образование газов с наведенной радиоактивностью происходит различно в реакторах с разными системами охлаждения. Так, например, в реакторах с газовым охлаждением при использовании СО2 идет ядерная реакция внетопливных элементов О16→N16 с образованием радиоактивного короткоживущего азота (период полураспада 7,3 с) с жестким γ-излучением. Оно вносит значительный вклад в γ-поле работающих турбин реактора, снижаемое соответствующей физической защитой.

Из образующихся во время работы реактора газообразных нуклидов наибольшее внимание привлекает радиоактивный изотоп водорода – тритий Н3. Некоторое его количество образуется в процессе деления урана, а также благодаря воздействию нейтронов на изотопы лития, бора и тяжелый изотоп водорода – дейтерий. Особенно много его образуется в реакторах, работающих на тяжелой (дейтериевой) воде. Графит, используемый в качестве регулятора во многих системах реакторов, содержит примеси лития, который тоже служит источником трития. Из-за трудностей в фиксации и относительно большого периода его полураспада (12,4 лет) тритий попадает в окружающую реактор среду и распространяется в атмосфере, водах морей и океанов.

При делении урана и при радиоактивном распаде продуктов деления в работающем реакторе атомных электростанций постоянно образуется ряд легколетучих радиоактивных изотопов йода: I131 (период полураспада 8 дней), I132 (2,3 ч), I134 (53 мин), I135 (6,7 ч) и I129 (1,6*107 лет). Из этих изотопов долгоживущий I129 образуется в столь малом количестве, что не обнаруживается во внешней среде. Не представляют опасности и остальные изотопы благодаря ничтожно малому времени их существования. Исключение составляет лишь I131. Попадая в газообразные отходы, он быстро распространяется на местности вблизи реактора и благодаря химической активности быстро включается в пищевые цепи – через молоко попадает в организм человека. Фильтры, устанавливаемые на пути газообразных отходов, захватывают основную часть образующегося йода, снижая его поступление в окружающую реактор среду.

При нормальной работе реакторов в них образуется 20% газообразных и летучих веществ. В условиях обеспечения защиты в атмосферу попадает незначительный процент этих веществ. Однако их утечки все же имеют место. Считается, что 0,1 – 1% вырабатываемого в реакторе радиоактивного иттрия все же попадает в атмосферу. В большей степени это относится к 41Ar и другим инертным газам.

Мощным источником загрязнения служить авария при работе ядерного реактора. В активной зоне реакторов сосредоточены большие количества радиоактивных веществ, откуда они могут быть выброшены только при аварии.

Аварии могут быть вызваны разрушением контура теплоносителя, расплавлением активной зоны, избытком радиоактивности, что может привести к полному разрушению реактора. Окружающая среда при этом загрязняется продуктами деления урана.

Наиболее тяжелая по своим последствиям авария на 4 блоке Чернобыльской АЭС в 1986 году по своим глобальным последствиям является крупнейшей экологической катастрофой в истории человечества. Суммарный выброс радиоактивных продуктов в атмосферу оценивается в 77 кг (при взрыве ядерной бомбы над Хиросимой в атмосферу было выброшено лишь около 740 г радионуклидов). Искусственными радионуклидами была загрязнена территория нынешней СНГ площадью 10000 км2. Зона загрязнения затронула 14 областей нашей страны. В состав радиоактивных осадков вошло около 30 радионуклидов с периодом полураспада от 11 дней до 24100 лет. Площадь погибших сосновых лесов составила 600 га, пораженных – 15000 га. Радионуклидами были загрязнены бассейны рек Дона, Дуная, Днестра, Волги. Один из атмосферных путей переноса радиоактивных веществ достиг черноморского побережья Кавказа (Батуми и Поти). Радиоактивными облаками была покрыта значительная часть Европы, особенно пострадали Польша, Румыния, Финляндия, Швеция, Венгрия. В пострадавших районах резко повысилась заболеваемость анемией, сердечно-сосудистыми, легочными болезнями, уменьшились показатели рождаемости.

