Радиоактивное загрязнение окружающей среды

Единица измерения эквивалентной дозы - зиверт (Зв):

1 Зв = 1 Гр для излучений

В практике часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр:

1 3в= 100 бэр

В реальных условиях облучение бывает неравномерным по телу и ор-ганам. Необходимость сравнения ущерба здоровью от облучения различных органов привела к введению понятия эффективной эквивалентной дозы, определяемой соотношением:

HE = ?i Li · Hi,

где

Hi - среднее значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани;

Li - взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результате облучения i-гo органа или ткани к риску смерти от облучения всего тела при одинако-вых эквивалентных дозах.

Т.е. коэффициент Li позволяет пересчитать дозу облучения i-гo органа на эквива-лентную по риску смерти дозу облучения всего тела. Понятие эф-фективной эквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различ-ные случаи облучения с точки зрения риска смерти человека, а также оце-нить суммарный риск при облучении раз-личных органов.

Сравнительная радиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность. Очевидно, коэффициент U дол-жен быть выше для наиболее радиочувствительных органов. МКРЗ рекомен-дованы следующие показатели Li для различных органов:

Половые железы…………………………………….0,20

Красный костный мозг……………………………..0,12

Легкие……………………………………………….0,12

Щитовидная железа………………………………...0,05

Кость (поверхность)……………………...…………0,01

Остальные органы (ткани)…………………………0,05

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обнов-ляющихся тканей (костный мозг, половые железы и т.п.).

В результате облучения живой ткани, на 75% состоящей из воды, проходят первичные физико-химические процессы ионизации молекул воды с образованием высокоактивных радикалов типа Н+ и ОН- и последующим окислением этими радика-лами молекул белка. Это косвенное воздействие излучений через продукты разложения воды. Прямое действие может сопро-вождаться расщеплением молекул белка, разрывом связей, отрывом радика-лов и т.п.

В дальнейшем под действием описанных первичных процессов в клетках происхо-дят функциональные изменения, следующие биологическим законам.

ВОЗМОЖНЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЛЮДЕЙ

В настоящее время накоплен большой объем знаний о последствиях облучения человека.

Радиационные эффекты облучения людей делят на 3 группы:

1. Соматические (телесные) эффекты - это последствия воздействия на облученного человека, а не на его потомство. Соматические эффекты подразделяются на стохастические (вероятностные) и нестохастические.

К нестохастическим эффектам относятся последствия облучения, ве-роятность возникновения и тяжесть поражения от которых увеличиваются с увеличением дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Это локальные повреждения кожи (лучевой ожог), потемнение хрусталика глаз (катаракта), повреждение половых клеток (стерилизация). В настоящее время считается, что длительное профессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год не вызывает у взрослого человека никаких измене-ний, регистрируемых современными методами анализа.

2. Соматико-стохастические эффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для них отсутствует порог, а от дозы зави-сит вероятность возникновения, а не тяжесть поражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток: лейкозы (злокачест-венные повреждения кровообразую-щих клеток), опухоли разных органов и тканей.

3. Генетические эффекты - врожденные аномалии возникают в ре-зультате мутаций и других нарушений в половых клетках. Они являются стохастическими и не имеют порога действия.

Выход стохастических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или за всю жизнь.

Соматико-стохастические и генетические эффекты учитываются при оценке воздействия малых доз на большие группы людей. Для этой цели вводится понятие коллективной эквивалентной дозы S, определяемой выра-жением:

?

S = ? N(H) · H · dH,

0

где N(H)·dH - количество лиц, получивших дозу от Н до H+dH. В ка-честве Н может приниматься как Hi, так и НE органа или тела соответствен-но.

Единицей коллективной дозы является человеко-зиверт.

Если коллективная доза меньше 100 чел.Зв, выявление стохастиче-ских эффектов очень сложно, а при нескольких чел.Зв наиболее вероятно нулевое количество эффек-тов. При этом выявление эффекта у отдельного индивида является непредсказуемым.

При этом установлено, что в области средних и больших доз (более 0,25 Зв) био-логический эффект прямо пропорционален эквивалентной дозе.

Для целей радиационной защиты принято допущение, что стохастиче-ские эффекты имеют беспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно встречающихся условиях облучения (рис.1). В связи с тем, что коэффициенты зависимости доза-эффект были установлены на основе данных о стохастических воздействиях больших кратковременных доз, их перенос на обычные условия, как считается, вдвое завышает реаль-ный риск малых доз.

Рис.1. Зависимость биологического эффекта от дозы облучения

Было установлено, что выход заболеваний со смертельным исходом от злокачест-венных опухолей зависит не только от коллективной дозы, но от пола и возраста и составляет в среднем 125 случаев на 10 чел.Зв при одно-родном облучении всего тела. Соответствующий индивидуальный риск ра-вен 125 · 10 =1,25 · 10-2 (чел.Зв) ·год. Риск же генетических радиационных повреждений составляет 0,4 · 10-2 (чел.Зв) ·год.

Поэтому, если известна коллективная доза облучения S, ожидаемое число случаев смерти N от факторов стохастической природы будет выра-жаться формулой:

N = 10-4 · n · S,

где:

n - ожидаемое количество случаев смерти от злокачественных опухо-лей и генети-ческих дефектов при коллективной дозе 104 чел.Зв, коэффици-ент r = 10-4 · n называют параметром риска - средняя индивидуальная вероятность смерти в результате облуче-ния дозой 1 Зв.

Коэффициент (n) устанавливается на основании данных о случаях смерти от зло-качественных опухолей и генетических дефектов в первых 2-х поколениях потомства лиц, облученных при больших дозах.

Параметр риска r принят равным 1,25 · 10-4 Зв для канцерогенного эффекта и 0,4 · 10-4 Зв для генетического эффекта.

В соответствии с беспороговой линейной концепцией усредненный по населению бывшего СССР риск гибели от рака в 1979 г. был равен 10-3, а от раковых и генети-ческих заболеваний, вызванным естественным (фоновым) облучением - 1,65 · 10-4.

В связи с тем, что соматические эффекты проявляются при довольно высоких дозах облучения (>10 Зв), встает задача нормирования доз облуче-ния исходя из вероят-ностных эффектов в условия принятой беспороговости эффекта их действия. Поэтому норма облучения устанавливается на основе сравнения риска от облучения с риском смерти людей от других причин.

Для производств с низкой степенью опасности работ риск составляет 10-4. Это зна-чение и принимается при установлении нормы облучения для персонала, сотрудников, профессионально подвергающихся облучению.

Для ограниченной части населения МКРЗ считает, что риск должен быть не большим, чем риск от факторов другой природы, но не более 0,1 риска, принятого для персонала. Т.е. для населения риск устанавливается в диапазоне 10-6-10-5 в год.

Исходя из этого устанавливаются основные дозовые пределы.

ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Необходимость разработки и внедрения стандартов радиационной защиты была понята еще в начале века.

В 1925 г. в качестве допустимой была предложена 1/10 часть дозы, вызывающей эритему (покраснение) почки за 30 сут.

В 1928 г. создана Международная комиссия по радиационной за-щите МКРЗ и опубликованы ее рекомендации.

В 1934 г. - первые официальные рекомендации МКРЗ для нацио-нальных комите-тов, где в качестве толерантной (переносимрй) была указана доза внешнего облучения 200 мР (~ 2 мГр) в сутки. По мере накопления данных и расширения масштабов использования ионизирующего излучения термин "толерантная доза" был заменен на "предельно-допустимая доза" (ПДД), а норматив сни-жен до 50 мР (~ 0,5 мГр)/сут.

В публикациях МКРЗ № 9 (1966 г.) и № 26 (1977 г.) определены прин-ципы установления ПДД, обоснованы нормативы и обобщен мировой опыт работы с ионизи-рующим излучением.