Источником радиоактивного загрязнения окружающей среды может служить и радиохимическая промышленность (речь идет о предприятиях по переработке и регенерации ядерного топлива). На эти предприятия поступают отработанные тепловыделяющие элементы атомных электростанций. Подобные предприятия периодически сбрасывают радиоактивные сточные воды и в окружающей среде накапливаются радиоактивные загрязнения. Особую проблему представляет собой очистка выходящих газов от I131, некоторое количество которого все же попадает в атмосферу.

Во время работы атомной электростанции, получающей энергию за счет деления атомов урана, среди продуктов деления и ядерных реакций в стержнях накапливается плутоний-239 – чрезвычайно ценное ядерное горючее. Именно поэтому отработанные стержни поступают на специализированные заводы для извлечения и очистки плутония-239 и превращения его в новое ядерное горючее для реакторов.

При этих процедурах такие летучие и газообразные нуклиды, как йод, тритий, криптон, ксенон и другие, выделяются в окружающее пространство и, пройдя ряд поглотителей и фильтров, все же в некотором количестве поступают через заводские трубы в атмосферу. Долгоживущий криптон-85 – основной компонент в радиоактивном загрязнении внешней среды. Тритий в значительной мере растворяется в так называемых жидких отходах, содержащих основную массу радиоактивных отбросов, и только около 7% попадает непосредственно в атмосферу. Однако при сгущении жидких отходов происходит дополнительное поступление трития в окружающую среду.

Очень незначительная часть радиоактивных нуклидов, образующихся при производстве атомной энергии и переработке ядерного горючего, попадает в окружающую среду при нормальной работе АЭС. Основная же часть после регенерации урана и плутония концентрируется, образуя высокорадиоактивные отходы производства (их общий объем в настоящее время составляет свыше 10000 м3).

Радиоактивные отходы регенерирующих заводов содержат радионуклиды с длительным периодом полураспада. Среди них – рубидий-87 (период полураспада – 6,1*1010 лет), стронций-90 (28 лет), цезий-137 (30 лет), иллиний-147 (2,2 года), церий-144, европий-155, рутений-106, марганец-54 (около 1 года). Количественно преобладают стронций-90, цезий-137, рутений-106 и церий-144. Их концентрируют, заключают в контейнеры и помещают на длительное хранение.

Хранение радиоактивных отходов – одна из сложнейших проблем ядерной промышленности. В настоящее время эти отходы в разных странах и на различных заводах хранят по-разному. Обычно после концентрации их помещают в бетон или битум. Часто используется захоронение в отработанных соляных шахтах. Многие заводы производят захоронение радиоактивных отбросов на большую глубину в специально выбранных породах, находящихся в областях с низкой сейсмической активностью и свободных от циркулирующих подземных вод (радиоактивные отходы изолированы от подземных вод толстым непроницаемым слоем глины).

Высокорадиоактивные отходы перед захоронением включают в специальные расплавы, затвердевающие при охлаждении (например, фосфатное стекло). Низкоактивные жидкие отходы, зачастую сбрасываемые предприятиями в водоемы, играют существенную роль в местном радиоактивном загрязнении территорий вокруг практикующих такие сбросы предприятий. С точки же зрения глобального радиоактивного загрязнения биосферы на всех стадиях промышленного производства атомной энергии (при отсутствии серьезных аварий) только 3 радионуклида – тритий, криптон-85 и радиоизотопы йода могут быть потенциально опасными.

Наибольшую опасность несет тритий. Это относительно долгоживущий изотоп: период его полураспада равен 12 годам. Следовательно, он будет накапливаться в атмосфере. К 2000 году содержание трития в атмосфере Земли составило порядка 720 МКи. Поскольку тритий обладает химическими свойствами обыкновенного водорода, он легко образует воду, содержащую тритий, что, в свою очередь, приводит к равномерному его распределению в атмосфере, в морях и океанах, а также в живых организмах, содержащих много воды и достаточно водорода во всех химических компонентах. Молекулы воды, содержащие тритий, ничем химически не отличаются от обычной воды. Это делает невозможной очистку воды от трития, создает огромные трудности в очистке от трития выходных газов. Но эти же свойства трития приводят к тому, что он не концентрируется в тканях организмов. В целом же облучение населения от трития, поступающего в окружающую среду, составляет около 0,8 мрад/год, то есть около 1% от естественного фона облучения.

Второй радионуклид, вызывающий глобальное загрязнение атмосферы, - криптон-85. Он образуется в сравнительно больших количествах (приблизительно 4000 Ки на тонну регенерируемого топлива) и почти полностью выбрасывается в атмосферу при регенерации ядерного топлива. Испуская сравнительно мягкие β- и λ-излучения, этот изотоп облучает в основном кожу и альвеолы легких. Облучение человека криптоном-85 составляет 0,1 мрад/год, а на поверхность тела – 20 мрад.

Особого внимания заслуживает возможность облучения людей в связи с широким использованием ионизирующих излучений в современной медицине. В принципе существует 3 вполне самостоятельных разновидности применения радиации в медицине, основанных на использовании тех или иных свойств излучений и предназначенных для конкретных целей с медицинской точки зрения. Их можно классифицировать следующим образом:

1. Использование радиации для диагностики заболевания - рентгенологическая диагностика;

2. Введение некоторым больным радиоактивных изотопов. Область использования радиоактивных веществ для диагностики или лечения называют радиоизотопной медициной.

3. Использование радиации не только для диагностики заболевания, но и его лечения. Этот метод называют радиационной терапией или радиационной онкологией.

В целом от медицинских облучений население ежегодно получает дозы, достигающие 20% естественного фона. Каждое диагностическое «просвечивание» дает на исследуемый орган облучение, начиная от дозы, равной годовой дозе от естественного фона (примерно 0,1 рад), до превышающей его в 50 раз (до 5 рад). Особое значение имеют дозы, получаемые критическими тканями, такими, как гонады (повышение вероятности генетического повреждения потомства) или кроветворные ткани, такие, как костный мозг.

С другой стороны необходимо отметить роль антропогенных источников радионуклидов, не связанных с непосредственным их использованием (как в медицине или в ядерной промышленности), радиоактивном загрязнении окружающей среды. Любое минеральное сырье (угли, горючие сланцы, нефть, газ) в тех или иных количествах содержат примеси естественных радионуклидов. При переработке сырья радионуклиды попадают в продукцию, твердые и жидкие отходы. Часть возгоняется и поступает в атмосферу в качестве мелких фракций аэрозоля. В результате хозяйственной деятельности в окружающую среду ежегодно поступает 100000 Ки тория и урана, причем 50% этого потока практически не контролируется. В таких отраслях промышленности, как черная цветная металлургия, производство керамики, огнеупоров естественные радионуклиды являются сопутствующими примесями, содержание которых обычно близко к фоновым. Однако в некоторых видах сырья (фосфаты, циркониевые и вольфрамовые концентраты) суммарная активность может превышать70 кБк/кг. Неконтролируемые потоки от предприятий неядерной промышленности могут образовывать «ветви рассеивания» в том случае, если большая часть содержащихся в сырье радионуклидов поступает в атмосферу или водотоки и «ветви концентрирования». Обогащаться радионуклидами могут как целевая продукция данного производства, так и отходы. Так, для предприятий по добыче и производству свинца установлено, что при использовании низкоактивных руд с активностью по изотопам свинца на уровне 13,5 Бк/кг удельная активность выплавленного свинца составляет 370 Бк/кг.

Рассеиванием радионуклидов в окружающей среде сопровождаются все высокотемпературные процессы переработки минерального сырья. К ним относятся металлургические процессы, а также производство тугоплавких материалов.

Еще одной отраслью, формирующей «ветвь рассеивания» естественных радионуклидов является теплоэлектроэергетика. Угли различных месторождений всегда содержат изотопы калия, урана, тория. Поэтому сжигание их в крупных масштабах приводит к сильному локальному загрязнению объектов окружающей среды этими радионуклидами.

4. Действие ионизирующих излучений на биологические объекты.