В СССР (РФ) основным документом, определяющим принципы ра-диационной защиты и устанавливающим нормы облучения являются "Нор-мы радиационной безопасности", принятые национальной комиссией по радиационной защите (НКРЗ) в 1976 г. (НРБ 76/87).

Цель радиационной защиты по определению МКРЗ - обеспечить за-щиту от ионии-зирующего облучения отдельных лиц, их потомства и челове-чества в целом и создать условия для необходимой практической деятельно-сти человека.

При этом МКРЗ полагает, что необходимый для зашиты человека уровень безопасности будет достаточен для защиты других компонентов биосферы, в частности, флоры и фауны. К этому положению следует отно-ситься с известной долей осторожности, т.к. сведений по радиоэкологии еще сравнительно немного, а дозы облучения многих биообъектов много больше доз, которые получает человек.

В настоящее время НКРЗ сформулированы следующие принципы радиационной безопасности:

1. Не превышать установленного основного дозового предела. В каче-стве основного дозового предела устанавливается:

Предельно-допустимая доза - наибольшее значение индиви-дуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в тече-ние 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья рабо-тающих изменений, обнаружи-ваемых современными методами.

Этот предел устанавливается для лиц - профессионально связанных с работой в условиях возможного облучения - лиц категории А (персонал по НРБ);

Предел дозы - наибольшее среднее значение индивидуальной эк-вивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при кото-ром равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Этот предел устанавливается для ограниченной части населения (категория Б по НРБ), т.е. для лиц, которые не работают непосред-ственно с источниками ионизи-рующих излучений, но по условиям работы и проживания могут быть подвержены об-лучению.

Критическая группа, по которой определяется уровень облучения лиц категории Б, определяется из условия максимально возможного радиацион-ного воздействия.

2. Исключить всякое необоснованное облучение.

3. Снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

Эти принципы исходят из принятой беспороговой концепции дейст-вия ионизи-рующих излучений. Поэтому любое дополнительное облучение, даже самое неболь-шое, увеличивает риск образования стохастических эф-фектов.

Полностью исключить облу-чение, хотя бы из-за наличия естественного фона, невозможно. Сам же есте-ственный фон неравномерен (0,8 - 3 мЗв). Кроме того, нельзя избе-жать облучения от диагностических процедур, строительных материалов и т.п.

В связи с тем, что различные органы тела имеют различную чувстви-тельность к ионизирующему излучению, их разбивают на 3 группы критических органов, облу-чение которых в условиях неравномерного облу-чения может причинить максимальный ущерб.

С учетом этого можно дать табл.1 основных дозовых пределов внешнего и внутреннего облучения.

Табл. 1

Основные дозовые пределы, мЗв/год

МКРЗ для предотвращения нестохастических эффектов установлен предел эквивалентной дозы 0,15 Зв для хрусталика глаза и 0,5 Зв для всех остальных органов. В национальных нормативах для всех этих органов уста-новлена ПДД 150 мЗв.

Для ограничения стохастических эффектов установлена ПДД = 50 мЗВ в год исходя из представления о допустимом риске для профессиональ-ных работников 10-4, а для ограниченной части населения 10-5-10-6.

Приведенные дозовые пределы не включают доз, получаемых челове-ком при медицинских процедурах и от естественного фона.

Облучение всего населения (категория В) не нормируются. По отно-шению к ней основным принципом радиационной защиты является макси-мальное ограничение возможного облучения.

Принятые Госсанэпиднадзором РФ новые нормы радиационной безо-пасности - НРБ-96 - вносят ряд серьезных корректив в действующие норма-тивы. В частности, под персоналом в НРБ-96 понимаются лица, как рабо-тающие с техногенными источниками (группа А), так и находящиеся по условиям их работы в сфере воздействия (группа Б). Категория Б, как тако-вая, исключена из НРБ-96, а лица, ранее входившие в нее отнесены к насе-лению. Основные дозовые пределы, срок введения которых установлен с 01.01.2000 г., представлены в табл.2.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизи-рующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специаль-ные ограничения.

При этом предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается 1,0 · 10-3 за год, а населения - 5,0 · 10-5 за год.