Существующие ныне формы жизни, включая млекопитающих и человека, возникли и эволюционно сложились на уровне постоянного фона радиации. Однако у живых организмов не выработались специальные органы для распознавания этого постоянно действующего фактора. Характерное свойство радиации - скрытное воздействие на организм. Другое свойство – способность вызывать отдаленные последствия (сокращение срока жизни, снижение сопротивляемости заболеваниям). γ-Радиация и нейтроны, а также протоны больших энергий, кроме того, обладают способностью глубоко проникать в облучаемую ткань.

В свете современных представлений, разработанных теоретической радиобиологией и радиационной медициной, эффекты, вызванные воздействием ионизирующей радиации, могут быть систематизированы в три группы:

— соматические (острая и хроническая лучевая болезнь, локальные лучевые повреждения — катаракта, незлокачественные опухоли);

— соматико-стохастические (сокращение продолжительности жизни, лейкозы, опухоли разных органов и тканей);

— генетические (доминантные и рецессивные генные мутации, хромосомные аберрации).

Соматические эффекты (нестохастического и стохастического характера) развиваются у человека, непосредственно подвергшегося облучению, а генетические (наследственные изменения) — у его потомства.

4.1. Действие ионизирующих излучений на клеточном уровне.

Каждая доза облучения оставляет глубокий след в организме, а при многократном облучении их действия суммируются. При достижении определенного предела (более высокого по сравнению с одноразовой дозой) проявляется суммарный эффект. Это явление называют кумулятивным действием радиации. Кумулятивное действие оказывается особенно сильным при попадании в организм радиоактивных веществ, отлагающихся в определенных тканях. Такие радиоактивные вещества, присутствуя в организме даже в небольшом количестве изо дня в день в течение длительного срока, облучают близлежащие клетки и ткани. Это так называемое инкорпорированное хроническое облучение. Под его влиянием происходит перерождение нормальных клеток в злокачественные. Накопление (тропность) изотопов в определенном органе или ткани связано с особенностями химической природы изотопов, так, радиоактивный йод мало чем по химическим свойствам отличается от обычного йода, в связи с чем происходит его накопление в щитовидной железе. Радиоактивный стронций, располагаясь в таблице Менделеева в одной групп с кальцием, активно накапливается в костной ткани.

Особенности распределения радиоактивных веществ в организме, выраженная тропность к отдельным органам и тканям дают основание говорить о так называемом скелетном (Ra, Sr, Pu, Th, U, Zn и др.), печеночном (Се, La, Pm, Pr и др.) и сравнительно равномерном (Сs, Ru, Nb, НТО, Ро и др.) типе распределения. Характер распределения радиоактивных изотопов в организме в значительной степени определяет специфику генерируемой ими патологии. Так, радиоактивные изотопы йода вызывают преимущественное повреждение щитовидной железы и способны индуцировать доброкачественные и злокачественные опухоли при средних поглощенных в железе дозах порядка 11—1,7 крад и ниже.

Редкоземельные элементы вызывают преимущественно опухоли печени; остеотропные изотопы — остеосаркомогенные и лейкомогенные эффекты, угнетение костномозгового кроветворения. Сравнительно равномерно распределяющиеся изотопы (Cs, Ru, Nb, НТО, Ро) вызывают угнетение лимфоидного кроветворения, атрофию семенников, преимущественное возникновение опухолей мягких тканей (молочных желез, желудочно-кишечного тракта, печени). При внутреннем заражении наиболее опасны α-излучающие изотопы полония и плутония.

Известно, что гигантские молекулы ДНК хранят в своей структуре в закодированном виде всю информацию, нужную для развития организма данного вида. В процессе эволюции в организме выработалась сложная система защиты этих макромолекул, обеспечивающая точное воспроизведение структуры ДНК при каждом делении клетки и надежную сохранность информации в молекулах ДНК. Но при облучении элементарные частицы ионизирующей радиации, глубоко проникая в организм, как бы бомбардируют молекулы ДНК. Они нарушают структуру ДНК, вызывают перестройку кода, в результате чего наступают изменения в потомстве, появляются новые признаки, исчезают или видоизменяются ранее существовавшие.

Следует также сказать и о том, что глубокие нарушения жизнедеятельности организма могут вызываться ничтожно малыми количествами поглощаемой энергии. Так, энергия, поглощенная телом млекопитающего при облучении смертельной дозой, при превращении в тепловую привела бы к нагреву тела всего на 0,0010С.

Первичное действие радиации любого вида на любой биологический объект начинается с поглощения энергии излучения, что сопровождается возбуждением молекул и их ионизацией. При ионизации молекул воды (косвенное действие излучения) в присутствии кислорода возникают активные радикалы, гидратированные электроны, а также молекулы перекиси водорода, включающиеся затем в цепь химических реакций в клетке. При ионизации органических молекул (прямое действие излучения) возникают свободные радикалы, которые, включаясь в протекающие в организме химические реакции, нарушают течение обмена веществ и, вызывая появление несвойственных организму соединений, нарушают процессы жизнедеятельности. Поглощение энергии и ионизация молекул занимают доли секунды. Образовавшиеся активные радикалы нарушают нормальные ферментативные процессы в клетке, что ведет к уменьшению количества макроэргических соединений.

Воздействие ионизирующего излучения вызывает повреждение клеток. Наиболее важно нарушение клеточного деления – митоза. При облучении в сравнительно малых дозах наблюдается временная остановка митоза. Нарушение нормального хода митоза сопровождается хромосомными перестройками, возникновением мутаций и развитию цитогенетического эффекта. При облучении половых клеток многоклеточных организмов нарушение генетического аппарата ведет к изменению наследственных свойств развивающихся из них организмов. Возникающие в облучаемых клетках изменения ведут к нарушениям в тканях, органах и жизнедеятельности всего организма.

Радиационные эффекты проявляются по-разному, в зависимости от дозы. Так, дрожжи погибают при дозе 30000 рад, амебы – 100000 рад, а инфузории выдерживают облучение в дозе 300000 рад. Растения несколько более радиочувствтельны: диапазон радиочувствительности у них на порядок сужен. Еще выше радиочувствительность животных, а к самым радиочувствительным принадлежат теплокровные животные (таблица 6)

Таблица 6.

Радиочувствительность различных представителей животного мира

Вид ЛД50/30, рад Вид ЛД50/30, рад
Морская свинка   Лягушка  
Собака   Черепаха  
Свинья   Змея 8000 – 20000
Обезьяна   Моллюск  
Мышь   Насекомое (взрослое) 10000 – 100000
Крыса      
Кролик      
Золотистый хомяк      

Особое положение занимает ткань мозга у млекопитающих. Клетки головного мозга не делятся, поэтому они не гибнут даже при смертельных дозах облучения. Однако функции центральной нервной системы, регулирующие все процессы в организме млекопитающих, видоизменяются даже при небольших дозах облучения. У животных наблюдаются изменения в поведении, условных рефлексах, в регуляции обмена веществ.

Особенно выражена реакция на облучение тканей, в которых отдельные клетки живут сравнительно недолго. Это слизистая оболочка желудка и кишечника, которая после облучения воспаляется, покрывается язвами, что ведет к нарушению пищеварения и всасывания, а затем к истощению организма, отравлению его продуктами распада клеток (токсемия) и проникновению бактерий, живущих в кишечнике, в кровь (бактериемия). Сильно повреждается кроветворная система, что ведет к резкому уменьшению числа лейкоцитов в периферической крови и к снижению ее защитных свойств. Одновременно падает и выработка антител, что еще больше ослабляет защитные силы организма. Уменьшается и количество эритроцитов, с чем связано нарушение дыхательной функции крови.

К отдаленным последствиям облучения относятся изменения крови, нефросклероз, циррозы печени, изменения мышечных оболочек сосудов, раннее старение, появление опухолей.