Табл. 2

Основные дозовые пределы

Примечания:

* Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персо-нала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2.

Дозовые нагрузки на население РФ от разных источников представлены на рис.2.

Рис.2. Дозовая нагрузка населения от разных источников радиации

При нормировании дозовых нагрузок учитываются следующие факторы:

1. Одновременное действие внешнего и внутреннего облучения.

При этом устанавливаются возможные пути попадания радионукли-дов в организм через органы дыхания, желудочно-кишечный тракт и через кожу. Поэтому реальные допустимые нормативы содержания радионуклидов в природных средах всегда ниже нормируемых НРБ, установленных в пред-положении формирования основных дозовых пределов одним радионукли-дом по одному пути поступления.

2. Физико-химическая форма радионуклидов: растворимость в воде, размер аэрозольных частиц и т.п.

3. Параметры метаболизма конкретных радионуклидов: всасывание в кровь, выведение, отложения в критических органах. Например, биологиче-ские периоды полувыведения нуклидов из критических тканей и органов колеблется от десятков суток (Н, С, Na) до полного усвоения (Sr, P).

По характеру распределения нуклидов в организме можно выделить 3 группы радионуклидов: концентрирующихся в костях - остеотропные (Sr Ra, Pu, Am и др.), в печени (Се, Ро, Am и др.) и во всем теле (Н, Со, Ru, Cr и др).

ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЦИКЛА

Если исключить взрывы атомных устройств и аварийные ситуации, то основным источником радиационного воздействия на биосферу являются предприятия ядерного топливно-энергетического цикла (ЯТЦ) в штатном режиме.

Известны следующие виды воздействия ЯТЦ на окружающую среду:

1. Расход природных ресурсов (земельные угодья, вода, сырье для ос-новных фондов ЯТЦ и т.д.).

При добыче и переработке урановой руды отчуждаются значительные земельные плошади для размещения пустой породы. На каждый Гвт (эл.) энергии, получаемой на атомной станции, образуется несколько миллионов тонн пустой породы.

Большая часть земельных угодий, расходуемых при переработке ру-ды, прихо-дится на пруды - хвостохранилитца, куда поступает около 10 т на 1 ГВт (эл.) в год хвостовых растворов.

Расход воды предприятий ЯТЦ обусловлен необходимостью охлаж-дения техноло-гического оборудования и применения в технологиях. Макси-мальное водопотребление на единицу электроэнергии приходится на охлаж-дение оборудования АЭС и пред-приятия по обогащению изотопов урана (10 м3 на 1 ГВт (эл.) и 5x10 на ГВт (эл.) соответственно).

2. Тепловое загрязнение окружающей среды.

Тепловые сбросы имеют место на всех стадиях ЯТЦ, достигая макси-мальных значений на АЭС, где мощность тепловых сбросов достигает 2 ГВт на каждый ГВт электрической мощности при 33% КПД. Тепловые сбросы АЭС вносят вклад в антропогенное поступление тепла в биосферу и в при-ближение к предельно допусти-мому уровню антропогенных сбросов тепло-вой энергии, равному в среднем 2 Вт/м2. Этот предел рассчитан из принципа недопущения изменения среднегодовой темпера-туры на 1°С.

3. Выброс загрязняющих веществ химической природы в окружаю-щую среду. Он имеет место на всех стадиях цикла, достигая максимальных размеров на предприятиях по переработке руды со сбросами хвостовых рас-творов и при сжигании органического топлива на предприятиях цикла и ТЭЦ, обеспечивающих его энергией.

4. Радиоактивное загрязнение окружающей среды.

Важнейшей особенностью ЯТЦ является то, что в процессах произ-водства энергии на АЭС и переработки отработанного топлива образуется большое количество опасных искусственных радионуклидов. Основная часть радиоактивных отходов ЯТЦ имеет высокую удельную активность. Некоторые из радионуклидов имеют значительные (от сотен до миллионов и более лет) периоды полураспада. Это предопределяет необхо-димость надеж-ной изоляции высокоактивных отходов ЯТЦ от биосферы.

Наиболее значимый вклад в загрязнение биосферы дают долгоживущие радио-нуклиды 14С, 85Кr, 3Т, 129I. Это обусловлено высокой миграцион-ной способностью, приводящей к их рассеиванию на большие расстояния за время, меньше периодов полураспада. Из всего количества четырех радио-нуклидов, поступающих в биосферу с отходами ЯТЦ до 70-80% 14С прихо-дится на стадию переработки облученного топлива на радиохимическом заводе, остальная часть - на АЭС. 99% 85Кr, 3Т, 129I выбрасывается при пере-работке топлива и около 1% - с АЭС.

К основным проблемам радиационной безопасности для окружающей среды при работе ЯТЦ в штатном режиме можно отнести следующие:

1. Возможное увеличение отрицательных последствий за счет сто-хастических эф-фектов, особенно в зонах влияния действующих АЭС.

2. Влияние инертных газов на биоту. Известно, что радиоактивный йод концен-трируется в щитовидной железе, другие изотопы, еще недавно считавшиеся без-вредными, накапливаются в клеточных структурах - хлоропластах, митохондриях, кле-точных мембранах. Их влияние на метаболизм еще не до конца изучено.

3. Нерегулируемый выброс радионуклида криптона-85 в атмосферу от АЭС и предприятий по переработке отработанных ТВЭЛ. Уже сейчас ясна его роль в изменении электропроводности атмосферы и формировании парникового эффекта. Уже сейчас его содержание в миллионы раз превыша-ет содержание в доядерную эпоху и прибывает 5% ежегодно.

4. Накопление в пищевых цепях радиоактивность-излучения Н. Он связывается протоплазмой клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепях. При распаде он превращается в гелий и испускает сильное в-излучение, вызывая генетические нару-шения. Содержание трития в хвое деревьев в районе дислокации АЭС (США) в десят-ки раз выше, чем в удале-нии от них.

5. Накопление углерода-14 в биосфере. Предполагается, что оно ве-дет к резкому замедлению роста деревьев. Такое замедление роста фиксиру-ется на Земле повсемест-но и может быть связано с 25% увеличением содер-жания С в атмосфере по сравнению с доядерной эпохой.

6. Образование трансурановых элементов. Особенно опасным является 239Рu.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, радиоактивные вещества занимают особое место среди загрязняющих окружающую среду агентов. Радиоактивность - самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа. Радиоактивные вещества испускают б- и в-частицы, г- и тормозное излучение и нейтроны.

Радиоактивный фон нашей планеты складывается из четырех основ-ных компонентов:

- Излучения от космических источников;

- излучения от рассеянных в окружающей среде первичных радио-нуклидов;

- излучения от естественных радионуклидов, поступающих в окру-жающую среду от производств, не предназначенных непосредст-венно для их получения;

- излучения от искусственных радионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствие поступления отходов от ядерного топливного цикла и других предприятий, использующих искусст-венные радионуклиды.

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ио-низирующих излучений. Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением. Результатом облучения являются физико-химические и биологиче-ские изменения в организмах.

Радиационные эффекты облучения людей делят на 3 группы:

- соматические (телесные) эффекты;

- соматико-стохастические ;

- генетические эффекты.

Принципы радиационной безопасности:

1. Не превышать установленного основного дозового предела;

2. Исключить всякое необоснованное облучение;

3. Снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика: человек и окру-жающая среда. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 235 с.

2. Козлов Ф.В. Справочник по радиационной безопасности. - М.: Энергоатом-издат, 1991. - 352 с.

3. Москалев Ю.И. Отдаленные последствия воздействия ионизирующих излуче-ний. - М.: Медицина, 1991. - 464 с.

4. Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер. с англ. Ю.А.Банникова. - М.: Мир, 1988. - 79 с.

5. Сивинцев Ю.В. Радиация и человек. - М.: Знание, 1987. - 235 с.

Страницы: 1, 2