Однако организмы – от простейших до самых высокоорганизованных – имеют защитные механизмы, эффективно противодействующие влиянию небольших доз облучения. Облученная клетка мобилизует все свои регуляторные механизмы для противодействия наступающим изменениям, в первую очередь очень сложную систему ферментов, восстанавливающих ДНК. Эти ферменты выщепляют поврежденные участки ДНК и застраивают образующиеся бреши в одной спирали ДНК по второй спирали (если она сохранилась). Клетка мобилизует резервные пути метаболизма, чтобы снабжать энергией процессы репарации ДНК, использует имеющиеся антиокислители, чтобы затормозить образование токсических перекисей и хинонов, направляет запасные липиды на восстановление структуры биомембран и нарушенного при облучении ионного баланса. Вероятностный характер взаимодействия противоположно направленных процессов и будет определять вероятность того, выживет или погибнет данная клетка.

При облучении высокоорганизованного многоклеточного организма последний также мобилизует все свои защитные механизмы. В ответ на массовую гибель кровяных телец начинается усиленная выработка эффекторов типа эритропоэтина, под влиянием которых начинается размножение покоящихся стволовых клеток, их дифференциация и замена, возмещение погибших клеток. Выделительная система организма очищает его от радиотоксинов и токсических веществ, распадающихся, пораженных радиацией клеток.

4.2. Действие ионизирующих излучений на организм человека.

Последствия, которые вызывает воздействие излучения в человеке в принципе подобно воздействию на прочие многоклеточные организмы:

1. изменения в соматических клетках, приводящие к возникновению рака;

2. генетические мутации, оказывающие воздействия на будущие поколения;

3. влияние на зародыш и плод вследствие облучения матери во время беременности;

4. смерть непосредственно в момент облучения.

Первые 2 последствия радиации – изменения в клетках организма - являются биологическими последствиями, когда огромное число людей подвергается небольшим дозам излучения. Возникновение же четвертого эффекта связано с получением огромной дозы радиации.

В целом при внешнем облучении его биологический эффект зависит от суммарной дозы и времени воздействия излучения, вида излучения, размеров облучаемой поверхности и индивидуальных особенностей организма. При значительном облучении развивается так называемая лучевая болезнь, которая может иметь разную степень проявления (таблица 7).

Таблица 7

Степень лучевой болезни.

Доза излучения, Гр Степень лучевой болезни Начало проявления первичной реакции Характер первичной реакции Латентный период Период разгара лучевой болезни
1 – 2 Легкая Через 2 – 3 часа Несильная тошнота До 4 – 5 недель На 5 – 7 день
2 – 4 Средняя Через 1 – 2 часа Рвота, слабость, недомогание 3 – 4 недели На 4 – 5 день
4 – 6 Тяжелая Через 20 – 40 мин Многократная рвота, значительное недомогание, температура тела до 380С До 10 – 20 суток На 2 – 5 день
6 - 10 Крайне тяжелая Через 20 – 30 мин Эритема кожи и слизистых, жидкий стул, температура тела 380С и выше Выражен нечетко С 8 – 12-х сут

При облучении дозой более 10 Гр наблюдается 100% смертельных исходов. Лучевая болезнь может быть обусловлена не только внешним облучением, но и внутренним – при попадании радиоактивных веществ в организм. Она может развиться при равномерном облучении всего тела, либо участка организма. Смертельные поглощенные дозы для отдельных частей тела следующие: голова – 20 Гр, нижняя часть живота – 30 Гр, верхняя часть живота – 50 Гр, грудная клетка – 100 Гр, конечности – 200 Гр. Различают острую и хроническую лучевую болезнь. Особенности течения и степень нарушений при лучевой болезни зависят от индивидуальной и возрастной чувствительности; дети и старики менее устойчивы к облучению, поэтому тяжелые поражения у них могут возникать от меньших доз излучения. Особенно чувствительны к действию радиации ткани в период эмбрионального развития. Так, облучение в ранний период органогенеза (9-й день – 6-я неделя развития) способно даже в умеренных дозах вызвать аномалии плода, задержку роста организма и даже смерть в момент родов или спустя некоторое время после них. Подобные последствия характерны и для действия радиации во время плодного периода.

Характерные черты хронической лучевой болезни – длительность и волнообразность ее течения. Это обусловлено проявлениями поражения, с одной стороны, и восстановительных и приспособительных реакций – с другой. При преимущественном поражении того или иного органа или ткани отмечается несоответствие между глубиной поражения поврежденных структур и слабо выраженными или поздно проявляющимися признаками общих реакций организма. На ранних стадиях наблюдаются многочисленные нарушения нервной регуляции функций внутренних органов и в первую очередь сердечно-сосудистой системы. Могут возникать изменения ферментативной активности и секреторно-моторной функции желудочно-кишечного тракта; нарушения физиологической регенерации кроветворения вызывают развитие лейкопении. При прогрессировании заболевания все проявления усугубляются.

При внутреннем облучении степень радиационной опасности определяет ряд параметров:

1. Путь поступления радиоактивного вещества в организм;

2. Распределение радиоактивного вещества в организме;

3. Продолжительность поступления радиоактивного вещества в тело человека;

4. Время пребывания излучателя в организме (определяемое периодом полураспада и периодом биологического полувыделения);

5. Энергия, излучаемая радионуклидами в единицу времени;

6. Масса облучаемой ткани (зависит от проникающей способности излучения и локализации радиоактивного вещества в организме);

7. Отношение массы облучаемой ткани к массе всего тела;

8. Количество радионуклидов в органе.

Радионуклиды чаще всего откладываются в скелете, кроветворных органах и лимфе, но могут и равномерно распределяться во всех органах и тканях.

Сложное переплетение этих факторов приводит к большому разнообразию величин, характеризующих предельно допустимые количества радиоактивных элементов в воздухе, воде и внутри человеческого организма, и более общий показатель – предел годового поступления радионуклида в организм человека.

4.3. Действие ионизирующих излучений на биогеоценотическом уровне.

Особый интерес представляет изучение влияния гамма-излучения на целые сообщества - экосистемы. При этом возможно изучение эффектов воздействия либо в специально созданных условиях, когда источники гамма-излучения размещают в здоровой экосистеме – на лугу или в лесу, либо изучение экосистемных эффектов гамма-излучения происходит на территориях, которые подверглись мощному радиоактивному загрязнению в результате радиационных аварий или других последствия деятельности человека.

В одном из экспериментов вблизи источников излучения (свыше 1000 рад) вымирает вся растительность. Далее от источника формируется пояс осок, которые оказываются наименее чувствительны к гамма-излучению. Следом идет пояс черники и паслена, сменяемый после угнетенным дубовым лесом. И затем уже располагается неповрежденный сосново-дубовый лес, где отмечалось замедление роста но. Более высокая радиочувствительность сосны в сравнении с дубом объясняется тем, что у клеток сосен ядра более крупные (следовательно, их генетический аппарат легче подвергается действию ионизирующих излучений), они не дают новых побегов, если погибли терминальные почки.

Замедление роста растений и уменьшение видового разнообразия животных отмечались даже при таких низких уровнях, как 2—5 рад в сутки. Хотя дубовый лес и продолжал существовать при достаточно высоком уровне облучения (10—40 рад в сутки), деревья были угнетены, а на некоторых участках стали восприимчивы к насекомым. Так, например, на второй год эксперимента на участке, получавшем ежесуточно около 10 рад, произошла вспышка численности дубовой тли; в этом участке тлей было более чем в 200 раз.больше, чем в обычном (необлучавшемся) дубовом лесу.

Сходные результаты получены в других исследованиях, где лесную растительность подвергали действию ионизирую­щего излучения. После кратковременного интенсивного облучения деревья верхнего яруса на вид казались мертвыми и появилась залежная растительность, состоявшая из однолетних трав и злаков. Однако в последующие годы {если облучение не повторяли) многие из лиственных деревьев восстано­вились, дав вверх плотную поросль от корней и стволов (это говорит о-том, что убиты были только надземные части). Возник некий вариант низкоствольной растительности, которая вскоре затенила всю залежную растительность.

Хотя относительную чувствительность разных видов высших растений можно предсказать, зная объем хромосом, другие факторы, такие, как форма роста или взаимо-действия между видами, могут модифицировать реакцию вида в ин-тактном сообществе. Травянистые сообщества и ранние стадии сукцессии в общем случае более устойчивы, чем зрелые леса. Это происходит не только потому, что у первых многие виды имеют более мелкие ядра, но также и потому, что у них гораздо меньше «незащищенной» биомассы над грунтом; к тому же мелкие травянистые растения восстанавлива­ются гораздо быстрее, прорастая из семян или из защищенных подзем­ных частей. Следовательно, такие признаки сообщества, как биомасса и разнообразие, играют роль в восприимчивости к облучению совершенно независимо от объема хромосом у отдельных видов.

Как и при всех других типах стресса, радиационный стресс вызывает уменьшение видового разнообразия. В другом эксперименте, на залежную растительность действовали дозой 1000 рад в день. Продукция сухого вещества в облученном сообществе оказалась выше, чем в необлученном контроле, но видовое разнообразие катастрофически понизилось. Вместо обычной смеси многих видов разнотравья и злаков на облученной залежи вырос почти чистый травостой Panicum sanguinale (это, вероятно, не удивило бы горожан, которые борются с этой травой на своих газонах!).

5. Радиационная безопасность. Нормы и правила контроля.

Необходимо понимать, что в связи как с важностью проблемы действия ионизирующих излучений на живые организмы и опасностью последствий, так и с тем, что многие государства в течение десятилетий вкладывали огромные средства в решение этой проблемы и смежных с ней, большинство аспектов действия ионизирующих излучений на состояние здоровья человека, и отчасти, на состояние окружающей среды, изучено много полнее, нежели действие опасных и вредных химических веществ. Поэтому при обеспечении безопасности населения и персонала строго в соответствии с принятыми нормами и правилами, можно добиться существенного снижения или вовсе исключения риска наступления неблагоприятных последствий при обращении с источниками ионизирующих излучений.

Основными действующими нормами по обеспечению радиационной безопасности населения в настоящее время являются Санитарные правила СП 2.6.1.758-99 "Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)", Санитарные правила СП 2.6.1.1292-2003 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения» и пр.

Для обеспечения безопасной работы персонала, имеющего отношение к эксплуатации источников ионизиружщих излучений, а также для контроля радиационного загрязнения окружающей среды разработаны специальные правила, нормы и рекомендации, такие как Методические рекомендации "Радиационный контроль питьевой воды" (утв. заместителем Главного государственного санитарного врача РФ 4 апреля 2000 г. N 11-2/42-09) или

Санитарные правила и нормы СанПиН 2.6.1.1202-03 «Гигиенические требования к использованию закрытых радионуклидных истотчников ионизирующего излучения при геофизических работах на буровых скважинах»

В Санитарных правилах СП 2.6.1.758-99 "Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" даются основные определения, имеющие отношения к радиационной безопасности, регламентируются приемлемые уровни облучения в зависимости от вида ионизирующего излучения, способа воздействия на организм, характера облучения, вида облучаемого органа, возраста и многого другого. В этом документе выделяется облучение техногенное, облучение от природных источников и облучение медицинское. Уровень каждого облучения нормируется. Так, допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения, таких например, как облучение, связанное с потребление радионуклидов с питьевой водой (При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности). Документом установлено, что в случае технологического облучения пределы доз не должны превосходить указанных ниже величин (Таблица 8).

Таблица 8

Основные пределы доз

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

|Нормируемые величины (1) | Пределы доз |

|—————————————————————————|—————————————————————————————————————————————|

| |Персонал(группа А) | Население |

| | (2) | |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|Эффективная доза |20 мЗв в год в |1 мЗв в год в среднем за|

| |среднем за любые |любые последовательные 5|

| |последовательные 5 |лет, но не более 5 мЗв в|

| |лет, но не более 50 | год |

| |мЗв в год | |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|Эквивалентная доза за год| | |

|в хрусталике глаза (3) | 150 мЗв | 15 мЗв |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|коже (4) | 500 мЗв | 50 мЗв |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|кистях и стопах | 500 мЗв | 50 мЗв |

——————————————————————————————


Понравилась статья? Добавь ее в закладку (CTRL+D) и не забудь поделиться с друзьями:  



Сейчас читают про: