МИНИСТЕРСТВО ПО ЧРЕЗВЫЧАЙНЫМ СИТУАЦИЯМ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

КОМАНДНО-ИНЖЕНЕРНЫЙ ИНСТИТУТ

РАДИАЦИОННАЯ И

ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

В 2-х частях

Часть 2. Радиационная безопасность

Допущено Министерством образования Республики Беларусь в качестве учебного пособия для курсантов и слушателей учреждений

высшего образования по специальностям «Предупреждение и ликвидация чрезвычайных ситуаций», «Пожарная и промышленная безопасность»

Минск КИИ 2015

УДК 614.876(476)(075.8) ББК 68.9я73

Р67

А в т о р ы : А.В. Ильюшонок, А.В. Фролов, Т.И. Халапсина

Р е ц е н з е н т ы :

кафедра «Организация деятельности органов и подразделений по чрезвычайным ситуациям и общенаучных дисциплин»

Государственного учреждения образования «Институт переподготовки и повышения квалификации» МЧС Республики Беларусь;

Прудник А.М., доцент кафедры экологии Учреждения образования «Белорусский государственный университет информатики и

радиоэлектроники», кандидат технических наук, доцент

Р67

Радиационная и экологическая безопасность. В 2-х частях. Часть 2. Радиационная безопасность / А.В. Ильюшонок, А.В. Фролов, Т.И. Халапсина – М.: КИИ, 2015. – 132 с.

ISBN 978-985-7018-83-3. Пособие содержит базовые сведения о радиоактивности, радиоактивных

излучениях и их воздействии на человека. Излагаются принципы, критерии и нормы радиационной безопасности, мероприятия по радиационной защите. Описаны катастрофа на Чернобыльской АЭС и ее последствия для Республики Беларусь.

Предназначено для оказания помощи обучающимся при подготовке к заня-тиям по разделу «Радиационная безопасность» дисциплины «Радиационная и экологическая безопасность».

УДК 614.876(476)(075.8)

ББК 68.9я73

ISBN 978-985-7018-83-3 (Ч. 2) ISBN 978-985-7018-84-0

© Государственное учреждение образования «Командно-инженерный институт» Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь, 2015

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 Физическая природа ионизирующих излучений и источники радиации . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

1. Радиоактивные превращения ядер . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 1.1. Состав и размеры ядра. Характеристики ядер . . . . . . . . . . . . . 6 1.2. Радиоактивность . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 1.3. Закон радиоактивного распада . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8 1.4. Основные закономерности альфа- и бета-распадов,

гамма-излучения ядер . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9 1.5. Активность и единицы ее измерения . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 1.6. Радиоактивные ряды . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14

2. Прохождение ядерных излучений через вещество . . . . . . . . . . . . 17 2.1. Физические основы взаимодействия ядерных излучений

с веществом . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17 2.2. Взаимодействие альфа-частиц с веществом . . . . . . . . . . . . . . . 18 2.3. Взаимодействие бета-частиц с веществом . . . . . . . . . . . . . . . . . 19 2.4. Прохождение гамма-квантов через вещество . . . . . . . . . . . . . 20 2.5. Взаимодействие нейтронов с веществом . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

3. Дозиметрические величины и их единицы измерения . . . . . . . . 26 3.1. Базовые, нормируемые и рабочие величины

в радиационной безопасности . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26 3.2. Экспозиционная доза. Поглощенная доза . . . . . . . . . . . . . . . . . 27 3.3. Эквивалентная доза. Эффективная доза. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28 3.4. Коллективные и ожидаемые дозы . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32 3.5. Операционные величины . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33

4. Регистрация и измерение радиоактивности . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35 4.1. Регистрация ионизирующих излучений . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35 4.2. Приборы радиометрического и дозиметрического

контроля . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38

5. Источники ионизирующих излучений . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41 5.1. Естественные источники радиации . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41 5.2. Антропогенные источники радиации . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47

Принципы и мероприятия радиационной защиты . . . . . . . . . . . . . . . . 53 6. Биологическое действие ионизирующих излучений . . . . . . . . . . . 53

6.1. Действие ионизирующих излучений на клетку . . . . . . . . . . . . 53 6.2. Радиочувствительность тканей, органов, организма . . . . . . . 57 6.3. Действие больших доз радиации. Лучевая болезнь . . . . . . . . . 59 6.4. Действие малых доз радиации . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61 6.5. Радиобиологическое действие инкорпорированных

радионуклидов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63 7. Принципы, критерии и нормы радиационной безопасности . . . 66

7.1. Концепция приемлемого риска . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66 7.2. Рекомендации международных организаций . . . . . . . . . . . . . . 69

3

7.3. Нормативные и регламентирующие документы об обеспечении радиационной безопасности . . . . . . . . . . . . . . 72

8. Мероприятия по радиационной защите . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82 8.1. Противолучевые защитные мероприятия . . . . . . . . . . . . . . . . . 82 8.2. Общий порядок реагирования на радиологические

чрезвычайные ситуации . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 86 Катастрофа на Чернобыльской АЭС и ее последствия для Республики Беларусь . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91

9. Ядерная энергетика . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91 9.1. Деление тяжелых ядер . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91 9.2. Цепная реакция деления . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 92 9.3. Ядерный реактор . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 94 9.4. Типовые ядерные энергетические установки СНГ . . . . . . . . . 98

10. Катастрофа на Чернобыльской АЭС . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104 10.1. Схематическое устройство ЧАЭС . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104 10.2. Причины и развитие аварии . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104 10.3. Непосредственные последствия аварии.

Состояние остановленного реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 108 11. Последствия катастрофы на ЧАЭС для Республики Беларусь . 115

11.1. Картина радиоизотопных загрязнений в Республике Беларусь . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 115

11.2. Медицинские аспекты последствий катастрофы на ЧАЭС 123 11.3. Социально-экономические потери Республики Беларусь.

Основные направления деятельности Департамента по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС . . . . . . . . . . . . 125

11.4. Рекомендации по обеспечению безопасной жизнедеятельности на загрязненных чернобыльскими радионуклидами территориях . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 129

Литература . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 132

4

ВВЕДЕНИЕ

В общепринятом смысле радиация (от латинского radiatio – излучение) – это излучение, обладающее высокой энергией, способное причинить вред здоровью человека.

Радиационная безопасность населения – состояние защищенности настоящего и будущих поколений людей от вредного воздействия ионизирующего излучения.

В Республике Беларусь функционирует более 1000 радиационно-опасных объектов. В настоящее время ведется строительство атомной электростанции. В непосредственной близости от границ республики расположены 4 атомных электростанции (остановленная в 2009 г. Игналинская – 7 км, остановленная в 2000 г. Чернобыльская – 12 км, Ровенская – 65 км, Смоленская – 75 км). Аварии на радиационно-опасных объектах могут сопровождаться выходом радиоактивных веществ за защитные барьеры и приводить к катастрофическим последствиям для населения и территорий. В силу этого, инженер по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций и инженер по пожарной и промышленной безопасности должен обладать знаниями о радиации, биологическом действии ионизирующих излучений, принципах и методах радиационной защиты и радиационной безопасности.

Цель курса – дать систему знаний о радиации, радиационной гигиене и радиационной защите.

Задачи курса: усвоение знаний о радиоактивности и единицах ее измерения;

принципах и критериях радиационной безопасности, основах радиационной гигиены и радиационной защиты, радиационной обстановке в Республике Беларусь;

формирование навыков по оценке ожидаемых доз облучения, выполнению мероприятий по радиационной защите и радиационной безопасности;

развитие умений работы с приборами дозиметрического и радиометрического контроля.

5

ФИЗИЧЕСКАЯ ПРИРОДА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ

1. Радиоактивные превращения ядер

1.1. Состав и размеры ядра. Характеристики ядер

Атом – наименьшая часть химического элемента, являющаяся носителем его свойств. Атом состоит из положительно заряженного ядра и отрицательно заряженных электронов. В ядре сосредоточена почти вся (более 99,95 %) масса атома. Электроны образуют электронную оболочку атома.

Размеры атома определяются размерами его электронной оболочки. Размеры ядра чрезвычайно малы по сравнению с размерами атома. Эксперименты показывают, что ядра имеют размеры порядка 10–14–10–15 м, а размеры атомов порядка 10–10 м. Если радиус атома увеличить до радиуса Земли, то диаметр ядра в этом случае будет всего лишь около 130 м. Таким образом, атом практически пуст и практически вся его масса сконцентрирована в ядре.

Атомные ядра состоят из элементарных частиц двух видов – протонов и нейтронов. Протон (p) имеет положительный электрический заряд, численно равный заряду электрона (e = 1,6·10–19 Кл) и массу mp = 1,6726·10–27 кг = 1836 me (me – масса электрона). Нейтрон (n) электрически нейтральная частица (заряд нейтрона равен нулю), а его масса почти совпадает с массой протона: mn = 1,6749·10–27 кг = 1839 me. Протоны и нейтроны называются нуклонами (от латинского nucleus – ядро), а атомные ядра (и соответствующие им атомы) – нуклидами.

Важнейшими характеристиками атомного ядра, полностью описывающими его состав, являются атомный номер и массовое число. Атомным номером Z называется число протонов в ядре. Число Z определяет порядковый номер соответствующего химического элемента в Периодической системе химических элементов (таблице Менделеева), поэтому в химии принят синоним порядковый номер. Заряд ядра равен Z e, поэтому число Z называют также зарядовым числом ядра. Массовым числом А называется общее количество нуклонов в ядре. Очевидно, что число нейтронов в ядре N = A – Z. В природе встречаются химические элементы с Z от 1 до 92. Известные на сегодняшний день трансурановые элементы с Z от 93 до 117 (элемент с номером 117 пока не имеет официального названия) были получены искусственным путем в результате различных ядерных реакций.

Ядра обозначаются тем же символом X, что и соответствующий химический элемент с указанием атомного номера и массового числа: XA

Z . Например, 90

38 Sr (ядро атома стронция, содержащее 38 протонов и 90 нуклонов, т. е. 52 нейтрона), 137

55 Cs (ядро атома цезия, содержащее 55 протонов и 82 нейтрона, всего 137 нуклонов). Иногда в таком обозначении

6

атомный номер опускается, поскольку его можно определить, воспользовавшись таблицей Менделеева. В тексте массовое число пишется через дефис: стронций-90, цезий-137.

В ядрах атомов одного и того же химического элемента количество протонов всегда одинаково, а число нейтронов может быть различным. Ядра с одинаковым атомным номером, но разными массовыми числами называются изотопами. Например, 133 134 137

55 55 55Cs, Cs, Cs – изотопы цезия (на сегодняшний день известно 40 изотопов цезия с массовыми числами от 112 до 151); 1

1 H (протий), 21 H (дейтерий), 3

1 H (тритий) – изотопы водорода.

Ядра с одинаковым массовым числом называются изобарами. Например, 137 137

55 56Cs, Ba (цезий-137, барий-137), 90 90 9038 39 40Sr, Y, Zr

(стронций-90, иттрий-90, цирконий-90). 1.2. Радиоактивность

Из более чем 3000 известных на настоящий момент изотопов менее 10 % (около 270) являются стабильными, а остальные – нет. Нестабильность атомного ядра проявляется в том, что оно самопроизвольно, т. е. без всяких внешних воздействий и в абсолютно непредсказуемый момент времени испускает одну либо несколько частиц и превращается в ядро другого химического элемента. Это явление было открыто в 1896 г. французским ученым А. Беккерелем и получило название радиоактивности.

Радиоактивность – процесс самопроизвольного превращения одних атомных ядер в другие, сопровождающийся испусканием одной или нескольких частиц.

Самопроизвольное превращение нестабильного ядра называют также радиоактивным распадом. Атомы и соответствующие элементы, подверженные таким превращением, называют радиоактивными или радионуклидами.

Ядра, претерпевающие самопроизвольные превращения, называют материнскими, а ядра, образующиеся в процессе радиоактивного распада – дочерними.

Различают естественную и искусственную радиоактивность. Естественная радиоактивность наблюдается у существующих в природе изотопов, а искусственная – у изотопов, полученных в результате ядерных реакций. Установлено, что радиоактивны все химические элементы с порядковым номером, большим 82 (т. е. начиная с висмута), и многие более легкие элементы (прометий и технеций не имеют стабильных изотопов, а у некоторых элементов, таких как индий, калий или кальций, часть природных изотопов стабильны, другие же радиоактивны).

При радиоактивном распаде вещество испытывает глубокие изменения, отличные от обычных химических превращений. Превращения претерпевают именно ядра атомов, поэтому испускаемые излучения называется ядерными. Э. Резерфорд экспериментально

7

установил, что ядра испускают излучения трех типов. Эти излучения он обозначил буквами греческого алфавита α, β, γ в сторону увеличения их способности проходить через преграды. В дальнейшем было установлено, что α-частица это ядро атома гелия 4

2 He , β-частица это электрон или позитрон, движущийся с околосветовой скоростью, а γ-излучение – электромагнитная волна с длиной волны менее 10–10 м. К числу радиоактивных процессов относятся: альфа-распад, бета-распад, гамма-излучение ядер, спонтанное деление тяжелых ядер, протонная радиоактивность и др.

1.3. Закон радиоактивного распада

Радиоактивность – явление статистическое (случайное). Нельзя заранее предсказать, в какой момент времени распадется конкретное радиоактивное ядро. Однако, наблюдение очень большого числа одинаковых радиоактивных ядер показывает, что хотя нельзя указать какие именно ядра испытают превращения за рассматриваемый промежуток времени, можно практически точно предсказать число ядер, которые распадутся за этот промежуток времени. Чем больше исходное число нестабильных ядер, тем точнее это вероятностное предсказание. Для описания подобных процессов используются вероятности тех или иных событий.

Важнейшей характеристикой радиоактивного распада является постоянная распада λ – вероятность распада ядра за единицу времени. Эта величина не зависит от внешних факторов (температуры, давления и т. д.) и времени. Атомные ядра в процессе своего существования ни в каком смысле не «стареют». Смысл величины λ состоит в том, что если взять большое число N одинаковых нестабильных ядер, то за единицу времени в среднем будет распадаться λN ядер. Следовательно, за малый промежуток времени dt распадется в среднем dN ядер:

dN = –λN dt . (1.1) Уравнение (1.1) называют законом радиоактивного распада в дифференциальной форме. Знак минус означает, что общее число радиоактивных ядер уменьшается. Проинтегрировав уравнение (1.1), получим основной закон радиоактивного распада:

0tN N e λ−= , (1.2)

где N0 – число радиоактивных ядер в произвольно выбранный начальный момент времени (t = 0), N – число ядер, оставшихся спустя время t.

Периодом полураспада T1/2 называется время, за которое первоначальное число радиоактивных ядер уменьшается в два раза. Другими словами, период полураспада – время, за которое распадается половина ядер. Очевидно, что спустя время T1/2, 2T1/2, 3T1/2 … nT1/2 от начального количества радионуклида будет оставаться 1/2, 1/4, 1/8 … 1/2n часть (рис. 1.1).

8

Рис. 1.1. Зависимость числа радиоактивных ядер N от времени t Согласно (1.2) и определению периода полураспада

1/200

2TN N e −λ= ,

следовательно,

1/2ln2 0,693T = ≈λ λ

. (1.3)

Периоды полураспада у различных радионуклидов изменяются в широких пределах – от долей секунды до миллионов лет. Для 131I (иод-131) T1/2 = 8 дней, 90Sr (стронций-90) T1/2 = 29 лет, 137Cs (цезий-137) T1/2 = 30 лет, а для 239Pu (плутоний-239) T1/2 = 24390 лет. Подчеркнем, что для данного радионуклида и период полураспада T1/2 и постоянная распада λ всегда имеют одно и тоже значение. Это связано с тем, что процесс радиоактивного распада не зависит ни от способа получения радиоактивных ядер и от их общего количества, ни от внешних условий.

1.4. Основные закономерности альфа- и бета-распадов,

гамма-излучения ядер

Альфа-распад – самопроизвольное испускание ядром α-частицы (ядра атома гелия 4

2 He ). При α-распаде, в соответствии с законами сохранения электрического заряда и числа нуклонов, атомный номер материнского ядра XA

Z уменьшается на две, а его массовое число – на четыре единицы. Образующийся в результате распада новый химический элемент 4

2 XAZ

−− сдвинут влево на две клетки таблицы Менделеева

относительно исходного. Схема α-распада имеет следующий вид: 4 42 2X Y + HeA A-

Z Z - → . Пример:

239 235 494 92 2Pu U + He→ .

Альфа-распад происходит, как правило, в тяжелых ядрах с Z ≥ 82 и у

t

N

N0

N0/2

N0/4

0 T1/2 2T1/2

9

небольшой группы ядер редкоземельных элементов с A = 140 – 160. Периоды полураспада альфа-активных радионуклидов изменяются в широких пределах. Так, изотоп радона 215

86 Rn имеет период полураспада T1/2 = 1 мкс, для 220

86 Rn T1/2 = 54 с, а для 20482 Pb T1/2 = 1,4·1017 лет. В то же

время энергии испускаемых α-частиц лежат в сравнительно узкой области 2–9 МэВ. Их начальная скорость около 20000 км/с.

Бета-распад – процесс самопроизвольного превращения радиоактивного ядра в изобарное с испусканием электрона или позитрона. Известны три вида бета-распада: электронный, или β−-распад, позитронный, или β+-распад и электронный захват (К-захват). В первых двух процессах из ядра вылетают электрон (позитрон) и нейтральная частица электронное антинейтрино (электронное нейтрино). Схемы этих распадов записываются следующим образом:

β− : 1 eX Y + e + A A -Z Z+→ ν ,

β+: +1 eX Y + e + A A

Z Z-→ ν . Здесь e–, e+ – символы электрона и позитрона, νe и eν – символы электронного нейтрино и антинейтрино. При электронном захвате ядро поглощает один из электронов атомной оболочки (чаще всего К-оболочки, отсюда название К-захват):

1 ee + X Y + .- A A

Z Z-→ ν Таким образом, при всех видах β-распада массовое число A остается неизменным, а атомный номер Z изменяется на ±1. Пример:

137 13755 56 eCs Ba + e + -→ ν + γ .

Бета-распад обусловлен не ядерными и не электромагнитными силами, а третьим из четырех типов фундаментальных взаимодействий – слабым взаимодействием. Бета-распад процесс не внутриядерный, а внутринуклонный, т. е. в ядре распадается одиночный нуклон. Вылетающие при распаде электрон и нейтрино рождаются во время распада нуклона. Бета-активным является и свободный нейтрон, распадающийся с периодом полураспада 11,7 мин на протон, электрон и антинейтрино в результате электронного бета-распада:

en p + e + -→ ν . Свободный протон стабилен. При позитронном распаде он распадается в ядре:

ep n + e + +→ ν . При β-распаде из ядра вылетают не одна, а две частицы. Поэтому

энергетические соотношения для β-распада характеризуются не только общей энергией, выделяющейся при распаде, но и распределением этой энергии между вылетающими частицами (энергия отдачи ядра сравнительно мала и ею обычно можно пренебречь). В силу статистического характера явления радиоактивности при одиночном акте, например, β–-распада соотношение энергий электрона и антинейтрино может быть любым, т. е. кинетическая

10

энергия электрона может иметь любое значение – от нуля до максимально возможной энергии Еmах, равной полной энергии, выделяющейся при распаде. Характеризуя β-активные радионуклиды, обычно указывают максимальную энергию электронов Еmax. Значение этой энергии изменяется от 18 кэВ для 3

1 H до 16,6 МэВ для 12

7 N . Периоды полураспада β-активных ядер лежат в широком интервале

времени от 10–2 с до 1015 лет. Типичные представители β-активных ядер: калий-40, стронций-90, цезий-137. Первый из этих радионуклидов естественного происхождения, два других – следствие ядерных взрывов и аварий.

Гамма–излучение ядер. Это явление состоит в самопроизвольном испускании ядром гамма-кванта (фотона). Почти все ядра имеют, кроме основного квантового состояния, дискретный набор возбужденных состояний с большей энергией. Если после альфа- или бета-распада дочернее ядро оказывается в возбужденном состоянии, то, переходя в основное состояние, оно излучает избыток энергии в виде гамма-квантов, т. е. альфа- и бета-распады могут сопровождаться γ-излучением. Гамма-излучение ядер происходит без изменения A и Z, поэтому его не рассматривают как самостоятельный тип радиоактивности.

Так как ядерные уровни дискретны, то спектр γ-излучения всегда дискретен. Энергия ядерных гамма-квантов лежит в диапазоне от 10 кэВ до 5 МэВ (длина волны испускаемого электромагнитного излучения от 0,1 нм до 2·10–4 нм).

1.5. Активность и единицы ее измерения

Основной количественной характеристикой радиоактивности является активность А.

Активность радиоактивного источника – число радиоактивных распадов, происходящих в источнике за единицу времени. Если в источнике за время dt распадается dN атомов, то согласно определению

dNAdt

= .

Воспользовавшись (1.1) и (1.3), получим:

1/2

ln2A N NT

= λ = . (1.4)

Как видно из формулы (1.4) активность пропорциональна числу радиоактивных атомов N. Именно поэтому содержание радионуклидов в веществе определяется его активностью.

Активность радионуклида с течением времени уменьшается, как и число радиоактивных атомов, по экспоненциальному закону

0tA A e−λ= ,

где A0 = λN0 – активность вещества в начальный момент времени. Как и число радиоактивных атомов, за период полураспада активность

11

уменьшается в 2 раза, за 2 периода – в 4, за 3 – в 8 и т. д. Начальная активность

0 0 0 01/2 1/2

ln2 0,693A N N NT T

= λ = ≈

определяется числом радиоактивных атомов N0 в начальный момент времени и периодом полураспада T1/2. При одном и том же значении N0 она будет выше у радионуклидов с меньшим T1/2. Вместе с тем, при малом значении T1/2 спад активности происходит быстро, а при большом – наоборот, медленно.

Единица активности в Международной системе единиц СИ – беккерель (Бк). Один беккерель равен одному распаду в секунду. До сих пор используется старейшая внесистемная единица активности – кюри (Kи). Активностью в 1 Ки обладает примерно 1 г радия-226.

1 Kи = 3,7·1010 Бк; 1 Бк = 2,7·10–11 Ки.

Воспользовавшись формулой (1.4) можно связать активность радионуклида в источнике с массой этого радионуклида m:

A1/2

ln2 mA NT M

= , (1.5)

где M – молярная масса радионуклида, NA – число Авогадро. Напомним, что молярная масса изотопа, выраженная в г/моль, равна его массовому числу. Из формулы (1.5) получается выражение для массы радионуклида:

1/2

A ln2MT

m AN

= .

Таким образом, активность может служить мерой количества радиоактивного вещества в источнике. На практике количество радиоактивного вещества принято выражать именно в единицах активности, а не в единицах массы. Это связано с тем, что, как правило, масса исследуемого радиоактивного вещества очень мала и ее прямое измерение представляет большие трудности.

Активность радиоактивного источника, приходящаяся на единицу его массы, называется удельной активностью Am:

иm

AAm

= .

Здесь mи – масса радиоактивного источника.

Удельная объемная активность AV – активность источника, приходящаяся на единицу его объема:

VAAV

= ,

где V – объем источника. Удельную объемную активность часто называют просто объемной активностью.

12

Удельная поверхностная активность AS – активность, приходящаяся на единицу площади поверхности. Удельную поверхностную активность часто называют просто поверхностной активностью.

Единица удельной активности Am в СИ – беккерель на килограмм (Бк/кг), удельной объемной активности AV – беккерель на кубический метр (Бк/м3), AS – беккерель на квадратный метр (Бк/м2). Наряду с этими единицами часто применяют внесистемные. Например, удельную поверхностную активность AS измеряют в Kи/км2.

1 Kи/км2 = 3,7·104 Бк/м2 = 37 кБк/м2. Удельная поверхностная активность используется для

характеристики радиоактивного загрязнения территории (плотности радиоактивного загрязнения). Удельная и объемная активность используются для характеристики радиоактивного загрязнения пищевых продуктов, воды, кормов и др. Удельную активность пищевых продуктов и питьевой воды для изотопов 137Cs и 90Sr регламентируют «Республиканские допустимые уровни содержания радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в пищевых продуктах и питьевой воде (РДУ - 99)» (табл. 1.1).

Таблица 1.1 РДУ - 99

Наименование продукта Am (AV), Бк/кг (Бк/л)

Для цезия-137 Вода питьевая 10 Молоко и цельномолочная продукция, масло коровье 100 Молоко сгущенное и концентрированное 200 Творог и творожные изделия, сыры сычужные и плавленые 50 Мясо и мясные продукты, в том числе: Говядина, баранина и продукты из них Свинина, птица и продукты из них

500 180

Картофель 80 Хлеб и хлебобулочные изделия 40 Мука, крупы, сахар 60 Жиры растительные 40 Жиры животные и маргарин 100 Овощи и корнеплоды 100 Фрукты 40 Садовые ягоды 70 Консервированные продукты из овощей, фруктов и ягод садовых 74

Дикорастущие ягоды и консервированные продукты из них 185 Грибы свежие 370 Грибы сушеные 2500

13

Окончание табл. 1.1

Наименование продукта Am (AV),

Бк/кг (Бк/л) Специализированные продукты детского питания в готовом для употребления виде 37

Прочие продукты питания 370 Для стронция-90 Вода питьевая 0,37 Молоко и цельномолочная продукция 3,7 Хлеб и хлебобулочные изделия 3,7 Картофель 3,7 Специализированные продукты детского питания в готовом для употребления виде 1,85

1.6. Радиоактивные ряды

Радиоактивный ряд представляет собой последовательность радионуклидов, каждый из которых образуется в результате радиоактивного распада предыдущего до тех пор, пока не образуется стабильный нуклид. Каждый радиоактивный ряд имеет родоначальника – изотоп с наибольшим периодом полураспада. Массовое число при α-распаде уменьшается на 4, а при β-распаде остается неизменным. Следовательно, в каждом радиоактивном ряду массовые числа радионуклидов могут или быть одинаковыми, или различаться на число, кратное 4. Таким образом, всего имеется четыре радиоактивных ряда.

В природе существуют три радиоактивных ряда (естественные радиоактивные ряды), родоначальниками которых являются торий-232 (ряд тория), уран-238 (ряд урана-радия) и уран-235 (ряд актино-урана). Это связано с тем, что периоды полураспада 232Th (T1/2 = 1,4·1010 лет), 238U (T1/2 = 4,5·109 лет) и 235U (T1/2 = 7,1·108 лет) соизмеримы с возрастом Земли, и эти изотопы еще не успели полностью распасться. Заканчиваются естественные радиоактивные ряды изотопами свинца 208Pb, 206Pb и 207Pb. Схемы естественных радиоактивных рядов приведены на рис. 1.2–1.4. На схемах, при указании периодов полураспада, использованы сокращения: м – минуты, ч – часы, д – дни, г – годы, л – лет.

Период полураспада родоначальника четвертого ряда нептуния-237 составляет 2,1·106 лет. За время существования Земли этот радионуклид распался практически весь. Поэтому нептуния и членов его ряда в природе практически нет. Члены этого ряда были получены в середине прошлого века искусственно, с помощью ядерных реакций*. Завершается ряд 237Np стабильным 209Bi. ____________

* После его искусственного синтеза изотоп 237Np был обнаружен в ничтожных количествах в урановых рудах.

14

Рис. 1.3. Радиоактивный ряд урана-радия

Рис. 1.2. Радиоактивный ряд тория

22488 Ra

22086 Rn

23290Th

α

1,4⋅1010 л 228

89 Ac β–

6,1 ч 228

90Th α

1,9 г 228

88 Ra β–

6,7 г α

3,6 д

54 с 216

84 Po 0,16 с

α α 212

82 Pb 10,6 ч

β– 212

83 Bi

α

3⋅10–7 с

20881Tl

β–

60,5 м α

3,1

м

20882 Pb 212

84 Po

β–

23492 U

α

23892 U α

4,6⋅109 л 234

91Pa β–

6,7 ч

21482 Pb

β–

27 м

21884 Po

3,1 м

α

21483 Bi

β–

α 20 м

21081Tl

β–

1,3

м

21082 Pb β–

22 г α 210

83 Bi α 5 д

α 138⋅д

21084 Po

β–

20681Tl

20682 Pb

β–

4,2

м

21484 Po

1,6·10–4 с

23490Th β–

24,1 д

22286 Rn

3,8 д

α

22688 Ra

1600 л

α

23090Th

7,5⋅104 л

α

15

Рис. 1.4. Радиоактивный ряд актино-урана

21184 Po

21584 Po

20781Tl

0,5 с

α

23592 U

α

7,1⋅108 л

23190Th

β–

25,6

ч

22789 Ac

β–

3,4⋅104 л

22388 Ra

36,1

м

α

21986 Rn

2,2 м

α

20782 Pb

β–

23191Pa

22 г

α

21183 Bi

β–

21585 At

22 м

α 227

90Th

21182 Pb

β–

4,8

м

22387 Fr α

19 д β–

α 4 с

β–

α

11 д

α

10-4 с

1,8⋅10-3 с

16

2. Прохождение ядерных излучений через вещество 2.1. Физические основы взаимодействия ядерных излучений

с веществом

Любой вид ядерного излучения может быть обнаружен только по его воздействию на вещество. Процессы, которые происходят при прохождении ядерного излучения через вещество, имеют большое практическое значение. Знание этих процессов необходимо для правильной организации защиты населения от радиоактивных излучений и для понимания принципов работы детекторов ядерных излучений.

Атом электрически нейтрален. Если атом теряет или приобретает электрон, он называется ионом, положительным или отрицательным соответственно. Процесс образования ионов разных знаков называется ионизацией.

Ионизирующее излучение – это излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака. Различают непосредственно ионизирующее излучение и косвенно ионизирующее излучение. Непосредственно ионизирующее излучение – это излучение, состоящее из заряженных частиц, имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации. К нему, в частности, относится альфа- и бета-излучение. Косвенно ионизирующее излучение – это излучение, состоящее из незаряженных частиц, которые в результате взаимодействия с веществом могут создавать непосредственно ионизирующее излучение. Примером такого излучения является гамма-излучение и нейтронное излучение.

Проходя через вещество, частицы ионизирующего излучения взаимодействуют с атомными электронами и ядрами. При взаимодействии с электронами атомов частица передает им часть своей энергии, вследствие чего атомы среды ионизируются или возбуждаются, а энергия частицы уменьшается. С учетом потерь на возбуждение и другие процессы средняя энергия, затрачиваемая частицей на образование одной пары ионов в воздухе, воде и биологических тканях, составляет 30÷35 эВ.

Потеряв всю кинетическую энергию частица останавливается. Минимальная толщина вещества, необходимая для полного поглощения энергии частицы, называется пробегом (линейным пробегом) R. Важной характеристикой процесса взаимодействия излучения с веществом, показывающей, как излучение передает свою энергию веществу, является линейная передача энергии L – энергия, переданная частицей веществу на единицу длины пути:

dELdx

= ,

где dE – энергия, теряемая частицей при прохождении участка траектории длиной dx. Величину L так же называют потерями энергии на единице пути или удельными потерями энергии. Очевидно, что чем больше линейная передача энергии частицы, тем меньше ее пробег.

17

Взаимодействие с веществом каждого конкретного вида излучения имеет свои особенности, на которых мы остановимся ниже.

2.2. Взаимодействие альфа-частиц с веществом

Альфа-частица – тяжелая заряженная частица ( 42 He ). Проходя через

вещество, она взаимодействует с электронами и ядрами его атомов. Упругое рассеяние альфа-частицы на ядрах атомов маловероятно. Основным механизмом взаимодействия является ее взаимодействие с электронами атомов. Двигаясь в веществе α-частица «расталкивает» их своим кулоновским полем. Из-за дальнодействующего характера кулоновских сил она успевает «растолкать» большое количество электронов. При столкновениях с электроном α-частица отклоняется на очень малый угол, поскольку ее масса значительно больше массы электрона (Mα = 7350me). Поэтому траектория альфа-частицы в веществе (трек в камере Вильсона) практически прямолинейна.

Энергия альфа-частицы уменьшается, в основном, за счет неупругих столкновений с электронами, в результате которых происходит ионизация или возбуждение атомов вещества. Поэтому эти потери энергии частицы называются ионизационными.

Величина ионизационных потерь на единице пути выражается формулой Бора, согласно которой в первом приближении

2

2ион

~ ez ndEdx

υ

. (2.1)

Здесь z – заряд частицы в единицах элементарного заряда, ne – концентрация электронов вещества, υ – скорость частицы. Как видно из формулы (2.1), ионизационные потери энергии не зависят от массы движущейся частицы и сильно зависят от ее скорости. С уменьшением скорости частицы ее потери энергии резко возрастают. Поэтому треки тяжелых заряженных частиц в камере Вильсона или фотоэмульсии значительно утолщаются к концу. При малых скоростях частицы, сравнимых со скоростью движения электронов в атоме, формула (2.1) перестает быть справедливой. При таких скоростях становится существенным эффект перезарядки, который заключается в том, что пролетающая частица захватывает электроны. Ее заряд уменьшается, что приводит к уменьшению ионизационных потерь. В результате эффекта перезарядки альфа-частица в конечном итоге превращается в нейтральный атом гелия. В силу этого с уменьшением скорости частицы удельные ионизационные потери энергии сначала возрастают, достигают максимума, а затем начинают падать (рис. 2.1).

В силу большой ионизирующей способности пробеги альфа-частиц весьма малы. Длина пробега в воздухе* не превышает 11 см, а в ____________

*Длина пробега альфа-частиц в воздухе примерно равна их энергии в мегаэлектронвольтах.

18

биологической ткани – 0,1 мм. Поэтому, в случае внешнего облучения, источник альфа-частиц не представляет практической опасности.

2.3. Взаимодействие бета-частиц с веществом

Прохождение бета-излучения через вещество имеет ряд особенностей, основной причиной которых является малость массы электрона (позитрона) по сравнению с массой альфа-частицы. При каждом столкновении, как с атомными ядрами, так и с электронами, бета-частица может значительно изменить направление и скорость своего движения. Поэтому траектория движения бета-частицы в веществе представляет собой ломаную линию. Как известно в электродинамике, заряженная частица, движущаяся с ускорением, излучает электромагнитное излучение, интенсивность которого пропорциональна квадрату ее ускорения. Поэтому бета-частица, сталкиваясь с ядрами и электронами вещества, испускает электромагнитное излучение, которое называют тормозным. Длина волны тормозного излучения соответствует длине волны рентгеновского излучения. Потери энергии частицы на излучение называют радиационными. Полные удельные потери энергии бета-частицы складываются из ионизационных и радиационных потерь:

ион рад

dE dE dEdx dx dxβ

= +

.

Механизм ионизационных потерь для электронов в общем такой же, как и для альфа-частиц. Как следует из формулы (2.1), при одной и той же энергии ионизационные потери на единице пути пропорциональны квадрату заряда частицы и ее массе. Следовательно, при одинаковых энергиях, удельные ионизационные потери бета-частицы будут значительно больше, чем у альфа-частицы.

Строгий расчет показывает, что удельные радиационные потери пропорциональны энергии частицы. Для сравнения радиационных и ионизационных потерь электрона при его движении в веществе с атомным номером Z можно использовать приближенное соотношение

dE/dx

Е Рис. 2.1. Зависимость удельных потерь энергии α-частицы

от ее энергии

19

( )( )

рад

ион

/

/ 800

dE dx Z EdE dx

≅ ,

где энергия электронов E выражается в мегаэлектронвольтах (МэВ). Подстановка в эту формулу значений максимальной энергии бета-излучения позволяет сделать вывод, что основным механизмом потерь энергии бета-частиц в воздухе, биологической ткани являются ионизационные потери.

Поэтому проникающая способность бета-частиц существенно больше, чем у альфа-частиц: пробег α-частицы с начальной энергией 5 МэВ составляет в воздухе единицы сантиметров, а пробег электрона с той же энергией – десятки метров. При одинаковой энергии пробеги бета-частиц превосходят пробеги альфа-частиц примерно на три порядка. В таблице 2.1 приведены пробеги альфа- и бета-частиц с начальной энергией E = 4 МэВ в различных средах.

Таблица 2.1 Пробеги альфа- и бета-частиц в различных средах

СРЕДА Длина пробега, м

α-излучение β-излучение Воздух 3·10–2 20 Биологическая ткань 3·10–5 2·10–2 Алюминий 2·10–6 3·10–3

2.4. Прохождение гамма-квантов через вещество

Подобно заряженным частицам, пучок γ-квантов поглощается веществом в основном за счет электромагнитных взаимодействий. Однако механизм этого поглощения иной. Во-первых, γ-квант не имеет электрического заряда и поэтому не подвержен воздействию дальнодействующих кулоновских сил. Взаимодействие фотонов с электронами вещества происходит в области, линейные размеры которой порядка 10-13 м, что на три порядка меньше межатомных расстояний. Поэтому γ-кванты при прохождении через вещество сравнительно редко сталкиваются с электронами и ядрами, но зато при столкновении, как правило, сильно отклоняются от своего пути, т. е. практически выбывают из пучка. Во-вторых, фотоны обладают нулевой массой и, могут двигаться только со скоростью света. Это значит, что γ-кванты в среде не могут замедляться. Они либо поглощаются, либо рассеиваются на большие углы от первоначального направления и поэтому выбывают из общего пучка.

Обозначим через I интенсивность монохроматического пучка γ-квантов. Интенсивность пучка частиц – количество энергии, переносимой частицами через единицу площади за единицу времени (в ядерной физике под интенсивностью пучка также понимают число частиц, проходящих через единицу площади за единицу времени). Когда пучок пройдет бесконечно тонкий слой вещества толщиной dx его

20

интенсивность уменьшится на величину dI. Так как все акты поглощения и рассеяния γ-квантов происходят независимо друг от друга, то dI пропорциональна интенсивности I и толщине слоя dх:

dI = – µI dx. (2.2) Если среда однородная, то коэффициент µ одинаков во всех точках

среды, т. е. является константой, не зависящей от x. В этом случае из уравнения (2.2) после интегрирования получаем закон ослабления узкого пучка γ-квантов:

0xI I e−µ= , (2.3)

где I0 – интенсивность пучка, падающего на слой вещества толщиной x, I – интенсивность пучка после прохождение этого слоя, µ – линейный коэффициент ослабления. Величину µ часто называют просто коэффициентом ослабления. Единица измерения коэффициента ослабления в СИ – метр в минус первой степени (м–1). На практике часто используется см–1. Коэффициент ослабления зависит от свойств среды и энергии гамма-квантов.

Если поглощение идет за счет нескольких различных процессов, то каждому процессу будет соответствовать свой коэффициент ослабления µi, а полный (т. е. входящий в формулу(2.3)) линейный коэффициент ослабления µ будет равен сумме всех µi:

ii

µ = µ∑ .

Поглощение гамма-излучения веществом в основном происходит за счет трех процессов: 1) фотоэффекта; 2) эффекта Комптона; 3) рождения электронно-позитронных пар в кулоновском поле ядра. В первых двух процессах гамма-кванты сталкиваются с электронами, в третьем – с атомными ядрами.

Фотоэффект – процесс, при котором атом поглощает γ-квант и испускает электрон. Фотоэффект возможен только в атоме. Свободный электрон не может поглотить фотон, так как в этом случае не будут одновременно выполняться законы сохранения энергии и импульса. Вероятность фотоэффекта максимальна для γ-квантов с энергиями Eγ, сравнимыми с энергиями связи ЕСВ. электронов в атомах. При возрастании энергии Eγ γ-квантов вероятность этого процесса резко уменьшается, поскольку, чем меньше ЕСВ. по сравнению с Eγ, тем больше электроны похожи на свободные (для которых ЕСВ. = 0). График зависимости вероятности ω фотоэффекта от энергии Eγ представлен на рис. 2.2 (кривая 1).

Энергия связи электрона в атоме увеличивается с ростом атомного номера Z, поэтому фотоэффект тем интенсивней, чем больше атомный номер вещества. Коэффициент ослабления за счет фотоэффекта µФ пропорционален концентрации атомов n (числу атомов в единице объема вещества).

21

Рис. 2.2. Зависимости вероятности фотоэффекта (1), эффекта Комптона (2), рождения электронно-позитронных пар (3) от энергии γ-кванта

В результате фотоэффекта образуется ион, находящийся в

возбужденном состоянии. Переход иона в основное состояние сопровождается испусканием характеристических рентгеновских квантов, энергия которых у тяжелых атомов достигает 0,1 МэВ (0,075 МэВ у свинца). Таким образом, фотоэффект на тяжелых атомах сопровождается испусканием достаточно проникающих вторичных фотонов.

С увеличением энергии γ-квантов фотоэлектрическое поглощение отходит на задний план, уступая место эффекту Комптона.

Эффект Комптона заключается в том, что при упругом столкновении γ-кванта со свободным электроном γ-квант передает часть своей энергии электрону и отклоняется от первоначального направления распространения. При этом наблюдается увеличение длины волны рассеянного излучения. Зависимость вероятности эффекта Комптона от энергии γ-квантов Eγ показана на рис. 2.2, кривая 2. Коэффициент ослабления за счет комптон-эффекта µК пропорционален числу электронов в единице объема вещества, т. е. Z·n.

Процесс рождения электронно-позитронных пар в поле ядра состоит в том, что γ-квант поглощается ядром, а рождаются и вылетают электрон и позитрон. Так как масса γ-кванта равна нулю, то превратиться в пару он может, только имея энергию большую, чем сумма энергий покоя электрона и позитрона 2mec2 = 1,02 МэВ. Поэтому при Eγ < 1,02 МэВ вероятность рождения пар равна нулю. Выше этой энергии вероятность постепенно возрастает (рис. 2.2, кривая 3), a при очень больших энергиях (~500 МэВ) практически стремится к константе. Коэффициент ослабления за счет рождения электронно-позитронных пар µП пропорционален концентрации атомов.

Полный коэффициент ослабления γ-излучения в веществе представляет собой сумму коэффициентов ослабления за счет рассмотренных основных механизмов:

µ = µФ + µК + µП . (2.4) Первое слагаемое в (2.4) преобладает при низких энергиях γ-квантов,

0,1 1,0 10

ω

1

2

3

Eγ , МэВ

22

второе – при средних, а третье – при высоких (см. рис. 2.2). В важной для практики области энергий от 0,5 до 5 МэВ комптон-эффект является преобладающим механизмом поглощения, так что коэффициент ослабления µ пропорционален числу электронов в единице объема:

~ ~ANZ n Z

Aρ

µ ⋅ = ρ ,

т. е. пропорционален плотности вещества ρ (NA – число Авогадро). Следовательно, из двух материалов при их одинаковой толщине более эффективно поглощать гамма-излучение будет тот, у которого больше плотность.

Вместо линейного коэффициента ослабления часто используют массовый коэффициент ослабления

µ* = µ/ρ , который примерно одинаков для всех сред. Массовый коэффициент ослабления измеряется в м2/кг.

Поскольку способность вещества поглощать γ-кванты определяется, в первую очередь, его плотностью и толщиной, вводится массовая толщина поглощающего слоя – произведение толщины слоя на его плотность:

χ = x ρ, которая в СИ измеряется в килограммах на квадратный метр (кг/м2).

Как видно из формулы (2.3), интенсивность узкого пучка гамма-квантов при его прохождении через вещество падает по экспоненциальному закону. Это значит, что какой бы ни была взята толщина слоя вещества, нельзя полностью поглотить поток гамма-излучения, а можно только ослабить его интенсивность в любое заданное число раз. В этом существенное отличие характера ослабления потока гамма-квантов от характера ослабления потока альфа- и бета-частиц, для которых всегда можно подобрать такой слой вещества, в котором происходит их полное поглощение.

Слоем половинного ослабления называется слой вещества, толщина x1/2 которого такая, что поток проходящих через него гамма-квантов уменьшается в два раза. Как следует из (2.3)

1/2002

xI I e−µ= ,

откуда, после логарифмирования получаем

1/2ln2 0,693x = =µ µ

.

Зная толщину слоя половинного ослабления, можно довольно легко определить, какой нужно взять слой поглотителя, чтобы ослабить излучение в заданное число раз. Например, один слой половинного ослабления уменьшает интенсивность излучения в 2 раза, два слоя – в 4 раза, три слоя – в 8 раз и т. д. В таблице 2.2 приведены значения линейных коэффициентов ослабления и толщины слоя половинного ослабления гамма-квантов с энергией 2 МэВ для ряда веществ.

23

Таблица 2.2 Линейный коэффициент ослабления и толщина слоя

половинного ослабления Вещество µ, см–1 х1/2, см

Вода 0,06 11,6 Бетон 0,09 7,7 Чугун 0,3 2,3 Свинец 0,52 1,3 2.5. Взаимодействие нейтронов с веществом

Нейтрон, как и гамма-квант, не имеет электрического заряда. Поэтому, проходя через вещество, нейтроны практически не взаимодействуют с атомными электронами. Наиболее существенными для нейтронов оказываются ядерные силы, действующие между нейтронами и атомными ядрами. Так как размер ядра много меньше размера атома, то проникающая способность нейтронов намного больше, чем заряженных частиц.

Процессы, происходящие при взаимодействии нейтронов с веществом, существенно зависят от кинетической энергии нейтронов. По величине энергии нейтроны принято делить на следующие основные группы: тепловые (энергия нейтрона En 0,025–0,5 эВ), резонансные (0,5 эВ < En < 10 кэВ), промежуточные (10 кэВ < En < 200 кэВ) и быстрые (200 кэВ < En < 20 МэВ). Нейтроны с энергиями менее 0,025 эВ называют холодными.

Процессы взаимодействия нейтрона с ядром подразделяют на три класса: упругое рассеяние в поле ядерных сил, неупругое рассеяние, поглощение нейтронов.

Упругое рассеяние можно рассматривать как удар двух упругих шаров – нейтрона и ядра, при котором их суммарная кинетическая энергия сохраняется. В результате такого столкновения нейтрон теряет часть своей энергии и изменяет направления движения. Энергия нейтрона передается ядру. Получив дополнительную энергию, ядро вылетает из атома и, двигаясь через вещество производит его ионизацию. Упругое рассеяние характерно для промежуточных и быстрых нейтронов.

В результате неупругого взаимодействия быстрый или промежуточный нейтрон не отскакивает от ядра (как при упругом рассеянии), а временно поглощается им. После короткого времени ядро испускает нейтрон с меньшей энергией, а само остается в возбужденном состоянии. Затем ядро переходит в основное состояние с испусканием гамма-излучения. Вероятность неупругого рассеяния растет по мере роста энергии нейтрона.

Поглощение нейтронов приводит к различным ядерным реакциям. Поглотив нейтрон ядро должно избавиться от избыточной энергии. Обычно это происходит путем испускания гамма-излучения. Помимо

24

испускания γ-кванта поглощение нейтрона может вызывать следующие реакции: испускание протона, испускание α-частицы, деление тяжелых ядер, нейтронная активация (ядро, поглотившие нейтрон, становятся радиоактивным изотопом).

Испускаемые в результате взаимодействия нейтрона с ядром γ-кванты и заряженные частицы, проходя через вещество производят его ионизацию, т. е., взаимодействие нейтронов с ядрами приводит к косвенной ионизации вещества.

Таким образом, основной результат прохождения всех радиоактивных излучений через вещество – ионизация и возбуждение атомов вещества. Другими словами, радиоактивные излучения являются ионизирующими излучениями.

25

3. Дозиметрические величины и их единицы измерения

3.1. Базовые, нормируемые и рабочие величины в радиационной

безопасности

Результат воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объекты заключается в физико-химических или биологических изменениях в этих объектах. Примерами таких изменений могут служить ионизация воздуха, нагрев тела, гибель живого организма и т. п. Количественной мерой воздействия ионизирующего излучения на облучаемый объект является доза излучения (от греческого dosis – порция). В зависимости от того, какой результат воздействия измеряется, получается та или иная доза.

Вместе с развитием радиационной биологии и радиационной безопасности развивается и система дозиметрических величин. Главную роль в этом процессе играют Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (MKPE) и Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) тесно сотрудничающие независимые организации, объединяющие экспертов в области радиационных измерений, биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности. Регулярно публикуемые доклады MKPE и Рекомендации МКРЗ позволяют рассматривать современную систему дозиметрических величин состоящей из трех больших разделов:

• базовые физические величины; • нормируемые величины; • операционные величины. Базовые физические величины являются мерой физического

воздействия ионизирующего излучения на вещество. Они характеризуют источник излучения, само излучение и радиационные поля, возникающие при прохождении излучения через вещество. Для описания биологического воздействия излучения на человека базовые дозиметрические величины напрямую не используют. К базовым величинам относятся экспозиционная и поглощенная дозы.

Нормируемые величины являются мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека. Они характеризуют облучение человека, т. е. воздействие ионизирующего излучения на организм. Важнейшими нормируемыми величинами являются эквивалентная и эффективная дозы. Их определение служит задачам обеспечения радиационной безопасности человека. Однако измерение нормируемых величин при контроле облучения практически невозможно.

Операционные величины являются непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле. Они используются для оценки соответствия условий облучения нормативным требованиям. Важнейшим качеством операционных величин является то, что они могут

26

быть непосредственно измерены при радиационном контроле. Под радиационным контролем понимаем мониторинг (определение и регистрацию) параметров, характеризующих воздействие ионизирующего излучения на людей.

3.2. Экспозиционная доза. Поглощенная доза

Экспозиционная доза. Проще всего измерить действие излучения по количеству заряда, образовавшегося в результате ионизации вещества. В качестве вещества логично выбрать воздух, который является естественной средой обитания человека. Количественной мерой ионизирующего воздействия фотонного излучения на воздух является экспозиционная доза. Она является характеристикой радиационного фона, создаваемого гамма-излучением в воздухе.

Экспозиционная доза X – это величина, равная отношению суммарного электрического заряда dQ всех ионов одного знака, возникающих вследствие облучения гамма-квантами элементарного объема сухого воздуха, к массе dm этого объема:

=dQXdm

.

Экспозиционная доза показывает заряд, возникающий под действием излучения в единице массы воздуха. Понятие экспозиционной дозы вводится только для фотонного излучения с энергией 1 кэВ – 3 МэВ и только для одного вещества – воздуха, который является естественной средой нашего обитания.

Единица экспозиционной дозы в СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). Широко используемой до настоящего времени внесистемной единицей является рентген (Р). При экспозиционной дозе в 1 Р в одном кубическом сантиметре воздуха при нормальных условиях в результате ионизации образуется заряд, равный одной электростатической единице электричества (3,34·10–10 Кл). Поскольку масса 1 см3 сухого воздуха равна 1,293·10–6 кг, имеем

1 Р = 2,58·10–4 Кл/кг; 1 Кл/кг = 3876 Р. Для характеристики скорости нарастания дозы вводится понятие

мощности дозы. Мощность дозы – это доза излучения, получаемая за единицу времени.

Мощность экспозиционной дозы:

=XdXPdt

,

где dX – экспозиционная доза, получаемая за время dt. В СИ единицей измерения мощности экспозиционной дозы является кулон на килограмм в секунду (Кл/(кг·с)) или ампер на килограмм (А/кг). В обиходе употребляются дольные единицы как в СИ, например, мкА/кг, так и внесистемные, например, мР/ч (мкР/ч).

27

Экспозиционная доза количественно характеризует облучение воздуха, т. е. описывает радиационную обстановку. Она дает лишь косвенное представление об облучении других материальных тел. Воздействие на эти тела оказывает только та часть излучения, которая в них поглощается.

Поглощенная доза была введена как основополагающая дозиметрическая величина. Она является мерой энергии, переданной ионизирующим излучением единице массы вещества.

Поглощенная доза D – это величина, равная отношению энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме* к массе dm вещества в этом объеме:

=dEDdm

,

В отличие от экспозиционной, поглощенная доза применима для радиоактивных излучений различных видов и их смеси и для любого облучаемого вещества.

Единица поглощенной дозы в СИ – грей (Гр). Она получила название в честь английского физика и радиобиолога Л. Грея, внесшего большой вклад в развитие радиационной дозиметрии. Один грей – это такая доза, при которой 1 кг вещества передается энергия ионизирующего излучения в 1 Дж: 1 Гр = 1 Дж/1 кг. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад (от англ. radiation adsorbed dose – поглощенная доза излучения):

1 рад = 10–2 Гр = 1 сГр; 1 Гр = 100 рад. Поглощенная доза характеризует не само ионизирующее излучение, а

его воздействие на вещество. Экспозиционной дозе в 1 Р соответствует поглощаемая биологическими объектами доза, приблизительно равная 0,01 Гр = 1 рад.

Мощность поглощенной дозы:

=DdDPdt

,

где dD –поглощенная доза, полученная объектом за время dt. В СИ единицей измерения мощности поглощенной дозы является грей в секунду (Гр/с).

3.3. Эквивалентная доза. Эффективная доза

Эквивалентная доза отражает биологический эффект облучения. Она является мерой ущерба при облучении отдельной ткани или органа человека.

Из-за разной ионизирующей способности альфа-, бета- и гамма-излучения даже при одной и той же поглощенной дозе оказывают не одинаковое поражающее действие на биологическую ткань. Так, хотя пробег альфа-частиц составляет микроны, они создают такую мощную ионизацию, которая способна вывести из строя всю клетку ткани. ____________

* Элементарный объем – настолько малый объем вещества, что характеристики (параметры) состояния во всех его точках можно считать одинаковыми.

28

С учетом различий в величине разрушительного действия на биологическую ткань стандартного состава*, каждому виду излучения приписывается свой взвешивающий коэффициент WR, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. Гамма-кванты и электроны поражают органическую ткань примерно одинаково, и для них значение WR принято равным 1. Для альфа-частиц WR = 20, т. е. их биологическое воздействие в 20 раз опаснее, чем гамма-излучения. Значения WR для излучений различных видов приведены в табл. 3.1.

Таблица 3.1 Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения

Вид излучения WR, Зв/Гр

Фотоны (гамма-излучение) 1

Электроны (бета-частицы) и мюоны 1

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20

Протоны и заряженные пионы 2

Нейтроны с энергией En (МэВ) < 1 МэВ

+ −2ln

2,5 18,2exp( )6

nE

1 МэВ ≤ En ≤ 50 МэВ + −2ln2

5,0 17,0exp( )6

nE

En > 50 МэВ + −2ln0,04

2,5 3,25exp( )6

nE

Эквивалентная доза H – поглощенная доза в органе или ткани,

умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения:

H = WR·D. При облучении смешанным излучением эквивалентная доза

определяется как сумма произведений поглощенных доз Di от отдельных видов излучений на соответствующие этим излучениям взвешивающие коэффициентs WRi:

= ⋅∑ Ri ii

H W D .

____________ * Стандартный состав мягкой биологической ткани принимается следующим

(по массе): 10,1 % водорода, 11,1 % углерода, 2,6 % азота, 76,2 % кислорода.

29

Единица эквивалентной дозы в СИ – зиверт (Зв). Названа в честь шведского ученого P. Зиверта первого председателя МКРЗ. На практике часто пользуются дольными от зиверта единицами: в тысячу раз меньшими – миллизиверт (мЗв), в миллион – микрозиверт (мкЗв). Старая единица эквивалентной дозы, которая еще применяется – бэр (биологический эквивалент рентгена), вычисляется, исходя из поглощенной дозы в радах. Зиверт в 100 раз больше бэра:

1 Зв = 100 бэр.

Мощность эквивалентной дозы:

=HdHPdt ,

где dН – эквивалентная доза, полученная за время dt. В СИ единицей измерения мощности эквивалентной дозы является Зв/с.

Эффективная доза. В области малых доз облучение различных

органов или тканей одинаковыми эквивалентными дозами может приводить к различным ущербам для организма. Подробно на эффектах облучения малыми дозами мы остановимся в главе 6. Здесь же отметим, что основной результат облучения малыми дозами – отдаленные последствия. Отдаленные последствия являются стохастическим эффектом, вероятность их возникновения пропорциональна полученной дозе облучения. Мерой ущерба, причиненного человеку в результате облучения всего тела или отдельных органов и тканей, является эффективная доза (ранее она называлась эффективная эквивалентная доза). Эффективная доза определена как величина, приводящая все возможные случаи пространственно неоднородного (внешнего или внутреннего) облучения тканей и органов тела стандартного человека к эквивалентному по ущербу равномерному облучению всего тела: облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы.

Различные органы человека имеют неодинаковую восприимчивость к радиационному поражению. Поэтому вводится понятие взвешивающих коэффициентов для тканей и органов WT. Взвешивающий коэффициент для органов и тканей показывает чувствительность данного органа к воздействию радиации (возникновению стохастических эффектов). Числовые значения взвешивающих коэффициентов WT установлены примерно равными отношению эквивалентной дозы равномерного облучения всего тела стандартного человека к эквивалентной дозе HT облучения органа T, при которых ожидается один и тот же ущерб в результате возникновения стохастических эффектов, вызванных облучением. Другими словами, взвешивающий коэффициент WT органа T численно равен эквивалентной дозе (в зивертах) облучения всего организма, которая приводит к тем же последствиям, что и облучение данного органа эквивалентной дозой в 1 Зв.

30

Сумма взвешивающих коэффициентов для органов и тканей всего организма равна 1: =∑ T

T1W . Регламентированные значения WT приведены

в табл. 3.2 (гонады – половые железы: мужские яички, женские яичники). Эффективная доза Е – величина воздействия ионизирующего

излучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она равна сумме произведений эквивалентных доз в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты

= ⋅∑ T TT

E W H ,

где HT – значение эквивалентной дозы облучения в T-том органе или ткани человека, WT – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единицы измерения эффективной дозы совпадают с единицами

эквивалентной дозы, т. е. в СИ эффективная доза измеряется в зивертах. Приведем пример расчета эффективной дозы. Пусть щитовидная

железа получила эквивалентную дозу в 0,5 Зв. Взвешивающий коэффициент щитовидной железы равен 0,04. Тогда

E = 0,04∙0,5 Зв = 0,02 Зв = 20 мЗв. Данное облучение щитовидной железы эквивалентно тому, что весь организм получил эквивалентную дозу в 20 мЗв.

Таблица 3.2 Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов

Ткань WT ∑ TW

Красный костный мозг, толстый кишечник, легкие, желудок, молочная железа 0,12 0,6

Гонады 0,08 0,08

Мочевой пузырь, пищевод, печень, щитовидная железа 0,04 0,16 Костная поверхность, кожа, головной мозг, слюнные железы 0,01 0,04

Остальные ткани 0,12 0,12 ВСЕ ТЕЛО: 1,0

Ткани категории «Остальные» включают: надпочечники, ткани экстраторакального отдела, желчный пузырь, сердце, почки, лимфоузлы, мышечную ткань, слизистую полости рта, поджелудочную железу, тонкий кишечник, селезенку, тимус, предстательная железа (мужчины), матку/шейку матки (женщины); WT для гонад применяется к среднему значению дозы в яичках и яичниках.

31

3.4. Коллективные и ожидаемые дозы

Коллективная эффективная доза является инструментом для оценки ожидаемого ущерба при облучении больших групп людей. Эквивалентная и эффективная дозы являются индивидуальными дозами. Они характеризуют опасность возникновения неблагоприятных последствий облучения для здоровья данного человека. Эффективная доза, определенная для группы облученных людей, отражает ожидаемый (в статистическом смысле) ущерб, который связан с облучением всех членов этой группы. Специальной дозиметрической величиной, предназначенной для оценки коллективного радиологического ущерба в области облучения с малыми дозами, является коллективная эффективная доза.

Коллективная эффективная доза S – величина, равная сумме индивидуальных эффективных доз Ei, полученных определенной группой людей:

=

=∑1

N

ii

S E .

Здесь – N число человек в группе. Единица коллективной эффективной дозы человеко-зиверт (чел.-Зв).

Как правило, коллективная доза соотносится с некоторой практической деятельностью и периодом времени, в течение которого эта деятельность приводит к облучению определенной группы людей. Например, при анализе последствий радионуклидных выбросов годовая коллективная доза облучения населения зоны наблюдения AЭC определяется как сумма годовых эффективных доз облучения жителей зоны от радионуклидов, поступающих в окружающую среду в результате работы атомной электростанции в течение календарного года.

Ожидаемая доза – доза, которая будет получена за определенный интервал времени. Ожидаемой может быть любая из рассмотренных выше доз. В случае радиационной аварии ожидаемые дозы оцениваются для принятия решений о проведении соответствующих мероприятий, направленных на предотвращение или снижение неблагоприятных последствий облучения. Например, Гигиенический норматив «Критерии оценки радиационного воздействия» устанавливает соответствующие ожидаемые поглощенные дозы за 10 часов, 30 суток, ожидаемые эквивалентные и эффективные дозы за 7 дней, месяц, год.

Важной величиной, введенной в практику радиационной безопасности Рекомендациями МКРЗ 1990 г., является ожидаемая эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани, НT(τ). Эта величина является аналогом эквивалентной дозы внешнего излучения при облучении отдельной ткани или отдельного органа человека источниками внутреннего излучения. К сожалению, в переводе этого термина, принятом в русскоязычной литературе, утерян содержащийся в изначальном английском термине смысл завершенности действия (облучения) и неотвратимости его последствий: committed equivalent dose – дословно

32

«неизбежная эквивалентная доза». «Неотвратимость» последствий при внутреннем облучении означает следующее. Поступление радиоактивного вещества в организм приводит к облучению органов и тканей в течение длительного времени. В отличие от внешнего облучения доза внутреннего облучения органа или ткани формируется в течение длительного времени после поступления радиоактивного вещества в организм. Управлять этим процессом после проникновения радиоактивного вещества в организм практически невозможно. Используя закономерности биокинетики радионуклидов, можно только предсказать величину мощности дозы в отдельных органах тела условного человека в различные моменты времени. Эти особенности внутреннего облучения позволяют рассматривать поступление радиоактивного вещества в организм как событие, за которым неотвратимо следует облучение органов и тканей и, как следствие, возможное причинение ущерба. Ожидаемая эквивалентная доза определена как интеграл по времени мощности эквивалентной дозы в органе или ткани, которая формируется в течение некоторого времени τ после поступления радиоактивного вещества в организм стандартного человека:

τ

τ+

= ∫0

0

Т( ) ( )t

Ht

Н P t dt ,

где t0 – возраст человека в момент поступления радионуклидов в орган или ткань, a PН(t) – мощность эквивалентной дозы в органе или ткани T в момент времени t. Значение τ соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека. Для стандартизации дозиметрических расчетов принято, что τ = 50 лет для взрослых людей старше двадцати лет и τ = (70 – t0) лет для детей и лиц моложе двадцати лет.

3.5. Операционные величины

Как правило, нормируемые величины, каковыми являются эквивалентная и эффективные дозы, непосредственно измерить невозможно. Для оценки нормируемых величин при радиационном контроле предназначены операционные величины, которые являются непосредственно определяемыми в измерениях величинами.

Исторически первой операционной величиной явилась экспозиционная доза, а контроль радиационной обстановки осуществлялся по мощности экспозиционной дозы, которую было принято выражать в Р/ч. Для оценки поглощенной дозы необходимо знать, что экспозиционной дозе 1 Р соответствует поглощенная доза 0,873 рад в воздухе и 0,96 рад в биологической ткани. Поэтому с погрешностью до 4 % можно считать, что при равномерном облучении фотонным излучением эквивалентная доза в биологической ткани, выраженная в бэрах, совпадает с экспозиционной дозой, выраженной в рентгенах. Однако запись 1 Р = 1 бэр не корректна, так как экспозиционная и эквивалентная дозы это разные физические величины.

33

Операционной величиной внешнего облучения для контроля радиационной обстановки при мониторинге среды принят амбиентный эквивалент дозы (амбиентная эквивалентная доза). Дословный перевод англоязычного термина ambient (от лат. ambi – кругом, вокруг, с обеих сторон) dose equivalent – эквивалент дозы, характеризующей радиационную обстановку.

Упрощенно можно сказать, что прибор, измеряющий амбиентный эквивалент дозы в реальном поле излучения, воспроизводит значение эквивалентной дозы, которая была бы создана в биологической ткани, если бы такая ткань была помещена в данное поле излучения. Единица амбиентной эквивалентнойдозы – зиверт (Зв).

Иногда говорят, что «радиационная обстановка характеризуется мощностью эквивалентной дозы» или «прибор измеряет мощность эквивалентной дозы». Надо четко понимать, что в контексте приведенных высказываний речь идет о мощности амбиентной эквивалентной дозы – величине, измеряемой прибором в данной области пространства. Соответствующая эквивалентная доза будет получена человеком, если он окажется в этом месте.

В случае мониторинга человека индивидуальным дозиметром операционной величиной является индивидуальный эквивалент дозы.

34

4. Регистрация и измерение радиоактивности 4.1. Регистрация ионизирующих излучений

Органы чувств человека не воспринимают радиоактивные излучения. Для регистрации этих излучений и измерения их количественных характеристик создаются специальные приборы. Важнейшим элементом таких приборов является детектор. Детектирование ионизирующих излучений основано на регистрации эффектов, которые вызывает излучение при прохождении через вещество. Такими эффектами могут быть: ионизация и возбуждение атомов вещества, испускание света веществом, химические реакции с изменением цвета раствора, воздействие на чувствительный слой фотоматериала и др.

Множество существующих типов детекторов можно разделить на две группы: трековые (следовые) детекторы и счетчики.

Трековые детекторы позволяют визуально наблюдать следы (треки) проходящих частиц. К ним относится: камера Вильсона, пузырьковая камера, ядерные фотоэмульсии, искровые камеры. Изучая оставленный след можно получить информацию о направлении движения частицы, процессах ее столкновений с другими частицами, распаде и определять ряд характеристик частицы (энергию, длину пробега и т. д.). Трековые детекторы (кроме фотоэмульсий) обычно применяются при исследованиях элементарных частиц, поэтому на них мы не будем останавливаться. В практической дозиметрии и радиометрии в основном используются фотоэмульсии и счетчики.

Фотографический метод основан на свойстве ионизирующих излучений воздействовать на чувствительный слой фотоматериала аналогично видимому свету. Для детектирования обычно применяют фотопленки, представляющие собой фоточувствительную эмульсию, нанесенную с одной или с двух сторон на подложку из целлулоида, стекла или другого материала. Облученная, проявленная и закрепленная пленка имеет определенную оптическую плотность почернения, по которой судят о поглощенной энергии излучения.

Счетчики регистрируют прохождение частицы через определенную область пространства, занимаемую чувствительным объемом детектора. К счетчикам относятся импульсные ионизационные камеры, пропорциональные счетчики, счетчики Гейгера-Мюллера, сцинтилляционные счетчики, черенковские счетчики, полупроводниковые счетчики и др.

Основными характеристиками счетчиков всех типов являются эффективность регистрации и разрешающее время.

Эффективность регистрации – отношение (обычно в процентах) числа зарегистрированных частиц к полному числу частиц, попавших в счетчик.

Разрешающее время (временное разрешение, «мертвое» время) – минимальный интервал времени, который должен разделять две следующие друг за другом частицы, чтобы они не были сосчитаны за одну.

35

Разрешающее время является мерой инертности счетчика. Оно ограничивает максимальную интенсивность излучения, которую может регистрировать данный детектор.

Работа ионизационных камер, пропорциональных счетчиков и счетчиков Гейгера-Мюллера основана на эффекте ионизации атомов газа, заполняющего счетчик.

Ионизационная камера представляет собой заполненный воздухом замкнутый объем, в котором находятся два электрода. К электродам прикладывается постоянное напряжение. В простейшем случае ионизационную камеру можно представить как плоский конденсатор с воздушным промежутком. Так как воздух является изолятором, то при отсутствии ионизирующего излучения в цепи ионизационной камеры нет тока. При воздействии излучения атомы в воздушном промежутке камеры ионизируются. Образовавшиеся ионы и электроны под воздействием электрического поля начинают двигаться к обкладкам конденсатора, т. е. в камере возникает электрический ток, который называется ионизационным. Недостатком ионизационной камеры является то, что величина ионизационного тока очень маленькая и ее измерение без предварительного усиления невозможно. Поэтому дозиметр с ионизационной камерой содержит блок усиления слабых токов, что делает прибор чувствительным к помехам и шумам.

Недостатки ионизационных камер в значительной степени преодолены в газоразрядных счетчиках. В дозиметрической аппаратуре широкое распространение получили счетчики Гейгера-Мюллера, которые относительно дешевы, просты в эксплуатации, надежны. Промышленностью выпускается два вида счетчиков Гейгера: цилиндрические и торцевые. Цилиндрический счетчик Гейгера-Мюллера (рис. 4.1) представляет собой герметично запаянную тонкостенную металлизированную трубку вдоль оси которой протянута тонкая металлическая нить. Счетчик заполняется инертным газом – аргоном или неоном. На корпус подается отрицательный потенциал, на нить – положительный (через резистор R). Рабочее напряжение составляет сотни вольт. Так как диаметр анодной нити значительно меньше диаметра трубки, то напряженность электрического поля возле нити очень велика.

Под воздействием ионизирующего излучения в рабочем объеме

счетчика образуются заряженные частицы – положительные ионы и

Рис. 4.1. Схема подключения счетчика Гейгера-Мюллера

+ –

С

R

36

электроны. В электрическом поле электрон двигается в сторону анода. Под действием электрического поля кинетическая энергия электрона возрастает и становится больше энергии ионизации атомов газовой смеси, поэтому при взаимодействии образовавшегося электрона с атомами образуются новые ионы и электроны. Происходит ударная ионизация газа. Вторичные электроны, возникающие за счет ударной ионизации, также разгоняются полем и в свою очередь ионизируют встречные атомы. Таким образом, одна частица ионизирующего излучения, попавшая в рабочий объем счетчика, вызывает образование электронной лавины. В результате на выходе счетчика возникает электрический импульс, который через разделительный конденсатор С подается на пересчетную схему.

Эффективность регистрации счетчиками Гейгера-Мюллера заряженных частиц близка к 100 %. Однако при регистрации гамма-квантов эффективность этих счетчиков не превышает 1–3 %. Разрешающее время гейгеровских счетчиков составляет 10–3–10–5 с.

В настоящее время благодаря ряду преимуществ по сравнению с другими детекторами широкое распространение получили сцинтилляционные счетчики. Сцинтилляция (от лат. scintillatio – мерцание) – кратковременная световая вспышка (вспышка люминесценции), возникающая в веществе под действием ионизирующих излучений. Вещества, испускающие свет под воздействием ионизирующих излучений, называются сцинтилляторами. Обычно в качестве сцинтилляторов используются кристаллы некоторых неорганических (сернистый цинк ZnS, иодид натрия NaI, иодид цезия CsI) или органических (антрацен, нафталин) веществ. Сернистый цирк использовался для регистрации заряженных частиц еще на заре ядерной физики, например, в знаменитых опытах Резерфорда по рассеянию альфа-частиц. В современных счетчиках для регистрации возникающих в кристалле сцинтиллятора световых вспышек применяется фотоэлектронный умножитель (ФЭУ), который преобразует слабые световые вспышки в электрические импульсы (рис. 4.2).

Основными достоинствами сцинтилляционных счетчиков являются: высокая эффективность регистрации, равная практически 100 % для заряженных частиц и ~30 % для гамма-квантов, малое разрешающее время

Рис. 4.2. Блок-схема сцинтилляционного счетчика

Сцинтиллятор ФЭУ

U

37

(до 10–8–10–9 с), возможность измерения энергий частиц из-за пропорциональности между амплитудой U электрического импульса на выходе ФЭУ и энергией первичной частицы, попавшей в сцинтиллятор.

4.2. Приборы радиометрического и дозиметрического контроля

По своему функциональному назначению приборы, используемые для контроля радиационной обстановки, измерения характеристик и воздействия ионизирующих излучений, делятся на три типа: радиометры, спектрометры и дозиметры.

Прибор, предназначенный для измерения активности радиоактивного источника или плотности потока ионизирующего излучения, называется радиометр. Радиометры позволяют определять активность, удельную активность, удельную объемную активность исследуемого образца. Так же они могут измерять поверхностную активность, плотности потока альфа- и бета-частиц, нейтронов с загрязненных поверхностей. В радиационной безопасности они применяются для определения степени загрязнения радионуклидами продуктов питания, воды, промышленных продуктов (строительные материалы, металлы), поверхностей, территорий и т. д. На рис. 4.3 показан гамма-радиометр РКГ-АТ1320. Прибор предназначен для: измерения удельной и объемной активности 137Сs в объектах окружающей среды; определения удельной эффективной активности природных радионуклидов 40К, 226Ra, 232Th в строительных материалах; экспресс-анализа металла на радиационную чистоту; измерения содержания 222Rn в воздухе помещений.

Рис. 4.3. Гамма-радиометр

Спектрометрами называют приборы, которые измеряют распределение радиоактивных частиц по энергии, т. е. позволяют получать энергетический спектр излучения. Сравнение полученного спектра с эталонными спектрами

38

радиоизотопов позволяет установить, какой конкретно радионуклид находится в исследуемой пробе или окружающей среде.

Дозиметрами называют приборы, которые измеряют экспозиционную, поглощенную, амбиентную эквивалентную (эквивалентную) дозу облучения или мощность этих доз. На рис. 4.4 показаны некоторые из дозиметров, выпускаемых НПУП «АТОМТЕХ» и ООО «Полимастер».

Приведенная классификация в достаточной степени является условной. Многие выпускаемые приборы являются комбинированными. Например, дозиметры-радиометры МКС-АТ1117М, МКС-АТ1125, МКС-АТ6130. Кроме того, любой спектрометр измеряет активность, т. е. выполняет и функции радиометра.

Буквенное обозначение приборов радиометрического и дозиметрического контроля состоит из трех элементов. Первый элемент буквенного обозначения обозначает функциональное назначение прибора:

Д – дозиметры (дозиметрические установки); Р – радиометры (радиометрические установки); С – спектрометры (спектрометрические установки); М – комбинированные приборы (дозиметры-радиометры,

дозиметры-спектрометры, радиометры-спектрометры); БД – блоки детектирования; УД – устройства детектирования.

Рис 4.4. Дозиметры

ДКГ-АТ2503 ДКС-АТ1121

ДКГ-РМ1603А ДКГ-РМ1703МО-1

39

Второй элемент буквенного обозначения обозначает физическую величину, измеряемую прибором:

Д – поглощенная доза излучения; М – мощность поглощенной дозы излучения; Э – экспозиционная доза фотонного (гамма- или рентгеновского)

излучения; Р – мощность экспозиционной дозы фотонного (гамма- или

рентгеновского) излучения; В – эквивалентная доза излучения; Б – мощность эквивалентной дозы излучения; Ф – поток энергии ионизирующих частиц; Н – плотность потока энергии ионизирующих частиц; Т – перенос энергии ионизирующих частиц; И – активность радионуклида в источнике; У – удельная активность радионуклида; Г – объемная активность радионуклида в газе; Ж – объемная активность радионуклида в жидкости; А – объемная активность радиоактивного аэрозоля; З – поверхностная активность радионуклида; Л – поток ионизирующих частиц; П – плотность потока ионизирующих частиц; Е – энергетическое распределение ионизирующего излучения; С – перенос ионизирующих частиц; Ч – временное распределение ионизирующего излучения; К – две и более физических величин. Третий элемент обозначения обозначает вид ионизирующего излучения: А – альфа-излучение; Б – бета-излучение; Г – гамма-излучение; Р – рентгеновское излучение; Н – нейтронное излучение; П – протонное излучение; Т – тяжелые заряженные частицы; С – смешенное излучение; X – прочие излучения. Современные дозиметры измеряют, как правило, эквивалентную дозу

облучения или мощность амбиентной эквивалентной дозы. Мощность амбиентной эквивалентной дозы обычно индицируется в мкЗв/ч. Для Республики Беларусь нормальный уровень мощности амбиентной эквивалентной дозы за счет естественного радиационного фона – до 0,2 мкЗв/ч. Приборы, выпускавшиеся ранее, чаще измеряют мощность экспозиционный дозы. У большинства старых приборов эта величина отображается в мР/ч (мкР/ч). Для нашей страны нормальный уровень мощности экспозиционной дозы за счет естественного гамма-фона – до 20 мкР/ч.

40

5. Источники ионизирующих излучений 5.1. Естественные источники радиации

К естественным источникам радиации относят космическое излучение и источники земного происхождения. Ионизирующие излучения от этих источников образуют естественный радиационный фон и создают естественное фоновое облучение человека.

Естественное фоновое облучение человека обуславливается внешним и внутренним облучением. Внешнее облучение создается за счет воздействия на организм излучений от внешних по отношению к человеку источников. Внутреннее облучение вызывается излучениями, которые испускаются радионуклидами, находящимися внутри организма.

Естественный радиационный фон является одним из множества природных факторов (таких, как температура, давление и т. д.) которые непрерывно воздействуют на все население земного шара. Он является одним из естественных условий среды обитания человека. Поэтому дозы естественного фонового облучения можно использовать в качестве репера при оценке опасности облучения от искусственных источников радиации.

Космическое излучение подразделяют на первичное и вторичное. Первичное космическое излучение представляет собой поток частиц высоких энергий, которые приходят в атмосферу Земли в основном из глубин Вселенной. Некоторая их часть рождается на Солнце во время солнечных вспышек. Первичное космическое излучение состоит в основном из протонов (~ 92 %) и альфа-частиц (~ 6%). Остальная часть – это ядра более тяжелых элементов, нейтроны, электроны, и фотоны.

Энергия частиц, прилетающих из глубин галактики достигает 1012-1014 МэВ, а частиц, испускаемых Солнцем – 40 МэВ. Излучение с такими энергиями губительно для всего живого. Наличие атмосферы препятствует непосредственному облучению поверхности Земли первичным космическим излучением. Попадая в атмосферу Земли, частицы первичного излучения взаимодействуют с ядрами атомов, входящими в состав воздуха. В результате образуется вторичное космическое излучение. Каждая частица первичного излучения благодаря высокой энергии порождает целый каскад частиц, которые в свою очередь, взаимодействуя с ядрами, вызывают ряд следующих ядерных превращений. Вторичное излучение содержит практически все, известные в настоящее время, элементарные частицы. У поверхности Земли вторичное излучение состоит в основном из мюонов, фотонов, электронов, позитронов с энергией до 100 МэВ. Максимальная интенсивность вторичного космического излучения наблюдается на высоте 20–25 км. На высотах свыше 40–50 км преобладает первичное излучение.

В результате взаимодействия частиц первичного и вторичного излучения с ядрами элементов атмосферы образуются, так называемые, космогенные радионуклиды. К космогенным радионуклидам относятся: 3H, 7Be, 14C, 22Na, 32P, и др. В табл. 5.1 приведены данные о периоде полураспада и суммарной активности основных космогенных радионуклидов.

41

Космическому внешнему облучению подвергается вся поверхность Земли. Однако облучение это неравномерно. Интенсивность космического излучения зависит от солнечной активности, географического положения объекта и возрастает с высотой над уровнем моря. Наиболее интенсивно оно на Северном и Южном полюсах, менее интенсивно в экваториальных областях. Причина этого – магнитное поле Земли, отклоняющее заряженные частицы космического излучения. Средняя суммарная эквивалентная доза внешнего облучения, создаваемая всеми компонентами космического излучения на уровне моря в год составляет 0,32 мЗв. На высоте 4 км величина этой дозы составляет уже 1,6 мЗв в год.

Таблица 5.1 Основные космогенные радионуклиды

Космогенный радионуклид

Период полураспада Суммарная активность, ПБк (ПБк = 1015 Бк)

3H 12,3 года 1300 14C 5730 лет 8500 7Be 53,6 сут 37

22Na 2,62 года 0,4

Поступая с пищей и водой в организм человека, космогенные радионуклиды создают внутреннее облучение. Доза за счет внутреннего облучения, формируемая космогенными радионуклидами, невелика и из более, чем двадцати таких элементов, заметный вклад в нее вносят лишь два: тритий 3Н и изотоп углерода 14С. Эта доза не превышает величину, равную 0,015 мЗв/год.

Таким образом, суммарная мощность эффективной дозы, получаемой от космического излучения, составляет приблизительно 0,33 мЗв/год.

Источники земного происхождения представлены двумя группами. Первая это, в основном, члены двух* радиоактивных рядов (семейств), берущих начало, соответственно, от урана-238 и тория-232 – долгоживущих изотопов, существующих на Земле с самого ее рождения. Родоначальники семейств: уран-238 и торий-232 – через ряд дочерних радиоактивных продуктов распада (более 30 нуклидов, рис. 1.2, 1.3) превращаются в стабильные изотопы свинца. Вторая группа это 11 долгоживущих радионуклидов находящихся вне этих семейств (40K, 48Ca, 87Rb, 96Zr, 115In, 138La, 142Ce, 144Nd, 149Nd, 147Sm, 176Lu), стоящих в средней части таблицы Менделеева. Из второй группы радионуклидов лишь калий-40 играет заметную роль в облучении человека. Его период полураспада равен 1,4·109 лет. В природном калии содержится 0,01 % калия-40. ____________

* Члены ряда урана-235 не играют практической роли в фоновом облучении человека т. к. относительное содержание урана-235 по сравнению с ураном-238 очень мало – 0,7 %.

42

Внешнее облучение человека от указанных выше естественных радионуклидов обусловлено их присутствием в различных природных средах (почве, приземном воздухе, гидросфере, биосфере). Средняя мощность дозы, обусловленная внешним облучением за счет радионуклидов земного происхождения, составляет приблизительно 0,38 мЗв/год. Однако эта величина может существенно колебаться в зависимости от регионов Земли, где различие в содержании урана и тория в почве может приводить к существенному (в десятки раз) большему значению эффективной дозы по сравнению со средним значением.

Так, например, в 200 километрах к северу от Сан-Пауло (Бразилия) есть небольшая возвышенность, где уровень радиации в 800 раз превосходит средний и достигает 260 мЗв/год. На юго-западе Индии (штаты Керала и Мадрас) около 100 тысяч человек живут на узкой прибрежной полосе, вдоль которой тянутся пески, богатые торием. Эта группа лиц получает в среднем 3,8 мЗв/год на человека. Как показали исследования, во Франции, ФРГ, Италии, Японии и США около 95 % населения живут в местах с дозой облучения от 0,3 до 0,6 мЗв/год. Около 3 % получает в среднем 1 мЗв в год и около 1,5 % более 1,4 мЗв в год.

В организме человека постоянно присутствуют радионуклиды земного происхождения, поступающие через органы дыхания и пищеварения. Они создают внутреннее облучение. Внутренним облучением обусловлено примерно 2/3 эффективной дозы, которую человек получает от естественных источников радиации. Наибольший вклад в формирование дозы внутреннего облучения вносят 40К, 87Rb, и нуклиды радиоактивных рядов 238U и 232Th (табл. 5.2). Средняя доза внутреннего облучения за счет радионуклидов земного происхождения составляет 1,5 мЗв/год.

Таблица 5.2 Среднегодовая эффективная доза внутреннего облучения за счет

различных радионуклидов земного происхождения Радионуклид,

(тип излучения) Период полураспада Среднегодовая

эффективная доза, мкЗв 40К (β, γ) 1,4·109 лет 180 87Rb (β) 4,8·1010 лет 6

210Po (α) 140 сут 130 220Rn (α) 54 с 170 – 220 222Rn (α) 3,8 сут 800 – 1000 226Ra (α) 1600 лет 13

Наибольший вклад в дозу внутреннего облучения (около 3/4 годовой дозы) дают радон и продукты его распада. Радон находится в восьмой группе периодической таблицы химических элементов и представляет

43

собой инертный одноатомный газ, не имеющий вкуса и запаха (в 7,5 раза тяжелее воздуха). Радон растворим в воде, но при кипячении полностью из нее удаляется. Изотоп 222Rn (радон) образуется в радиоактивном ряду 238U, а 220Rn (торон) – в ряду 232Th. Оба изотопа являются альфа-излучателями. Для удобства их часто рассматривают вместе и называют просто радоном. Характерная особенность радона – способность создавать на соприкасающихся с ним телах радиоактивный осадок, состоящий из дочерних продуктов его радиоактивного распада – коротко и долгоживущих изотопов полония, свинца, висмута. Поступив в организм при вдохе радон и его дочерние продукты распада, вызывают облучение слизистых тканей легких. Большая часть облучения (свыше 97 %) исходит от дочерних продуктов распада радона. Основной медико-биологический эффект облучения от радона и его продуктов распада – рак легких. По оценкам экспертов МКРЗ облучение населения за счет радона и его продуктов обуславливает до 20 % общего количества заболеваний раком легких (вторая по значимости причина после курения, которое определяет около 70 % случаев).

Чтобы не пугать всех возможностью заболеть раком легких от облучения радоном, хотелось бы указать на то, что каждый человек имеет мощный резерв в борьбе с раком легких. Речь идет о курении. На курящих радон действует в 10 раз сильнее, чем на некурящих. Два эти фактора не просто складываются, а разрушительным образом усиливают друг друга. Для некурящего человека концентрация радона как бы в 10 раз меньше, чем для курящего, например: из тысячи курящих людей, которые живут всю жизнь при концентрации радона 150 Бк/м3, возможно пострадает 40 человек, и только 4 – из тысячи некурящих.

Радон высвобождается из земной коры повсеместно, но его концентрация в наружном воздухе существенно различается для различных точек Земного шара. Она зависит от высоты, географической широты, температуры, силы ветра, атмосферного давления. Концентрация радона вне помещений варьирует в довольно широких пределах от 0,1 до 10 Бк/м3. Высокие концентрации наблюдаются в районах геологических разломов. Влияние на концентрацию радона в атмосфере также оказывает удаленность от суши. Средняя концентрация радона в воздухе над поверхностью суши составляет 3–5 Бк/м3, а над поверхностью океана существенно меньше. Среднесуточные значения концентрации радона в воздухе зимой в 3–4 раза ниже, чем летом и осенью. Вне помещений дозовая нагрузка, обусловленная радоном и его продуктами распада, составляет всего 0,15 мЗв/год.

Большую часть дозы облучения от радона человек получает, находясь в закрытом непроветриваемом помещении. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. В помещения радон поступает следующими путями: проникновением из почвогрунтов через фундамент и перекрытия подвальных помещений здания; за счет

44

эксхаляции (выделения) из строительных материалов и изделий, из которых построено здание; с водопроводной водой и бытовым газом; за счет воздухообмена с атмосферным воздухом. Считается, что наиболее существенными источниками радона в помещениях являются его проникновение из почвогрунтов и строительных материалов, используемых при строительстве домов и зданий (табл. 5.3).

Таблица 5.3

Мощность различных источников радона в типичном доме

Источник радона Мощность, кБк/сутки

Природный газ 3

Вода 4

Воздух 10

Стройматериалы и грунт под зданием 60

Концентрации радона в верхних этажах многоэтажных домов, как правило, существенно ниже, чем на первом этаже. Исследования, проведенные в Норвегии, показали, что концентрация радона в деревянных домах даже выше, чем в кирпичных, хотя дерево выделяет совершенно ничтожное количество радона по сравнению с другими материалами. Это объясняется двумя причинами. Во-первых, «печным» эффектом – затягиванием радона из грунта вследствие разности давлений внутри и вне дома. Во-вторых, тем, что деревянные дома имеют, как правило, меньше этажей, чем кирпичные, и, следовательно, комнаты, в которых проводились измерения, находились ближе к земле – основному источнику радона.

Вода и природный газ представляют собой, как правило, менее важный, источник поступления радона в жилые помещения. Концентрация радона в обычно используемой воде мала, но вода из некоторых источников, особенно из глубоких колодцев или артезианских скважин, содержит много (до 1200–1400 Бк/л) радона. По современным оценкам менее одного процента населения Земли потребляет воду с удельной активностью более 1000 Бк/л и почти 10 % – с удельной активностью до 100 Бк/л. Однако основная опасность исходит вовсе не от питья воды, даже при высоком содержании в ней радона. Обычно люди потребляют большую часть воды в составе пищи и в виде горячих напитков (чай, кофе). При кипячении воды радон быстро улетучивается и поэтому поступает в организм в основном с не кипяченой водой. Но даже в этом случае радон быстро выводится из организма. Гораздо большую опасность представляет попадание паров воды с высоким содержанием радона в легкие вместе с вдыхаемым воздухом, что чаще всего происходит в ванной комнате. При обследовании домов в Финляндии оказалось, что в

45

среднем концентрация радона в ванной комнате примерно в три раза выше, чем на кухне, и приблизительно в 40 раз выше, чем в жилых комнатах. Исследования, проведенные в Канаде, показали, что за 7 минут, в течении которых был включен теплый душ концентрация радона и его дочерних продуктов в ванной комнате возрастала более чем в 20 раз.

В воздухе помещений большинства зданий среднегодовые концентрации радона и его дочерних продуктов не превышают 40 Бк/м3 и только в 1–2 % домов эти концентрации могут быть более 100 Бк/м3. Встречаются, однако, случаи исключительно высокого содержания радона в жилых помещениях – до 1000 Бк/м3 и даже больше (0,01–0,1 % от общего количества обследованных домов). В конце прошлого века в ряде стран были приняты нормативы, регламентирующие содержание радона в жилых помещениях. В большинстве стран установлены следующие контрольные уровни для среднегодовой эквивалентной равновесной концентрации в жилищах радона и его дочерних продуктов:

во вновь строящихся домах – не более 100 Бк/м3; для существующих жилищ – не более 100–400 Бк/м3. В Республике Беларусь допустимые уровни содержания радона в

воздухе помещений составляют: при проектировании новых зданий жилищного и общественного

назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м3;

в эксплуатируемых зданиях – не более 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности должны

проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений.

Перечислим основные меры уменьшения содержания радона в воздухе помещений:

герметизация пола (заделка отверстий и трещин, использование специального покрытия);

облицовка стен пластиковыми материалами или их покрытие масляными красками;

оклейка стен обоями; принудительная вентиляция подвальных помещений; тщательное проветривание помещений. В табл. 5.4 приведена структура годовой эффективной дозы

получаемой населением от естественной радиоактивности для районов со средним радиационным фоном. В соответствии с приведенными данными для среднестатистического жителя Земли в целом принято, что средняя эффективная доза естественного облучения составляет примерно 2 мЗв в год. В зависимости от региона проживания диапазон изменения этой дозы составляет 1–10 мЗв/год.

46

Таблица 5.4 Структура годовой эффективной дозы от естественной

радиоактивности

Источник излучения Годовая эффективная доза, мЗв

внешнее облучение

внутреннее облучение всего

Космическое излучение 0,32 0,015 0,33 Земные радионуклиды 0,38 1,5 1,88

ИТОГО 0,7 1,5 2,2 5.2. Антропогенные источники радиации

В наше время естественный радиоактивный фон дополняется антропогенным – обусловленным человеческой деятельностью.

В связи с использованием человеком в его хозяйственной деятельности некоторых технологических процессов происходит изменение сложившегося в природе распределения естественных источников радиации, и как следствие – изменение естественного радиационного фона. Такое изменение получило название технологически повышенный естественный радиационный фон (ТПЕРФ). ТПЕРФ образуют:

сжигание ископаемого топлива, в первую очередь, каменного угля;

производство и использование фосфатных удобрений; горнодобывающая и горноперерабатывающая промышленность; производство и использование строительных материалов; полеты на самолетах; предметы широкого потребления, содержащие естественные

радионуклиды (например, часы на циферблат которых нанесен радиолюминесцентный состав).

Наиболее значимым для среды обитания человека является сжигание ископаемого топлива. Сжигание каменного угля приводит к выбрасыванию в атмосферу вместе с золой большого количества естественных радионуклидов. Выбрасываемая зола оседает на землю и приводит к росту активности почв и выращиваемых на них растительных продуктов питания. Использование в сельском хозяйстве фосфатных удобрений приводит к проникновению радионуклидов в пищевые культуры и продукты питания. Сами предприятия, производящие фосфатные удобрения, способствуют повышению содержания урана, радия, тория, радона в приземном воздухе в 2–14 раз по сравнению с их естественными концентрациями. Дополнительное загрязнение окружающей среды этими радионуклидами обусловлено использованием в строительстве отходов фосфатного производства – фосфогибса.

По отношению к населению Земли дополнительное облучение за счет ТПЕРФ невелико, и не превышает 1 % от коллективной дозы, вызываемой

47

естественным радиационным фоном. Но для некоторых групп населения (например, работников предприятий по добыче и переработке фосфатных руд) уровни дополнительного облучения могут быть существенно выше и соизмеримы с естественным фоном.

Научно-техническая деятельность человека привела к появлению во внешней среде искусственных радионуклидов и возникновению разнообразных источников ионизирующих излучений, воздействию которых в той или иной степени подвергается каждый житель Земли. Это приводит к увеличению дозы облучения, получаемой как отдельными людьми, так и населением в целом. Иногда облучение за счет источников, созданных человеком, оказывается в тысячи раз интенсивнее, чем от природных источников. Рассмотрим основные искусственные источники радиации.

Источники, используемые в медицине. В настоящее время основной вклад в дозу от источников, созданных человеком, вносит радиоактивное облучение при диагностике и лечении. В развитых странах на каждую тысячу населения приходятся от 300 до 900 таких обследований в год, не считая массовой флюорографии и рентгенологических обследований зубов.

Некоторые из данных по величине получаемых доз при медицинских процедурах приведены в табл. 5.5. Поскольку рентгенодиагностика и лучевая терапия вошли в нашу жизнь как неотъемлемая составляющая бытия, доза, формируемая этим видом ионизирующего излучения должна обязательно учитываться в структуре среднегодовой неаварийной дозы, получаемой человеком. Ее величина в значительной степени зависит от уровня развития страны и конкретных условий. Так, в развитых странах ионизирующее излучение применяется очень широко, но при этом используются установки и методы, позволяющие снизить величину эффективной дозы на одно обследование. В менее развитых странах рентгенодиагностические обследования проводятся реже, некоторые группы населения вообще их не проходят, но использование несовершенной аппаратуры и слабо подготовленных кадров формирует значительные величины эффективных доз на одно обследование. Для стран СНГ годовая эффективная доза облучения населения от рентгенодиагностических процедур оценивается в диапазоне 1–1,5 мЗв.

Таблица 5.5

Эффективные дозы облучения от различных источников

Вид облучения Эффективная доза

Просмотр кинофильма по цветному телевизору с ЭЛТ на расстоянии от экрана ≈ 2 м 0,01 мкЗв Ежедневный, в течение года, трехчасовой просмотр цветных телепрограмм 5–7 мкЗв

48

Окончание табл. 5.5

Вид облучения Эффективная доза

Облучение за счет радиоактивных выбросов в районе расположения атомной электростанции (за год) 0,2–1 мкЗв Облучение за счет дымовых выбросов с естественными радионуклидами ТЭС на угле (за год) 2–5 мкЗв Полет в течение 1 ч на сверхзвуковом самолете (высота полета 18–20 км) 10–30 мкЗв Полет в течение суток на орбитальном космическом корабле (без вспышек на Солнце) 0,18–0,35 мЗв Прием радоновой ванны 0,01–1 мЗв Флюорография 0,1–0,5 мЗв Рентгеноскопия грудной клетки 2–4 мЗв Рентгенография зубов 0,03–3 мЗв Рентгеновская томография 5–100 мЗв Рентгеноскопия желудка, кишечника 100–250 мЗв Лучевая гамма-терапия после операции 200–500 мЗв

Ядерные взрывы. С 1945 года практически во всех точках земного

шара в разное время население подвергалось облучению от радиоактивных осадков, образовавшихся в результате ядерных взрывов в атмосфере. С 1945 года по 1981 год в атмосфере было осуществлено более 500 взрывов ядерного оружия. Около 90 % мощности этих взрывов было реализовано в 1952–1962 г.г. Согласно Договору об ограничении испытаний ядерного оружия, проведение атмосферных испытаний запрещено с 1963 года. Соединенные Штаты, Советский Союз и Великобритания стали участниками Договора; Франция и Китай – нет (Франция провела последнее атмосферное испытание в 1974 году, Китай – в 1980 году).

При атмосферном взрыве ядерного оружия огромное количество радиоактивных веществ уносится в атмосферу. Часть радиоактивного материала выпадает неподалеку от места взрыва. Какая-то часть задерживается в тропосфере (самом нижнем слое атмосферы), подхватывается ветром и перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той широте. Находясь в воздухе в среднем около месяца, радиоактивные вещества во время этих перемещений постепенно выпадают на Землю. Большая часть продуктов ядерного взрыва выбрасывается в стратосферу (слой атмосферы, лежащий на высоте до 10–50 км), где остается многие месяцы, медленно опускаясь и рассеиваясь по всей поверхности земного шара. Иначе говоря, загрязнение вследствие ядерного взрыва носит не локальный, а глобальный характер. Обмен воздушными массами между северным и южным полушариями мал,

49

поэтому выпадение радиоактивных осадков происходило в основном в том полушарии, где производились испытания.

Основной вклад в дозу облучения от ядерных взрывов дают четыре радионуклида: углерод-14, цезий-137, цирконий-95 и стронций-90. Дозы облучения от этих изотопов различаются в разные периоды времени после взрыва. Цирконий-95, период полураспада которого составляет 65 суток, уже давно не является источником облучения. К началу нашего века перестали давать заметный вклад в облучение цезий-137 и стронций-90. В настоящее время источником облучения от ядерных взрывов остается (и будет оставаться в отдаленном будущем) только углерод-14.

Суммарная ожидаемая коллективная эффективная доза от всех ядерных взрывов оценивается в 3·107 чел.-Зв. К 1980 г. человечество получило лишь 12 % этой дозы, остальную ее часть оно будет получать еще тысячи лет. Годовые дозы облучения населения коррелируют с испытаниями ядерного оружия в атмосфере. Так, в 1963 году коллективная среднегодовая доза, связанная с ядерными испытаниями, составила около 7 % дозы облучения от естественных источников. К 1966 году она снизилась до 2 %, а к началу 80-ых годов уменьшилась до 1 %. Современные оценки среднегодовой эффективной дозы, получаемой человеком за счет испытаний ядерного оружия, дают величину порядка 10 мкЗв, т. е. значительно меньше 1 % естественного радиационного фона.

Ядерная энергетика. Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции (АЭС), хотя при нормальной работе ядерных установок выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду очень невелики и они вносят весьма незначительный вклад в суммарное облучение населения. АЭС является лишь одним из звеньев ядерного топливного цикла, который включает в себя следующие этапы: добыча и обогащение урановой руды; производство ядерного топлива; ядерный реактор; вторичная переработка отработанного топлива; захоронение отходов.

В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов в окружающию среду незначительны и состоят в основном из радионуклидов йода и инертных радиоактивных газов (Хе, Kr), периоды полураспада которых (за исключением изотопа 85Kr) в основном не превышают нескольких суток. Подсчитано, что при нормальной работе АЭС дополнительные дозовые нагрузки населения, проживающего в районе ее расположения, существенно меньше, чем у населения, проживающего рядом с угольной ТЭС такой же мощности.

Дозы облучения (индивидуальные и коллективные), получаемые от всего ядерного цикла, очень малы. По расчетам годовая коллективная доза, получаемая населением Земли от ядерной энергетики, составляет менее 1 % от естественного фона.

Приведенные цифры о дозовой нагрузке от ядерного цикла предполагают нормальную работу АЭС и других объектов цикла. В случае аварии на таких объектах возможен выброс в окружающую среду

50

большого количества радионуклидов и как следствие – загрязнение значительных территорий и существенное увеличение доз, получаемых отдельными группами людей. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) оценивает все нештатные события на ядерных объектах по специальной шкале – 8-балльной шкале INES (International Nuclear Event Scale). За нулевой уровень приняты события, несущественные для безопасности. События на уровнях 1-3 называются инцидентами: 1-й (аномальная ситуация), 2-й (инцидент), 3-й (серьезный инцидент). Уровни, начиная с четвертого, описываются как авария. 4-й – это авария без значительного риска за пределами площадки, 5-й – авария с риском за пределами площадки, 6-й – серьезная авария, 7-й – крупная авария. Кратко остановимся на наиболее значимых атомных авариях.

7 октября 1957 года произошла первая серьезная атомная авария в Европе, на северо-западном побережье Великобритании (событие пятого уровня по шкале INES). Реактор на АЭС в Уиндскейле, предназначенный для наработки оружейного плутония, останавливали на профилактику. Дежурный персонал нарушил технический регламент, в результате чего кислород проник к раскаленному урану, вспыхнул огонь, охвативший 8 т уранового топлива. Во время пожара радиоактивные продукты выносились потоками воздуха через вентиляционную трубу. В окружающую среду и акваторию Атлантического океана попало 6·1014 Бк радиоактивных аэрозолей. Ожидаемая коллективная эффективная доза составила 1300 чел.-Зв.

29 сентября 1957 года серьезная авария произошла на российском Урале, в закрытом городе «Челябинск-40» (шестой уровень по шкале INES). На радиохимическом комбинате «Маяк», из-за нарушений в работе автоматической системы охлаждения бетонной емкости взорвалось хранилище, где содержалось 80 т жидких радиоактивных отходов, слитых после переработки ядерного топлива. Взрыв выбросил из хранилища от 7·1017 до 2·1018 Бк радиоактивных материалов, из которых большая часть была разбросана вокруг хранилища, а 7·1016 Бк в форме аэрозоля были подняты на 1–2 км вверх и распространились ветром в северо-восточном направлении. Под радиоактивным следом оказалась территория Челябинской, Курганской и Свердловской областей общей площадью 23000 км2. Радиоактивному загрязнению подверглись значительные площади пахотных земель, пастбищ и других сельскохозяйственных угодий. На территории следа было расположено 217 населенных пунктов с общей численностью населения 270 тысяч человек.

28 марта 1979 года произошла самая серьезная авария в атомной энергетике США (пятый уровень). На втором энергоблоке АЭС Тримайл Айленд в штате Пенсильвания в результате серии сбоев в работе оборудования и грубых ошибок операторов произошло расплавление активной зоны реактора. В атмосферу были выброшены радиоактивные изотопы ксенона и йода. Кроме того, в реку Сукуахана было сброшено 185 м3 слаборадиоактивной воды. Из района, подвергшегося

51

радиационному воздействию, было эвакуировано 200 тысяч человек. Ожидаемая коллективная эффективная доза оценивается в 35 чел.-Зв.

26 апреля 1986 года. СССР, Украина, Киевская область, г. Припять, Чернобыльская АЭС. Крупнейшая радиационная катастрофа в мировой истории (событие седьмого уровня по шкале INES). На четвертом энергоблоке при проведении испытаний одной из систем обеспечения безопасности произошло два мощных взрыва, разрушивших часть реакторного блока и машинного зала. В результате взрывов и пожара в атмосферу было выброшено около 190 т (2·1018 Бк) радиоактивных веществ. Загрязнена территория площадью 160000 км2. Больше всего пострадали Беларусь, запад России и северная часть Украины. Радиоактивные выпадения произошли (в той или иной степени) на территории 20 государств. Коллективная эффективная доза оценивается величиной порядка 106 чел.-Зв.

11 марта 2011 года авария на АЭС «Фукусима-1» в Японии (седьмой уровень). В результате мощного землетрясения и последовавшего за ним цунами были выведены из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии. В окружающею среду было выброшено огромное количество иода-131 (1,5·1017 Бк, сопоставимо с 10 % от выбросов Чернобыльской аварии) и цезия-137 (1,2·1016 Бк). В океан сброшено значительное количество жидких радиоактивных отходов, образовавшихся в результате охлаждения активных зон аварийных реакторов. Из 20 километровой зоны вокруг разрушенной станции произведена принудительная эвакуация жителей, эвакуировано более 300 тысяч человек. Эта авария заставила правительства многих стран пересмотреть свое отношение к ядерной энергетике.

52

ПРИНЦИПЫ И МЕРОПРИЯТИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

6. Биологическое действие ионизирующих

излучений

6.1. Действие ионизирующих излучений на клетку

Знание закономерностей биологического действия ионизирующих излучений необходимо для регламентирования дозовых нагрузок на человека, оказавшегося в сфере воздействия излучений при работе с их источниками, в неблагоприятной экологической обстановке и т. п. и для обоснования медицинских мероприятий при радиационных поражениях. Процессы лучевого поражения организма начинаются на уровне клетки.

Клетка окружена мембраной (оболочкой), которая ее защищает и позволяет сохранить стабильность внутриклеточной среды. При самом общем рассмотрении клетка состоит из ядра – центральной более плотной части и цитоплазмы. В цитоплазме расположены органеллы. В ядре находятся важнейшие структуры клетки – хромосомы. Хромосомы содержат молекулы дезоксирибонуклеиновой кислоты (ДНК), в которых зафиксирована вся генетическая информация. Молекулы ДНК имеют нитевидную форму в виде двойных спиралей. Для каждого биологического вида характерно постоянное число хромосом в ядре клетки. Обычная клетка человека содержит 46 хромосом, а половая – 23.

Любой многоклеточный организм берет свое начало с одной единственной клетки путем многократных клеточных делений. На ранней стадии развития все клетки способны к делению, на более поздней часть из них дифференцируется, они становятся специализированными, образуя те или иные органы и ткани. Зрелый организм состоит из дифференцированных и делящихся клеток.

Деления клеток в той или иной степени продолжаются в течение всей жизни. Например, у взрослого организма, делятся и постоянно обновляются половые клетки, клетки костного мозга, клетки эпителия кишечника. В нормально функционирующей клетке наследственная информация при делении передается и расшифровывается без искажений.

Воздействие ионизирующих излучений на биологические объекты подразделяется на четыре этапа: физический, физико-химический, химический и биологический. Рассмотрим эти этапы.

Физический. Продолжительность – 10–16–10–13 с. Энергия излучения передается веществу. Происходит ионизация и возбуждение атомов.

Физико-химический. Продолжительность – 10–13–10–10 с. Перераспределение поглощенной энергии внутри молекул и между ними, образование свободных радикалов. Данный этап обусловлен тем, что возбужденными и ионизированными оказались атомы, из которых построены молекулы веществ, входящих в состав клетки. Основную массу

53

(до 90 %) вещества в клетках составляет вода. В силу этого наиболее существен процесс радиолиза воды, в результате которого образуются свободные радикалы.

Схематически радиолиз воды заключается в следующем. Под воздействием ионизирующих излучений молекула воды распадается на положительно заряженный ион и свободный электрон:

2 2излучениеH O H O e+ −→ + .

Ионизированная молекула воды реагирует с другой нейтральной молекулой воды, в результате чего образуется высоко реактивный радикал гидроксила ОН•:

2 2 3H O H O OH H O+ •+ → + . Вырванный электрон передает энергию окружающим молекулам воды, возникает возбужденная молекула H2О*, которая, в свою очередь, диссоциирует с образованием двух радикалов:

*2H O OH H• •→ + . Свободные радикалы содержат неспаренные электроны и потому

отличаются чрезвычайно высокой реакционной способностью. Химический. Продолжительность – 10–6–10–3 с. Радикалы и ионы

взаимодействуют друг с другом и окружающими молекулами. В результате такого взаимодействия возникают биологически активные макромолекулы с измененными структурой и функциональными свойствами. Эти молекулы взаимодействуют друг с другом и с окружающими молекулами, образуя повреждения, могущие стать причиной гибели клеток.

Свободные радикалы ОН• и Н• вступают в реакции с органическими молекулами. Возникающие при этом органические радикалы также обладают не спаренными электронами, а, следовательно, крайне реакционноспособны. Располагая большим количеством энергии, они легко могут привести к разрыву химических связей в жизненно важных макромолекулах. Из многих начальных молекулярных повреждений наибольшее значение придают повреждениям уникальных структур ядерной ДНК, а также внутриклеточных мембран. Возможные повреждения молекулы ДНК показаны на рис. 6.1.

Биологический. Химические изменения молекул преобразуются в клеточные изменения. Наиболее чувствительным к облучению является ядро клетки, а наибольшие последствия вызывает повреждение молекулы ДНК, содержащей наследственную информацию. В результате облучения в зависимости от величины поглощенной дозы клетка гибнет или становится неполноценной в функциональном отношении. Время протекания четвертого этапа очень различно и в зависимости от условий может растянуться на годы и десятилетия или даже на потомков облученного организма.

Различают прямое и косвенное действие ионизирующего излучения. Под прямым действием радиации понимают такие повреждения молекул

54

клетки, которые возникают при непосредственном поглощении энергии излучения атомами этой молекулы. Если же молекула повреждается активными продуктами (например, радикалами), образовавшимися из других молекул в результате их непосредственного взаимодействия с излучением, то такой путь действия радиации называется косвенным.

Рис. 6.1. Возможные повреждения молекулы ДНК в результате воздействия ионизирующих излучений

При облучении клетки в ней регистрируется множество

разнообразных реакций: задержка деления, угнетение синтеза ДНК, повреждение мембран, гибель клетки. Среди многих проявлений действия излучения на жизнедеятельность клетки наиболее важным является подавление способности к делению. В связи с этим под клеточной гибелью, или летальным эффектом облучения, в радиобиологии понимают утрату клеткой способности к размножению. Утрата клеткой способности к нормальному размножению называется репродуктивной гибелью

55

клетки. Основной причиной репродуктивной гибели клеток являются структурные повреждения ДНК, возникающие под влиянием облучения. Они легко обнаруживаются, в частности, цитологическими методами в виде так называемых хромосомных перестроек или аберраций хромосом. При этом разорванные хромосомы могут соединяться неправильно, а очень часто отдельные фрагменты их просто теряются при делении.

Сильно поврежденные молекулы ДНК теряют способность к восстановлению, клетка утрачивает возможность делиться и гибнет. Менее выраженные повреждения приводят к искажению генетической информации ДНК. Наследуемые изменения в молекулах ДНК называются мутацией. Мутация, возникающая в половой клетке, называется генетической мутацией и может передаваться последующим поколениям. Результатом мутационного процесса является изменение генетического материала клетки.

Клетка, утратившая способность к нормальному делению, может еще долго жить и после облучения. В настоящее время считается, что большинство отдаленных последствий облучения – результат репродуктивной гибели клеток, которая проявляется при «попытке» таких клеток разделиться.

Повреждения внутриклеточных структур приводят к изменению, извращению метаболических процессов в клетках, следствием чего является появление новых нарушений уже после окончания воздействия радиации. Например, нарушения строения последовательностей ДНК ведут к дефициту необходимых для нормальной жизнедеятельности продуктов матричного синтеза, а также к наработке несвойственных клетке, чужих для нее продуктов. Нарушение структуры ферментов приводит к замедлению ферментативных реакций, накоплению аномальных продуктов метаболизма, часть которых имеют свойства радиотоксинов. Такой ход событий назван «биологическим усилением». В результате совокупности этих процессов могут возникнуть серьезные нарушения жизнедеятельности, и даже гибель клетки. С другой стороны, возникшие повреждения могут быть залечены с восстановлением в итоге нормальной жизнедеятельности клетки. Чем выше доза облучения, тем больше возникает первичных повреждений, и тем меньше возможность их полного восстановления. Повреждение и гибель клеток лежат в основе развития поражения тканей, органов и организма в целом при всех видах радиационных воздействий.

Эффекты воздействия радиации на человека обычно делятся на две категории: 1) соматические (телесные) – возникающие в организме человека, который подвергался облучению; 2) генетические – связанные с повреждением генетического аппарата и проявляющиеся в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки человека, подвергшегося облучению.

56

6.2. Радиочувствительность тканей, органов, организма

Радиочувствительность и радиорезистентность – понятия, характеризующие степень чувствительности животных и растительных организмов, а также их клеток и тканей к воздействию ионизирующих излучений. Чем больше возникает изменений в ткани под влиянием радиации, тем ткань более радиочувствительна, и, наоборот, способность организмов или отдельных тканей не давать патологических изменений при действии ионизирующих излучений характеризует степень их радиорезистентности, т. е. устойчивости к радиации.

В качестве количественной меры радиочувствительности часто используется ЛД50 – доза обучения, вызывающая гибель 50 % облученных организмов.

Еще в начале прошлого века в радиобиологии было сформулировано правило Бергонье и Трибондо, согласно которому клетки тем чувствительнее к облучению, чем быстрее они размножаются, и чем менее они дифференцированы. Гибель клеток лежит в основе полной или частичной утраты специфических функций того или иного органа. В силу этого наиболее радиочувствительными являются органы и ткани с интенсивно делящимися клетками. Однако очевидно, что реакция на облучение организма, органа или ткани не сводится к сумме клеточных эффектов. Находясь в составе ткани, клетки в значительной степени зависимы и друг от друга, и от окружающей среды. Поэтому на тканевую радиочувствительность оказывают большое влияние и другие факторы: степень кровоснабжения, величина облучаемого объема и др. Радиочувствительность органов и тканей находит отражение во взвешивающих коэффициентах WT (табл. 3.2).

Под критическими органами понимают жизненно важные органы или системы, которые первыми выходят из строя в исследуемом диапазоне доз облучения, что обусловливает гибель организма в определенные сроки после облучения. Вследствие лучевого поражения соответствующих критических систем организма – кроветворной, желудочно-кишечного тракта и центральной нервной системы развиваются основные клинические синдромы: костномозговой, желудочно-кишечный и церебральный.

Красный костный мозг и другие элементы кроветворной системы (вилочковая железа, лимфоузлы) наиболее уязвимы при облучении. Это вызвано тем, красный костный мозг продуцирует эритроциты, доставляющие кислород ко всем тканям организма, и тромбоциты, отвечающие за свертываемость крови, а вилочковая железа и лимфоузлы продуцируют лейкоциты, обеспечивающие иммунную реакцию организма. Уже при дозах 0,5–1 Гр элементы кроветворной системы перестают нормально функционировать. При дозе в 4 Гр погибают стволовые клетки костного мозга, лимфоузлов и селезенки, лишая организм делящихся клеток, которые в дальнейшем должны заменить «изношенные» клетки крови. В крови образуется недостаток эритроцитов, тромбоцитов, лейкоцитов. У человека

57

развивается костномозговой синдром, характеризующийся анемией, кровоточивостью, понижением иммунитета. К счастью кроветворная система обладает замечательной способностью к регенерации, и если доза облучения не настолько велика, чтобы вызвать повреждения всех клеток, она может полностью восстановить свои функции.

В норме поверхность желудка и кишечника покрыта огромным числом ворсинок, состоящих из полностью дифференцированных клеток, не способных к делению и выполняющих специальную функцию: всасывание питательных веществ из перевариваемой пищи. Под действием пищи эти клетки изнашиваются и срываются с концов ворсинок. Поэтому они постоянно заменяются новыми клетками, которые размножаются в так называемых криптах, находящихся у основания каждой ворсинки. Под действием больших доз радиации происходит поражение крипт. В результате сокращается поступление новых клеток, предназначенных для замены изношенных. Действие излучения проявляется не сразу, а спустя некоторое время, в течение которого ворсинки изнашиваются, что приводит к образованию очагов прободений, нарушается всасывание, происходит проникновение кишечной флоры в общий кровоток, в результате наблюдается инфицирование организма.

Весьма чувствительны к радиации половые железы. Однократное облучение семенников дозой в 0,1 Гр приводит к временной стерильности мужчин, а доза свыше 2 Гр может привести к постоянной стерильности. Яичники менее чувствительны к облучению. Доза свыше 3 Гр приводит к стерильности женщин, при этом детородная функция не восстанавливается.

Очень восприимчив к излучению хрусталик глаза. Погибая, клетки хрусталика становятся непрозрачными, разрастание помутневших участков приводят к катаракте, а затем и к полной слепоте. Это может произойти при дозах около 2 Гр.

Большинство тканей взрослого человека обладают сравнительно высокой радиорезистентностью. Почки выдерживают дозу около 20 Гр, полученную в течение месяца, печень – около 40 Гр, мочевой пузырь – 50 Гр, а зрелая хрящевая ткань – до 70 Гр.

Радиочувствительность организма зависит от его возраста. Небольшие дозы при облучении детей могут замедлить или вовсе остановить у них рост костей, что приводит к аномалиям развития скелета. Чем меньше возраст ребенка, тем сильнее подавляется рост костей. Облучение мозга ребенка может вызвать изменения в его характере, привести к потере памяти. Чем моложе организм, тем при прочих равных условиях он более чувствителен к воздействию радиации. Крайне чувствителен к действию радиации мозг плода, особенно если мать подвергается облучению между восьмой и пятнадцатой неделями беременности.

Для взрослого человека ЛД50 составляет 4–5 Гр. В табл. 6.1 приведены ЛД50 для различных организмов.

58

Таблица 6.1 Дозы, вызывающие гибель 50 % облученных организмов, Гр

Человек 4–5 Крыса 6–7 Кролик 9–10 Змеи 80–200 Простейшие 1000–3000

6.3. Действие больших доз радиации. Лучевая болезнь

Действие радиации на организм является результатом биологического воздействия ионизирующего излучения на его клетки и органы, так как деятельность их всех находится в постоянной взаимосвязи и взаимозависимости. В результате гибели клеток при прямом действии радиации ткань не справляется со своими функциональными нагрузками и возникают клинические нарушения, свойственные потери функции облученного органа при других заболеваниях. Следует иметь ввиду, что все ткани обладают регенеративной способностью, т. е. способностью к восстановлению клеток на пораженном участке. Скорость регенерации клеток у различных тканей различна. После разрушения клеток ткань начинает ускоренно делить здоровые клетки, восполняя утерянные. Однако регенеративным способностям тканей есть предел. Пока доза облучения разрушает клетки в пределах регенеративных способностей ткани, действие радиации еще не заметно, но как только доза вызывает разрушение клеток в количестве, превышающем регенеративные способности ткани, ткань не справляется со своими функциями, и начинают проявляться функциональные расстройства. Радиационные эффекты, которые появляются после определенного порога дозы, называются детерминированными. Тяжесть этих эффектов прямо зависит от дозы облучения, но для каждого эффекта существует своя пороговая доза. Примерами детерминированных эффектов являются: помутнение хрусталика; незлокачественные локальные повреждения кожи: «ядерный загар» (при дозах облучения выше 3 Гр кожа приобретает цвет, сходный с загаром от солнца), лучевой ожог; стерильность яичников; лучевая болезнь.

Лучевая болезнь – это комплексная реакция организма на действие больших доз ионизирующих излучений. Облучение всего организма человека дозами от 1 до 10 Гр и более приводит к протеканию у него острой лучевой болезни (ОЛБ). В ее развитии ведущая роль принадлежит прямому радиационному поражению клеток критических систем. В зависимости от дозы облучения в роли критических выступают разные системы, что и определяет, какая клиническая форма ОЛБ разовьется после облучения в том или ином диапазоне доз. Какая именно система оказывается в конкретных условиях критической, зависит как от уровня радиочувствительности систем организма, так и от скорости развития

59

смертельных исходов при несовместимом с жизнью повреждении данной системы. В зависимости от полученной дозы ОЛБ имеет четыре степени тяжести. Степени тяжести острой лучевой болезни, дозы, после облучения в которых они развиваются, клинические синдромы и процент летальности представлены в табл. 6.2.

Описанные выше последствия лучевой болезни характерны для случаев, когда медицинская помощь отсутствует. Для лечения облученного организма современная медицина широко применяет такие методы, как кровезамещение, пересадка костного мозга, введение антибиотиков, а также другие методы интенсивной терапии. При таком лечении возможно исключить смертельный исход даже при облучении дозой до 10 Гр.

Таблица 6.2

Степени тяжести острой лучевой болезни Степень тяжести

Поглощенная доза, Гр

Клиническая форма Летальность

Легкая 1–2 Костномозговая

Средняя 2–4 Костномозговая 30 % через 2–6 недель после облучения

Тяжелая 4–6 Костномозговая 50 % через 2–6 недель

Крайне тяжелая

6–10 10–20 20–80

> 80

Переходная Кишечная Токсемическая (сосудистая) Церебральная

100 % в теч. месяца 100 % на 16–18 сутки 100 % на 4–7 сутки 100 % на 1–3 сутки

Костномозговой синдром является типичной формой ОЛБ. В

типичной форме лучевой болезни выделяют четыре стадии (фазы): первичной острой реакции, кажущегося клинического благополучия, разгара болезни (выраженных клинических проявлений), восстановления.

Первичная острая реакция организма на облучение: тошнота, рвота, головные боли, общая слабость, сонливость, потливость. Эта стадия, в зависимости от тяжести поражения, длится от нескольких часов до нескольких суток. При тяжелых поражениях она длится 3-4 суток и переходит в третью стадию.

Кажущееся клиническое благополучие. На этой стадии перечисленные выше симптомы ослабляются, наблюдается субъективное улучшение состояния. Однако в это время происходят скрытые изменения со стороны костного мозга и крови. На облученных участках кожи начинается выпадение волос. Стадия длится 2-5 недель, и чем больше поглощенная доза, тем она короче, а при достаточно больших дозах может вообще отсутствовать.

Разгар болезни. Самочувствие больных резко ухудшается, нарастает слабость, апатия, бессонница, исчезает аппетит, повышается температура, иногда у больных отмечаются слуховые и зрительные галлюцинации. В

60

этот период отмечается снижение веса тела. Через 2 недели от начала заболевания выпадают волосы, иногда до полного облысения. Отмечаются носовые кровотечения и кровоизлияния в кожные покровы и слизистые оболочки. В крови существенно уменьшается количество лейкоцитов, что связано с поражением костного мозга. В результате получают развитие инфекционные и воспалительные процессы, которые могут привести к гибели организма. Эта фаза продолжается от одной до трех недель и в случае благоприятного исхода переходит в четвертую стадию.

Восстановление. Продолжительность восстановительного периода длится 2-2,5 месяца. Самочувствие улучшается, нормализуется температура, прекращается кровоточивость, исчезают нарушения функционирования желудочно-кишечного тракта. Происходит постепенное восстановление показателей крови. Однако даже полное восстановление еще не гарантирует от опасности появления отдаленных последствий.

При длительном облучении организма в относительно малых дозах возможно развитие хронической лучевой болезни. К ее возникновению может привести ежедневное общее облучение в 1–5 мГр при достижении суммарной дозы 0,7–1 Гр. В соответствии с современной классификацией хроническая лучевая болезнь может быть вызвана: а) воздействием общего внешнего излучения или радиоактивных изотопов с равномерным распределением их в организме (общее облучение); б) действием изотопов с избирательным накоплением в организме либо местным внешним облучением (местные лучевые поражения). Хроническое облучение слабее действует на живой организм по сравнению с однократным облучением в той же дозе, что связано с постоянно идущими процессами восстановления радиационных повреждений. Профилактика хронической лучевой болезни требует строгого соблюдения норм радиационной безопасности и правил работы на загрязненной радионуклидами местности.

6.4. Действие малых доз радиации

Дозы облучения меньше 0,1 Зв принято относить к малым дозам. При облучении малыми дозами никаких детерминированных эффектов не наблюдается. Однако это совершенно не значит, что такие дозы абсолютно безвредны. При сколь угодно малых дозах облучения возможна репродуктивная гибель клетки, что может проявиться через годы и десятилетия как у самого облученного, так и у его потомков в виде отдаленных последствий. Отдаленные последствия являются стохастическим (вероятностным) эффектом. Стохастическими эффектами считаются такие, для которых от дозы зависит только вероятность возникновения, а не их тяжесть, и отсутствует дозовый порог.

Отдаленные эффекты облучения могут быть как соматическими, так и генетическими. Основные соматические отдаленные эффекты это злокачественные новообразования (рак) и сокращение

61

продолжительности жизни. Генетические эффекты – врожденные физические и психические уродства и ряд других тяжелых заболеваний – возникают в результате мутаций и других нарушений в половых клеточных структурах, ведающих наследственностью. Еще раз подчеркнем, что отдаленные последствия являются стохастическим эффектом и могут возникать при любых дозах облучения. С увеличением дозы повышается не тяжесть этих эффектов, а вероятность (риск*) их появления.

Оценка вероятности возникновения отдаленных эффектов сталкивается с рядом трудностей. Почти все данные о частоте заболевания раком в результате облучения получены при обследовании людей, получивших относительно большие дозы радиации – 1 Гр и более. При меньших дозах зарегистрировать отдаленные соматические последствия облучения на фоне спонтанных («естественных») злокачественных новообразований очень сложно. Однако это не может служить основанием для утверждения о том, что при облучении малыми дозами отдаленные последствия будут отсутствовать. МКРЗ придерживается концепции беспорогового действия радиации, которая состоит в том, что никакая, даже самая малая доза радиации не является абсолютно безопасной. Данная концепция опирается на два допущения: 1) не существует никакой пороговой дозы, за которой отсутствует риск возникновения отдаленных эффектов; 2) этот риск возрастает прямо пропорционально дозе облучения (рис. 6.2). В публикациях МКРЗ отмечается: «Это недоказанное допущение согласуется с большим объемом экспериментального и эпидемиологического материала. Есть основание полагать, что данное допущение не приводит к занижению уровней риска при низких дозах и значениях мощности дозы».

Для людей, непосредственно подвергшихся облучению, рак – наиболее серьезное из всех последствий облучения человека малыми дозами. Коэффициенты вероятности возникновения стохастических эффектов позволяют оценить масштабы отдаленных последствий для большой популяции людей. На сегодняшний день приняты следующие значения этих коэффициентов:

• коэффициент риска злокачественных новообразований – 0,055 Зв–1;

• коэффициент риска наследственных эффектов – 0,002 Зв–1. Если условная популяция людей из 100 тысяч человек подвергается

облучению индивидуальными дозами в 10 мЗв, то коллективная эффективная доза составит

100000 чел. x 0,01 Зв = 1000 чел.-Зв и в данной популяции следует ожидать

1000 чел.-Зв x 0,055 Зв–1 = 55 случаев радиационно-индуцированного рака. Однако заранее определить, кто будут эти 55 человек, невозможно.

____________ *Под термином «риск» мы будем понимать вероятность возникновения эффектов.

62

Рис. 6.2. Кривая доза-эффект

Исследования, охватившие примерно 100 тысяч человек, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки, показывают, что первыми в группе раковых заболеваний, возникающих вследствие облучения, стоят лейкозы (рис. 6.3).

Рис. 6.3. Вероятность возникновения раковых заболеваний в зависимости от времени после облучения

Данные по генетическим последствиям облучения весьма

неопределенны, так как примерно 10 % всех новорожденных имеют те или иные генетические дефекты и трудно выделить случаи, обусловленные действием радиации. Экспертные оценки показывают, что хроническое облучение при дозе 1 Гр, полученной в течение 30 лет, приводит к появлению около 2000 случаев генетических заболеваний на каждый миллион новорожденных среди детей тех, кто подвергался облучению.

6.5. Радиобиологическое действие инкорпорированных

радионуклидов

В атомную эру возможны случаи, когда радионуклиды антропогенного происхождения тем или иным путем попадают внутрь организма, накапливаются там и облучают его изнутри. Такое облучение называют внутренним облучением, или облучением излучениями, порожденными инкорпорированными радионуклидами. По сравнению с

Риск возникновения отдаленных последствий

Доза

63

внешним внутреннее облучение имеет принципиальные различия. При внешнем облучении степень опасности радиоактивных излучений определяется их проникающей способностью: наиболее опасным является гамма-излучение, далее идут бета- и альфа-излучения.

Если радионуклид, попавший внутрь организма, испускает гамма-кванты, то значительная их часть выходит за пределы организма, практически не причиняя вреда, в то время как энергия бета- и альфа-излучения полностью поглощается организмом. Поглощение альфа-частиц происходит в очень небольшом объеме, поэтому разрушительный эффект максимален. Для бета-частиц, вследствие большего побега, потери энергии и соответственно разрушительный эффект меньше. Таким образом, наибольшую опасность при внутреннем облучении представляет альфа-, а потом бета-излучение, гамма-излучение причиняет меньший вред.

Радиоактивные вещества могут поступать в организм тремя путями: через легкие (ингаляционный путь); с пищей и водой в желудочно-кишечный тракт; через кожу.

Наиболее потенциально опасным является ингаляционное поступление радионуклидов. Этому способствует огромная дыхательная поверхность альвеол, площадь которой около 100 м2 (в 50 раз больше, чем поверхность кожи). Радиоактивность воздуха может быть обусловлена содержанием в нем либо радиоактивных газов либо радиоактивных аэрозолей в виде пыли, тумана или дыма. Доля радионуклида, которая задерживается в дыхательной системе, зависит от размера частиц и частоты дыхания. Дальнейшая судьба осевшего в дыхательных путях радионуклида связана не только с размерами его частиц, но и с физико-химическими свойствами и транспортабельностью в организме. Хорошо растворимые вещества быстро (в течение нескольких десятков минут) проникают в кровь, а затем, в процессе обмена веществ, либо накапливаются в определенных органах либо выводятся из организма. Нерастворимые и слаборастворимые вещества удаляются из дыхательных путей вместе со слизью, после чего, как правило, они поступают в желудочно-кишечный тракт, где поглощаются кишечной стенкой.

Второй по значимости путь поступления радионуклидов в организм – с пищей и водой. Пища и вода, наряду с фоновыми концентрациями естественных радиоактивных веществ, может быть загрязнена искусственными радионуклидами, которые из внешней среды по биологическим пищевым цепочкам попадают в сельскохозяйственные растения, организмы животных и, в конце концов, – в продукты питания. В организм поступает лишь некоторая часть попавших в кишечник радионуклидов, большая часть их не усваивается и удаляется из кишечника. Во время нахождения радиоактивных веществ в пищеварительном тракте происходит облучение кишечника. Короткопробежные альфа- или бета-частицы облучают только его стенку, а гамма-кванты достигают и других внутренних органов, расположенных в брюшной полости и грудной клетке.

64

Коэффициент всасывания характеризует долю вещества, поступающего из желудочно-кишечного тракта в кровь. В зависимости от химической природы радионуклида он может колебаться от сотых долей до ста процентов (табл. 6.3).

Ранее считали, что кожа является эффективным барьером для поступления радиоактивных веществ в организм. Однако затем было установлено, что радионуклиды в составе жидких и газообразных соединений проникают через кожу достаточно быстро и в значительных количествах. Так, скорость проникновения в организм человека паров йода через неповрежденную кожу сравнима со скоростью его проникновения через дыхательные пути. Количество плутония, проникающего в организм вследствие загрязнения кожи, не меньше, чем при поступлении через желудочно-кишечный тракт. Всосавшиеся изотопы попадают в кровь, и затем распределяются в организме.

Таблица 6.3 Коэффициент всасывания некоторых веществ

Цирконий, ниобий сотые % Висмут, барий, полоний единицы % Кобальт, стронций, радий десятки % Тритий, натрий, калий 100 %

«Судьба» поступивших в организм радионуклидов зависит от их химической природы. Одни из них в виде растворов удаляются с мочой, другие распределяются в организме. По характеру распределения в организме радионуклиды условно делят на 4 группы: накапливающиеся в костях (кальций, стронций, радий, иттрий); накапливающиеся в печени и скелете (церий, лантан, плутоний, америций); избирательно накапливающиеся в отдельных органах и тканях (йод – в щитовидной железе, 59Fe – в эритроцитах, 65Zn – в поджелудочной железе); сравнительно равномерно распределяющиеся по организму (калий, цезий, тритий, углерод).

Продолжительность облучения организма от поступившего радионуклида зависит от его периода полураспада и скорости выведения из организма. Убыль радионуклида из организма характеризует эффективный период полувыведения – время, в течение которого количество радионуклида в организме уменьшается в два раза. Эффективные периоды полувыведения некоторых изотопов приведены в табл. 6.4.

Таблица 6.4 Эффективные периоды полувыведения некоторых изотопов

Радионуклид Место накопления Период полувыведения Тритий Все тело 12 суток Натрий-24 Все тело 14 часов Цезий-137 Все тело 70 суток Йод-131 Щитовидная железа 7,6 суток Стронций-90 Кости 15,6 лет Плутоний-239 Печень, скелет 175 лет

65

7. Принципы, критерии и нормы радиационной безопасности

7.1. Концепция приемлемого риска

Любая, сколь угодно малая доза радиации, может привести к появлению отдаленных последствий (в первую очередь – рака). В то же время вероятность возникновения таких последствий возрастает пропорционально полученной дозе. Соответственно, уменьшая дозу облучения, можно снизить вероятность (риск) возникновения отдаленных последствий до любого значения. Выбор этого значения основывается на концепции приемлемого (допустимого) риска.

Концепция приемлемого риска пришла на смену концепции «абсолютной безопасности», которая базируется на категорической установке – обеспечить 100 % безопасность, не допустить никаких аварий. Однако, как показывает человеческая практика, любая деятельность потенциально опасна, обеспечить нулевой риск в действующих технических системах невозможно. Любая новая техника или технология, принимаемая человеком, привносят с собой, наряду с пользой (экономической, социальной и др.), определенную опасность его жизни и здоровью. Например, всего через 10 лет после изготовления первого автомобиля с бензиновым двигателем, в августе 1896 г. в Англии произошла первая автомобильная авария со смертельным исходом. В последние годы в нашей стране в результате дорожно-транспортных происшествий (ДТП) гибнет около полутора тысяч человек (2012 г. – 1317 человек). Риск смерти в течение года в результате ДТП для жителя республики составляет около 1,5·10–4 год–1 (1,5·103/107). На основании статистических данных, путем деления количества наблюдавшихся ежегодно смертей на общее число жителей страны, можно оценить риски смерти от различных причин.

Источники риска смерти по своему происхождению являются естественными и искусственными или антропогенными, возникающими в результате человеческой деятельности. К источникам риска естественного происхождения относятся внутренняя среда организма и естественная среда обитания. Внутренняя среда это состояние здоровья и психики человека, определяемые с одной стороны протеканием биологических процессов в организме, а с другой состоянием общества. Среда обитания содержит естественные источники риска – природные явления типа ураганов, наводнений, землетрясений, солнечной радиации и т. п. В табл. 7.1 приведены риски смерти на человека в год от различных причин для промышленно развитой страны. Как видно общество вполне может смириться с причинами (если они несут определенные блага), риск смерти от которых находится на уровне 10–4 год–1. Поэтому риск смерти порядка 10–4 на человека в год можно рассматривать как социально приемлемый риск.

Общество несет ответственность за соответствующий уровень

66

безопасности производств и технологий. Шкала опасности при профессиональной деятельности человека приведена в табл. 7.2. Условия деятельности с уровнем риска 10–4 год–1 и меньше являются безопасными. Это еще раз показывает, что риск смерти порядка 10-4 на человека в год является социально приемлемым.

Таблица 7.1 Риск смерти от различных причин Причина смерти Риск смерти, год–1

Естественная смерть в результате заболеваний и старения 10–2

Естественная среда обитания 10–5 Несчастные случаи в быту, на транспорте; заболеваемость от загрязнений окружающей среды (5–10)·10–4

Курение 5·10–4 Болезни в возрасте 30 лет 5·10–4 Промышленность: Производство горчичного газа 10–2 Швейная промышленность 10–6

Таблица 7.2

Классификация условий профессиональной деятельности

Условия Риск смерти на человека

в год Оценка приемлемости риска

Безопасные ≤ 10–4 Пренебрежительно малый уровень риска Относительно безопасные 10–4 – 10–3 Относительно невысокий уровень риска

Опасные 10–3 – 10–2 Высокий уровень риска; необходимо принятие мер безопасности

Особо опасные ≥ 10–2 Исключительно высокий уровень риска; необходимо применение мер защиты

Концепция приемлемого риска основана на том, что абсолютная

безопасность никаких новых устройств и технологий не может быть достигнута. Поэтому при разработке любого нового проекта, любого нового продукта, любого нового устройства требуется всесторонняя оценка степени его опасности и величины пользы, которую он обещает принести.

Для оценки приемлемости риска анализируют, прежде всего, выгоды, которые дает применение новых технологий и техники, уровень риска данной технологии и техники, величины потерь и затраты на снижение риска. Кроме того, также учитывают психологические и социальные факторы.

Проблема соотношения между риском и выгодами от внедрения

67

новых технологий и техники является весьма сложной. Так, если стремиться снизить риск от облучения при использовании радиационных технологий до нуля, то затраты на обеспечение безопасности могут оказаться непомерно большими. Лишение же общества возможности пользоваться выгодами, полученными за счет применения данной технологии или устройства, могут привести к еще большим потерям. Например, рентгеновская диагностика позволяет ежегодно спасти около 100 тысяч человек в мире, вместе с тем вследствие дополнительного облучения увеличивается количество злокачественных заболеваний и генетических повреждений, что приводит к дополнительной потере примерно 30 тысяч жизней за то же время.

В настоящее время принято считать, что никакая хозяйственная деятельность не может быть оправдана, если выгода от нее не превышает вызываемого ущерба или другими словами суммарная прибыль должна быть больше суммарных затрат. При этом ущерб окружающей среде должен быть на столь низком уровне, какой только может быть достигнут с учетом экономических и социальных факторов.

Исходя из этой концепции, МКРЗ предложила критерии приемлемости риска в следующем виде: «Риск, вносимый применением новой техники или технологии, может считаться социально приемлемым, если одним из конечных эффектов применения ее будет снижение суммарного риска, которому подвергаются люди». Если окажется, что дополнительный риск, вносимый новой техникой или технологией, не компенсируется снижением уровней других рисков и суммарный риск в итоге возрастает (приносимые выгоды меньше потерь), разумно считать его социально неприемлемым и ввести дополнительные меры безопасности или вообще отказаться от применения новшества.

Приемлемый риск сочетает в себе технические, экономические, социальные и политические аспекты и представляет собой некоторый компромисс между требуемым уровнем безопасности и возможностями ее достижения. Следует иметь в виду, что экономические возможности повышения безопасности технических систем не безграничны – при увеличении затрат техногенный риск снижается, но при этом растет социальный риск. Ресурсы любого общества ограничены, и если мы вкладываем неоправданно много средств на снижение техногенного риска, то вынуждены урезать финансирование социальных программ – строить меньше квартир, стадионов, больниц, школ. По этим причинам кривая суммарного риска имеет минимум при определенном отношении между инвестициями в техническую и социальную сферы. Это приходится учитывать при выборе уровня риска, с которым общество пока вынуждено мириться. Применительно к радиационной безопасности это проиллюстрировано на рис. 7.1.

Радиационный риск R определяется величиной коллективной дозы S. Чем больше коллективная доза, тем выше риск и меньше затраты З на обеспечение соответствующего уровня безопасности. При уменьшении

68

коллективной дозы, т. е. при повышении требований к радиационной безопасности затраты возрастают. В то же время уменьшаются потери П, вызванные последствиями облучения. Кривая суммарных расходов Р = З + П имеет минимум, которому соответствует оптимальная коллективная доза.

Рис. 7.1. Зависимость затрат З, потерь П и суммарных расходов P

от коллективной дозы S 7.2. Рекомендации международных организаций

Вопросами радиационной безопасности и воздействия радиоактивных излучений на организм человека занимается ряд международных организаций. Важнейшими из них являются:

Международная комиссия по радиологической защите – МКРЗ (ICRP);

Научный комитет ООН по действию атомной радиации – НКДАР (UNSCEAR);

Международное агентство по атомной энергии – МАГАТЭ (IAEA). Международная комиссия по радиологической защите была

организована в 1928 г. в соответствии с решением Второго Международного конгресса по радиологии. МКРЗ является независимой организацией, финансируемой главным образом за счет добровольных взносов международных и национальных органов, занимающихся вопросами радиологической защиты. Комиссия является консультативным органом. Она издает рекомендации, которые называются Публикация. При подготовке Публикаций комиссия руководствуется основными принципами применения соответствующих мер радиационной защиты. МКРЗ предлагает свои рекомендации организациям по нормированию и научному сопровождению в качестве помощи в руководстве и реализации мер радиационной защиты. Несмотря на то, что МКРЗ не имеет формального права навязывать свои предложения кому-либо, практическое законодательство в большинстве стран в основном следует ее рекомендациям.

З, П, Р

S

P

З

П

69

Научный комитет ООН по действию атомной радиации учрежден в соответствии с резолюцией Генеральной Ассамблеи ООН 913(Х) 3 декабря 1955 г. с целью организации сбора и оценки информации о действии радиоактивного излучения на организм человека и окружающую среду. В задачи НКДАР входит проведение оценки и подготовка научных докладов об уровне и последствиях воздействия радиации на здоровье человека и окружающую среду. Доклады НКДАР признаются международным сообществом в качестве достоверного и всеобъемлющего источника информации. За время работы Комитет подготовил 24 научных доклада. Правительства и организации во всем мире используют его данные в качестве научной основы для оценки радиационного риска, установления стандартов в отношении радиационной защиты и безопасности, а также регламентирования источников радиации.

Международное агентство по атомной энергии – международная организация в системе ООН, содействующая развитию безопасного, гарантированного и мирного использования атомной энергии. МАГАТЭ является центральным мировым межправительственным форумом для научно-технического сотрудничества в ядерной области. Оно служит координационным центром обмена информацией и выработки руководящих принципов и норм в области ядерной безопасности. Основные функции агентства: проверка мирного использования атомной энергии; передача технологии; содействие безопасности. МАГАТЭ разрабатывает основные стандарты радиационной защиты и издает правила и инструкции по конкретным видам операций, в том числе безопасной транспортировке радиоактивных материалов. Оно содействует оказанию экстренной помощи государствам-членам в случае аварий, связанных с радиацией.

В публикациях МКРЗ определены цели и принципы радиационной защиты. Комиссия разделяет облучение на три вида:

• профессиональное облучение; • медицинское облучение; • облучение населения. Профессиональное облучение – это облучение во время работы и,

преимущественно, в результате работы; медицинское – по преимуществу облучение людей в качестве неотъемлемой части их диагностики и лечения; облучение населения включает все другие виды облучения.

Целью противорадиационной защиты должно быть предотвращение детерминированных эффектов и ограничение вероятности возникновения стохастических эффектов до уровней, которые считаются приемлемыми.

Три основных принципа радиационной защиты: • Принцип обоснования (Justification principle); • Принцип нормирования (Limitation principle); • Принцип оптимизации (Optimization principle). Принцип обоснования (оправданность практической деятельности):

никакая практическая деятельность, связанная с дополнительным к

70

обычному фону облучением людей, не должна проводиться, если она не приносит облучаемым людям или обществу пользу, достаточную для того, чтобы возместить ущерб, который может быть нанесен облучением.

Принцип нормирования (ограничения дозы): облучение отдельных лиц в сумме от всех видов деятельности не должно превышать установленных дозовых пределов.

Принцип оптимизации: для любого конкретного источника излучения величина индивидуальных доз, число облучаемых людей и вероятность потенциального облучения должны поддерживаться на столь низких уровнях, какие только могут быть разумно достигнуты с учетом экономических и социальных факторов.

Основываясь на рекомендациях МКРЗ и НКДАР, МАГАТЭ в 1997 г. разработало Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и опасного обращения с источниками излучения (МОНБ, рис. 7.2). МОНБ устанавливают следующие пределы доз облучения. Оценочные средние дозы, получаемые соответствующими критическими группами населения под воздействием практической деятельности, не должны превышать следующих пределов:

а) эффективной дозы 1 мЗв в год; b) при особых обстоятельствах – эффективной дозы до 5 мЗв за

отдельный год при том условии, что средняя доза за пять последовательных лет не превышает 1 мЗв в год.

Профессиональное облучение любого работника контролируется так, чтобы не превышались следующие пределы:

а) эффективная доза 20 мЗв в год, усредненная за пять последовательных лет;

b) эффективная доза 50 мЗв за любой отдельный год.

Рис. 7.2. Обложка МОНБ

71

7.3. Нормативные и регламентирующие документы об обеспечении радиационной безопасности

В Республике Беларусь межотраслевым научно-экспертным и рекомендательно-консультативным органом по вопросам обеспечения радиационной безопасности, радиационной защиты и радиационного контроля является Национальная комиссия Беларуси по радиационной защите при Совете Министров Республики Беларусь (НКРЗ). НКРЗ осуществляет подготовку рекомендаций в области обеспечения радиационной безопасности республиканским органам государственного управления и иным государственным организациям, подчиненным Правительству Республики Беларусь, государственным научным организациям.

Базовыми документами в области обеспечения радиационной безопасности являются Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения», Санитарные нормы и правила «Требования к радиационной безопасности», Гигиенический норматив «Критерии оценки радиационного воздействия», Санитарные нормы и правила «Требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при осуществлении деятельности по использованию атомной энергии и источников ионизирующего излучения».

Закон Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» от 05.01.1998 г. № 122 в редакции от 04.01.2014 г. № 106. Закон определяет основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения, направлен на создание условий, обеспечивающих охрану жизни и здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излучения.

В главе I «Общие положения» вводятся такие основные понятия, как радиационная безопасность населения, ионизирующее излучение, источник ионизирующего излучения, вмешательство и др., определяется порядок правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности.

Источник ионизирующего излучения – устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

Пользователи – предприятия, учреждения, организации, производящие, вырабатывающие, перерабатывающие, применяющие, хранящие, транспортирующие, обезвреживающие и захороняющие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующего излучения.

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

Вмешательство – мероприятие (действие), направленное на

72

предотвращение либо снижение неблагоприятных последствий облучения или комплекса неблагоприятных последствий радиационной аварии.

Основными принципами обеспечения радиационной безопасности при практической деятельности являются:

принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;

принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного превышающим естественный радиационный фон облучением;

принцип оптимизации – поддержание на достижимо низком уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Глава II «Функции государства в области обеспечения радиационной безопасности» включает перечень функций, которые выполняет государство в области обеспечения радиационной безопасности.

Глава III «Государственное управление в области обеспечения радиационной безопасности, государственный надзор и контроль» определяет систему органов исполнительной власти, порядок разработки государственных программ и государственного нормирования в области обеспечения радиационной безопасности, лицензирование деятельности в сфере обращения с источниками ионизирующего излучения. Устанавливаются следующие основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облучения на территории Республики Беларусь в результате воздействия источников ионизирующего излучения:

для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001 зиверта или эффективная доза за период жизни (70 лет) – 0,07 зиверта; в отдельные годы допустимы большие значения эффективной дозы при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,001 зиверта;

для работников средняя годовая эффективная доза равна 0,02 зиверта или эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) – 1 зиверту; допустимо облучение в размере годовой эффективной дозы до 0,05 зиверта при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,02 зиверта.

Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами (пациентами) при медицинском облучении.

Глава IV «Общие требования по обеспечению радиационной безопасности» содержит основные показатели оценки состояния радиационной безопасности, обязанности пользователя по обеспечению

73

радиационной безопасности при обращении с источниками ионизирующего излучения и мероприятия по обеспечению радиационной безопасности при воздействии радона и гамма-излучения природных радионуклидов, производстве пищевых продуктов и потреблении питьевой воды, медицинском облучении.

Глава V «Обеспечение радиационной безопасности при радиационной аварии» определяет порядок защиты населения и работников (персонала) от радиационной аварии, обязанности пользователя источников ионизирующего излучения по обеспечению радиационной безопасности при радиационной аварии, нормирование облучения граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационной аварии.

Повышенное облучение граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационной аварии, аварийно-спасательных работ и дезактивации, может быть обусловлено необходимостью спасения людей и предотвращения еще большего их облучения. Облучение граждан, привлекаемых к ликвидации последствий радиационных аварий, не должно превышать более чем в 10 раз среднегодовое значение основных гигиенических нормативов облучения для работников (персонала).

Повышенное облучение граждан, привлекаемых для ликвидации последствий радиационных аварий, допускается один раз за период их жизни при предварительном информировании о возможных дозах облучения, риске для здоровья и добровольном их согласии.

Глава VI «Права и обязанности граждан и общественных объединений в области обеспечения радиационной безопасности» устанавливает право граждан Республики Беларусь, иностранных граждан и лиц без гражданства на радиационную безопасность, а также право граждан и общественных объединений на получение информации и общественный контроль по обеспечению радиационной безопасности.

Глава VII «Ответственность за невыполнение требований по обеспечению радиационной безопасности» устанавливает ответственность за невыполнение или нарушение требований по обеспечению радиационной безопасности.

В главе VIII «Международные договоры» указывается, что если международными договорами установлены иные правила, чем те, которые предусмотрены настоящим Законом, то применяются правила международных договоров.

Глава IX «Заключительные положения» определяет порядок вступления Закона в силу и приведения нормативно-правовых актов в соответствие с Законом.

Санитарные нормы и правила «Требования к радиационной безопасности», Гигиенический норматив «Критерии оценки радиационного воздействия» введены в действие постановлением Министерства здравоохранения Республики Беларусь 28 декабря 2012 г. Санитарные нормы и правила устанавливают требования к радиационной

74

безопасности и применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Гигиенический норматив устанавливает количественные и качественные значения показателей, характеризующих воздействие на человека ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения в различных ситуациях облучения и применяемых для обеспечения радиационной безопасности. Эти два документа взаимно дополняют друг друга, поэтому рассмотрим их совместно.

Требования Санитарных норм и правил не распространяются на источники ионизирующего излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв

и в хрусталике глаза не более 15 мЗв; коллективную эффективную дозу за год не более 1 чел.-Зв, либо когда

при коллективной эффективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной эффективной дозы.

Санитарные нормы и правила вводят понятия аварийный работник и радиационный объект:

Аварийный работник – лицо, выполняющее конкретные действия, направленные на смягчение последствий аварийной ситуации для здоровья человека и безопасности, качества жизни, собственности и окружающей среды, которое может подвергнуться облучению, превышающему соответствующие пределы доз облучения для персонала или населения.

Радиационный объект – пользователь источников ионизирующего излучения либо структурное подразделение пользователя, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения. Другими словами, радиационный объект – это учреждение (предприятие, организация) где имеются техногенные источники ионизирующего излучения.

Санитарные нормы и правила применяются к трем категориям облучения:

профессиональное облучение, облучение населения, медицинское облучение в ситуациях планируемого, аварийного и существующего облучения. Ситуация планируемого облучения – ситуация облучения, которая

возникает в результате запланированной эксплуатации источника или запланированной деятельности, которая приводит к облучению от источника.

Ситуация аварийного облучения – ситуация облучения, которое возникает в результате аварии, злоумышленного действия или любого

75

другого непредвиденного события и требует немедленных действий в целях недопущения или уменьшения неблагоприятных последствий.

Ситуация существующего облучения – ситуация, в которой облучение уже существует и требуется принятие решения о необходимости контроля.

Установлены две категории облучаемых лиц: персонал (работники) – физические лица, работающие с источниками

излучения или находящиеся по условиям работы в зоне их воздействия; население – все лица, включая лиц из персонала, вне сферы и условий

их производственной деятельности. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса

нормативов: основные пределы доз облучения; граничные дозы и референтные уровни; допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного

радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз облучения: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности, среднегодовые удельные активности и др.

Предел дозы – величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

Граничная доза – заблаговременно введенное ограничение индивидуальной дозы облучения от данного источника, обеспечивающее базовый уровень защиты для большинства лиц, облучаемых данным источником в повышенных дозах и служащее для установления верхней границы дозового диапазона, внутри которого проводится оптимизация защиты для данного источника излучения.

Референтный уровень – в ситуациях аварийного или существующего облучения – уровень дозы, риска или активности радионуклидов, выше которого планировать допустимое облучение неприемлемо, а ниже которого следует продолжать оптимизацию защиты и безопасности. Выбранная величина референтного уровня будет зависеть от сложившихся обстоятельств в рассматриваемой ситуации облучения.

Предел годового поступления – допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы облучения.

В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска: для персонала – 1·10–3, для населения – 5·10–5.

Основные пределы доз облучения приведены в Гигиеническом нормативе (табл. 7.3).

76

Таблица 7.3 Основные пределы доз облучения

Нормируемые величины

Пределы доз облучения персонал население

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза в: хрусталике глаза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет (100 мЗв за 5 лет), но не более 50 мЗв в год

15 мЗв в год

коже кистях и стопах

500 мЗв в год 500 мЗв в год

50 мЗв в год 50 мЗв в год

При проведении профилактических медицинских

рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.

В целях недопущения превышения предела дозы техногенного облучения населения для АЭС квота на облучение населения составляет 100 мкЗв/год. Данная квота устанавливается на суммарное облучение населения от всех источников радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферный воздух и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АЭС независимо от количества энергоблоков на промышленной площадке.

Риск развития онкологических заболеваний со смертельным исходом у населения в районе размещения АЭС, который может возникнуть в результате эксплуатации АЭС, не должен превышать 0,1 % суммы рисков развития раков со смертельным исходом, возникающих в результате других причин.

Повышенное облучение аварийных работников выше установленного дозового предела 50 мЗв не допускается, кроме случаев:

спасения жизни или предотвращения серьезного поражения; осуществления действий, направленных на предотвращение

возникновения серьезных детерминированных эффектов, и действий, направленных на предотвращение возникновения катастрофических условий, которые могут оказать значительное воздействие на людей и окружающую среду;

осуществления действий, направленных на предотвращение высокой коллективной эффективной дозы.

Повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет один раз за период их жизни при предварительном информировании о возможных дозах облучения, риске для здоровья и добровольном их согласии.

77

Облучение аварийных работников, привлекаемых к ликвидации последствий радиационных аварий, не должно превышать более чем в 10 раз среднегодовое значение основных пределов доз облучения для работников (персонала), установленных статьей 8 Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» (т. е. эффективная доза не должна превышать 200 мЗв).

Работники, получающие дозы облучения в ситуации аварийного облучения, обычно не отстраняются от работ, связанных с дальнейшим профессиональным облучением. Однако, если работник получил дозу облучения, превышающую 200 мЗв, или в случае поступления соответствующей просьбы от работника до начала работ, связанных с дальнейшим профессиональным облучением, выносится заключение врача-специалиста.

Рекомендуемые уровни доз внешнего облучения для аварийных работников приведены в Гигиеническом нормативе (табл. 7.4).

Санитарные нормы определяют для источников ионизирующего излучения понятия уровней изъятия и освобождения от контроля, а Гигиенический норматив – значения этих уровней для конкретных радионуклидов.

Уровень изъятия – значение, установленное уполномоченным органом государственного управления и выраженное в единицах активности (удельной, объемной или поверхностной), или суммарной активности, мощности дозы или энергии излучения, при котором или ниже которого в отношении источника излучения нет необходимости применять некоторые или все аспекты регулирующего контроля.

Уровень освобождения от контроля – значение, установленное уполномоченным органом государственного управления и выраженное в единицах активности (удельной, объемной или поверхностной), при котором или ниже которого регулирующий контроль источника излучения, используемого в практической деятельности, являющейся объектом уведомления или официального разрешения, может быть отменен.

В табл. 7.5 приведены значения уровней изъятия и освобождения от контроля для некоторых радионуклидов (выбраны радионуклиды чернобыльского выброса, которые оказывают основное влияние на радиационную обстановку в Республике Беларусь в настоящее время).

Государственный надзор в области обеспечения радиационной безопасности организуется и осуществляется Министерством по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь в порядке, установленном Советом Министров Республики Беларусь, а также иными государственными органами в пределах их компетенции в соответствии с законодательством Республики Беларусь.

78

Таблица 7.4 Рекомендуемые уровни доз облучения для аварийных работников

Задача Уровень дозы облучения

Действия по спасению людей

Десятикратное значение предела дозы профессионального облучения

в течение отдельного года H < 500 мЗв

Данный уровень дозы облучения может быть превышен лишь в том

случае, если польза для других людей, очевидно, превышает риск для

аварийного работника и аварийный работник добровольно согласен принимать участие в защитных

мероприятиях, осознавая и принимая риск, которому подвергается

Меры для предотвращения тяжелых детерминированных

эффектов для здоровья и действия по предотвращению

развития катастрофических условий

Десятикратное значение предела дозы профессионального облучения

в течение отдельного года H < 500 мЗв

Меры для предотвращения больших коллективных доз

Двукратное значение предела дозы профессионального облучения

в течение отдельного года H < 100 мЗв

Таблица 7.5 Уровни изъятия и освобождения от контроля

Радионуклид Удельная активность, Бк/г Активность, кБк Стронций-90 100 10 Цезий-137 10 10 Плутоний-239 1 10

Санитарные нормы и правила «Требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при осуществлении деятельности по использованию атомной энергии и источников ионизирующего излучения» введены в действие постановлением Министерства здравоохранения Республики Беларусь 31 января 2013 г. Они распространяются на всех пользователей источников ионизирующего излучения (ИИИ) (включая объекты использования атомной энергии), при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, в том числе модернизации, капитальном ремонте, при которых осуществляются расширение или увеличение мощности, а также изменение целевого назначения объектов социальной, производственной, транспортной,

79

инженерной инфраструктур и выводе из эксплуатации радиационных объектов, а так же, при хранении ИИИ, за исключением пользователей ИИИ, проектирование, строительство и реконструкция которых началась до вступления в силу данных Санитарных норм и правил (в части проектирования, реконструкции и строительства).

Санитарные нормы и правила определяют порядок проектирования, размещения, эксплуатации и вывода из эксплуатации радиационных объектов и порядок поставки, учета, хранения, перевозки, организации работ и вывода из эксплуатации закрытых и открытых источников ионизирующего излучения.

По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории радиационных объектов:

I категория – радиационные объекты, при аварии на которых возможно радиационное воздействие на население и потребуется введение мероприятий по его радиационной защите.

II категория – радиационные объекты, при аварии на которых радиационное воздействие ограничивается территорией санитарно-защитной зоны.

III категория – радиационные объекты, при аварии на которых радиационное воздействие которых ограничивается территорией объекта.

IV категория – радиационные объекты, при аварии на которых радиационное воздействие ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками ионизирующего излучения.

В соответствие с данными Санитарными нормами и правилами пользователи ИИИ должны выполнять следующие требования.

Соблюдать требования Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» и иных нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов Республики Беларусь, содержащих обязательные к исполнению требования в области обеспечения радиационной безопасности. В частности, пользователь ИИИ обязан осуществлять контроль за обеспечением радиационной безопасности на радиационном объекте в соответствии со статьей 12 Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения».

ИИИ подлежат обязательной регистрации в Единой государственной системе учета и контроля ИИИ в порядке, установленном постановлением Совета Министров Республики Беларусь от 30 апреля 2009 г. № 562 «Об утверждении Положения о порядке государственной регистрации источников ионизирующего излучения и ведения единой государственной системы учета и контроля источников ионизирующего излучения». Пользователь ИИИ должен получить разрешение на работу с ИИИ, производство, использование, хранение, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов, других ИИИ, у органов и учреждений, осуществляющих госсаннадзор. Данное разрешение оформляется по установленной форме в виде санитарного паспорта и выдается в порядке, установленном законодательством.

80

Работа с ИИИ разрешается только в помещениях, указанных в санитарном паспорте. На дверях данных помещений должны быть указаны его назначение, класс проводимых работ с открытыми ИИИ и нанесен знак радиационной опасности. Оборудование, контейнеры, упаковки, аппараты, передвижные установки, транспортные средства, содержащие ИИИ, должны иметь знак радиационной опасности.

До начала работ с ИИИ, с учетом особенностей и условий выполняемых работ, пользователь обязан:

определить перечень лиц, относящихся к персоналу, обеспечивать их необходимое обучение и инструктаж;

назначить лицо, уполномоченное на осуществление контроля за обеспечением радиационной безопасности;

назначить лиц, ответственных за радиационный контроль, учет, хранение и выдачу ИИИ, организацию сбора, хранения и сдачу радиоактивных веществ;

создать комиссию по проверке знаний персонала в области обеспечения радиационной безопасности;

назначить лицо, ответственное за техническое состояние ИИИ. Радиоактивные вещества и ИИИ выдаются ответственным лицом в

порядке, установленным пользователем ИИИ с письменного разрешения руководителя организации или лица, им уполномоченного, на основании требования на выдачу радиоактивных веществ и ИИИ, оформленного по установленной форме. ИИИ, не находящиеся в работе, должны храниться в специально отведенных местах или в оборудованных хранилищах, обеспечивающих их сохранность и физическую защиту, и исключающих доступ к ним посторонних лиц. Активность радионуклидов, находящихся в хранилище, не должна превышать значений, указанных в санитарном паспорте.

С целью обеспечения радиационной безопасности населения пользователь ИИИ разрабатывает и утверждает систему радиационного контроля с учетом особенностей и условий выполняемых работ. Порядок проведения контроля за обеспечением радиационной безопасности согласовывается органами государственного надзора в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности и уполномоченными органами госсаннадзора. Система радиационного контроля при обращении с ИИИ должна быть разработана до ввода объекта в эксплуатацию. В разделе «Радиационный контроль» проектной документации радиационного объекта указываются виды, объем и порядок проведения радиационного контроля, перечень необходимых приборов, вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов и точек постоянного и периодического контроля.

Пользователь должен обеспечить непревышение на радиационном объекте, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения установленных граничных доз.

81

8. Мероприятия по радиационной защите 8.1. Противолучевые защитные мероприятия

В случае аварии на радиационном объекте может произойти облучение ионизирующим излучением или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных и растений, объектов народного хозяйства, а также окружающей природной среды.

Радиационная защита – это комплекс мер, направленных на ослабление или исключение воздействия ионизирующего излучения на население, персонал радиационных объектов, биологические объекты природной среды, а также на предохранение природных и техногенных объектов от загрязнения радиоактивными веществами и удаление этих загрязнений. Она осуществляется проведением комплекса мероприятий, которые условно можно разделить на 4 группы: организационные, инженерно-технические, санитарно-гигиенические и медико-профилактические.

Конечная цель всех защитных мероприятий – не допустить облучения людей, или, если оно произошло, предотвратить негативные последствия. Методы защиты от радиации можно разделить на физические и химические. К физическим методам относятся: защита расстоянием, защита количеством, защита временем, применение защитных экранов.

Наиболее эффективным способом защиты является защита расстоянием, т. е. удаление от источника излучения. Это объясняется тем, что доза, получаемая человеком при внешнем облучении от точечного источника гамма-излучения пропорциональна активности A, времени облучения t и обратно пропорциональна квадрату расстояния r до источника:

D ~ A t /r2. При соответствующем расстоянии эту дозу можно сделать сколь угодно малой. Для этого при работе с радиоактивными веществами применяются роботизированные комплексы, манипуляторы, удлиненные держатели или захваты и др.

Защита количеством подразумевает проведение работы с минимальными количествами радиоактивных веществ, в итоге пропорционально сокращается активность источника и получаемая от него доза.

Защита временем основана на максимально возможном сокращении времени работы с источниками излучений. Этот способ находит особенно широкое применение при работе с источниками малой активности при непосредственном контакте с ними. Так, при внутриполостной терапии медицинский персонал производит непосредственные манипуляции с гамма-источниками в виде цилиндров и бусинок. Предварительное обучение на неактивных моделях этих препаратов доводит навыки в работе персонала до высокой степени автоматизма и позволяет резко

82

сократить время непосредственного контакта с источником. Очень велика значимость временного фактора в практике рентгенодиагностических процедур (особенно рентгеноскопии). Чем выше квалификация врача-рентгенолога, тем меньше ему требуется времени на постановку диагноза и тем ниже дозовая нагрузка на персонал и пациента. В широком понимании метод «защиты временем» лежит и в основе сокращения рабочего дня персонала, что приводит не только к уменьшению дозы облучения до допустимой, но и к увеличению времени действия защитных процессов в организме, когда он находится вне воздействия радиации.

Защита временем и расстоянием далеко не всегда дают возможность уменьшить дозу облучения до предельно допустимых значений. В таких случаях применяют специальные защитные экраны. Под термином «экран» понимают стационарные или передвижные ограждения, предназначенные для поглощения или ослабления ионизирующего излучения.

По своему назначению защитные экраны разделяются на пять видов: защитные контейнеры, в которые помещаются радиоактивные

препараты, они широко используются при транспортировке источников излучений;

защитные экраны для оборудования (экранами полностью окружают все рабочее оборудование);

передвижные защитные экраны, этот тип защитных экранов применяется для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны;

защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т. д.), такой вид защитных экранов предназначается для защиты помещений, в которых постоянно находится персонал, и прилегающей территории;

экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, просвинцованные перчатки, фартуки и др.).

Частным случаем защиты расстоянием является дезактивация. Дезактивация – удаление или снижение степени радиоактивного

загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды. Другими словами дезактивация это удаление радиоактивных веществ с зараженной территории, с поверхности зданий, сооружений, техники, одежды, средств индивидуальной защиты, воды, продовольствия. Качество дезактивации характеризует коэффициент дезактивации КД:

= НД

К

АКА ,

где АН – активность (удельная поверхностная при дезактивации территорий и поверхностей, удельная в случае дезактивации воды и продуктов) до дезактивации, АК – активность после проведения дезактивации.

Можно выделить следующие основные способы дезактивации: жидкостные (струей воды, дезактивирующими растворами, пеной

(поверхностно-активными веществами), стиркой и экстракцией);

83

безжидкостные (струей газа (воздуха), пылеотсасыванием, механическим снятием загрязненного слоя, изоляцией загрязненной поверхности);

комбинированные (паром, при помощи затвердевающих пленок, фильтрацией, использованием сорбентов).

Кратко рассмотрим особенности защиты от разных излучений. При внешнем облучении альфа-активные радионуклиды не представляют практической опасности. Основную опасность они представляют при попадании внутрь организма человека. Для предотвращения внутреннего облучения используют средства индивидуальной защиты органов дыхания и кожных покровов.

Пробеги бета-частиц в воздухе не превышают 20 м. Поэтому при таких (и больших) расстояниях бета-излучатель абсолютно не опасен. При меньших расстояниях бета-излучение в значительной степени задерживается одеждой, а если и достигает тела, то проникает на глубину всего лишь нескольких миллиметров.

Наибольшую опасность внешние потоки бета-частиц представляют для хрусталика глаза. Для защиты глаз применяются очки из органического стекла или прозрачные плексигласовые щитки. Для защиты кожи рук рекомендуется применять защитные перчатки. Для предотвращения попадания бета-активных радионуклидов внутрь организма используют средства индивидуальной защиты.

Для защиты от гамма-излучения применяют все рассмотренные выше физические методы.

Химический метод защиты от радиации основан на том, что определенные химические вещества либо прерывают, либо ослабляют реакции, идущие в облученной клетке. Вещества, ослабляющие воздействие ионизирующего излучения на организм называются радиопротекторами. Наиболее эффективными радиопротекторами являются препараты, относящиеся к двум классам химических соединений: меркаптоалкиламины и аминоэтиолы, содержащие серу, и индолалкиламины, в частности, серотонин. Серотонин является важнейшим естественным радиопротектором, постоянно присутствующем в человеческом организме.

Противолучевая химическая защита – введение радиопротектора в организм перед облучением. Такая защита применяется при кратковременном воздействии излучений, при длительном облучении малыми дозами, при лучевой терапии.

Некоторой радиопротекторной эффективностью обладают вещества природного происхождения: витамины, биостимуляторы. Такие препараты, как настойки женьшеня, элеутерококка, китайского лимонника повышают устойчивость организма к самым разным воздействиям, включая радиацию.

Внутреннее облучение, в сравнении с внешним, представляет гораздо большую опасность. Радионуклиды, попадающие внутрь организма, накапливаются в отдельных органах и тканях и облучают их в течение

84

продолжительного времени. Поэтому предварительное применение радиопротекторов, даже длительно действующих, неэффективно. В этом случае важно не допустить всасывание радиоизотопов внутрь организма. Это достигается приемом препаратов, сорбирующих радионуклиды, промыванием желудка, клизмами, заменой радионуклидов стабильными изотопами.

Для защиты щитовидной железы взрослых и детей от воздействия радиоактивных изотопов йода проводится йодная профилактика. Она заключается в приеме стабильного йода на ранней стадии аварии, до попадания в организм его радиоактивных изотопов. Лекарственные средства, содержащие стабильный йод, применяемые для защиты организма человека при радиационных авариях (в соответствии с Постановлением Главного государственного врача Республики Беларусь от 25.01.2000 г. № 5) приведены в табл. 8.1.

Максимальный защитный эффект (снижение дозы облучения примерно в 100 раз) достигается при предварительном, перед поступлением радиоактивного йода, приеме его стабильного аналога. Защитный эффект йодной профилактики значительно снижается при ее проведении более чем через два часа после начала облучения.

Таблица 8.1

Лекарственные средства, содержащие стабильный йод, применяемые для защиты организма человека при радиационных авариях

Название лекарственного

средства

Категория населения Дозировка Кратность

применения

Продолжи- тельность

применения

Калия йодид в таблетках

(для внутреннего применения)

Взрослые и дети от 14 лет

1 таблетка по 0,125 г

1 раз в день

7 дней Дети от 3 до 14 лет

1 таблетка по 0,065 г

Дети до 3 лет 1 таблетка по 0,065 г

2 дня Беременные и кормящие

грудью женщины

1 таблетка по 0,125 г

Настойка йода 5 %-ная (для внутреннего применения)

Взрослые и дети

от 14 лет

44 капли* (2 мл) или 22 капли*

(1 мл)

1 раз в день

2 раза в

день 7 дней Дети от 5 до 14 лет

22 капли* или

11 капель*

1 раз в день

2 раза в день

Дети до 5 лет не назначается

85

Окончание табл. 8.1 Название

лекарственного средства

Категория населения Дозировка Кратность

применения

Продолжи- тельность

применения

Настойка йода 5 %-ная (наружно)

Взрослые и дети

от 14 лет

44 капли** или

22 капли**

1 раз в день 2 раза в день

7 дней

Дети от 5 до 14 лет

22 капли** или

11 капель**

1 раз в день 2 раза в день

Дети от 2 до 5 лет

22 капли** 1 раз

в день Дети до 2 лет

11 капель**

* На 0,5 (100 мл) стакана молока или воды. ** Настойка йода наливается на ладонь, далее наносится на предплечье, голень.

8.2. Общий порядок реагирования на радиологические

чрезвычайные ситуации

Радиологическая чрезвычайная ситуация (РЧС) – чрезвычайная ситуация, связанная с радиационным облучением людей (в том числе потенциальным) и (или) радиоактивным загрязнением окружающей среды сверх установленных норм. РЧС может возникнуть в результате аварий с радиоактивными источниками или материалами, включая обнаруженный радиоактивный материал, загрязненные территории или предметы, пропавшие или утерянные источники ионизирующих излучений, аварии в научных лабораториях, на промышленных или медицинских объектах, а также аварии на транспорте.

Помимо внешнего облучения, радиационные аварии могут служить причиной загрязнения людей и окружающей среды. В результате пожара или рассеяния под воздействием ветра или вентиляции радионуклиды могут переноситься по воздуху. Ситуация может усугубиться, если авария вовремя не обнаружена и не приняты адекватные меры.

Санитарные нормы и правила «Требования к радиационной безопасности» устанавливают, что при аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения.

К мероприятиям, способам и средствам, обеспечивающим защиту населения от радиационного воздействия при радиационной аварии, относятся:

86

• обнаружение факта радиационной аварии и оповещение о ней; • выявление радиационной обстановки в районе аварии; • организация радиационного контроля; • установление и поддержание режима радиационной безопасности; • проведение при необходимости на ранней стадии аварии йодной

профилактики населения, персонала аварийного объекта и участников ликвидации последствий аварии;

• обеспечение населения, персонала, участников ликвидации последствий аварии необходимыми средствами индивидуальной защиты и использование этих средств;

• укрытие населения в убежищах и противорадиационных укрытиях;

• санитарная обработка; • дезактивация аварийного объекта, других объектов, технических

средств и др; • эвакуация или отселение населения из зон, в которых уровень

загрязнения или дозы облучения превышают предельно допустимые.

Выявление радиационной обстановки проводится для определения масштабов аварии, установления размеров зон радиоактивного загрязнения, мощности дозы и уровня радиоактивного загрязнения в зонах оптимальных маршрутов движения людей, транспорта, а также определения возможных маршрутов эвакуации населения и сельскохозяйственных животных.

Радиационный контроль в условиях радиационной аварии проводится с целью соблюдения допустимого времени пребывания людей в зоне аварии, контроля доз облучения и уровней радиоактивного загрязнения.

Режим радиационной безопасности обеспечивается установлением особого порядка доступа в зону аварии, зонированием района аварии; проведением аварийно-спасательных работ, осуществлением радиационного контроля в зонах и на выходе в «чистую» зону и др.

Зонирование района аварии осуществляется следующим образом. Определяются и обозначаются знаками ограждения границы внутренней и внешней охраняемой зоны. Внешняя граница или периметр охраны устанавливается при уровне мощности амбиентной эквивалентной дозы 1 мкЗв/ч, внутренняя (периметр безопасности) – 100 мкЗв/ч (рис. 8.1). Напомним, что для нашей страны нормальный уровень мощности амбиентной эквивалентной дозы за счет естественного радиационного фона – до 0,2 мкЗв/ч. Вход и выход из охраняемой зоны должен производиться через установленные контрольные пункты. Внешняя граница охраняемой зоны помечается знаками радиационной опасности (рис. 8.2).

87

Рис. 8.1. Зонирование района РЧС

Рис. 8.2. Знаки радиационной опасности Предельные уровни мощности дозы для принятия решения на

проведения защитных мероприятий при радиационных авариях (в соответствии с Постановлением Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь и Министерства здравоохранения Республики Беларусь от 31.08.2006 г. № 41/67) приведены в табл. 8.2.

Общие критерии реагирования для защитных действий и других мер реагирования, принимаемых в ситуациях аварийного облучения с целью снижения риска стохастических эффектов, приведены в Гигиеническом нормативе «Критерии оценки радиационного воздействия» (табл. 8.3.).

Подробно порядок реагирования на радиологические аварии изложен в техническом докладе МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1162/R. Общие инструкции оценки и реагирования на радиологические аварийные ситуации. МАГАТЭ, 2004.

Периметр охраны при 1 мкЗв/ч

Периметр безопасности при 100 мкЗв/ч

Внешняя охраняемая

зона

Пункт контроля доступа

Внутренняя охраняемая зона

88

Таблица 8.2 Предельные уровни мощности дозы для принятия решения

на проведения защитных мероприятий при радиационных авариях Значение мощности дозы

ионизирующего излучения

Проводимые мероприятия

1 мкЗв/ч и более

запрещение употребления местных продуктов (включая молоко) и воды из открытых водоемов и колодцев до получения результатов лабораторного исследования ограничение пребывания населения в зоне радиоактивного загрязнения при обнаружении неконтролируемых источников ионизирующего излучения (в том числе при транспортных авариях)

50 мкЗв/ч и более укрытие и/или (только при авариях на ядерных объектах) блокирование щитовидной железы

100 мкЗв/ч и более

ограничение пребывания лиц, участвующих в ликвидации радиационной аварии (в том числе транспортной) и ее последствий на зараженной территории в зоне радиоактивного загрязнения при обнаружении неконтролируемых источников ионизирующего излучения

200 мкЗв/ч и более рассмотрение вопроса о временном отселении населения

500 мкЗв/ч и более проведение эвакуационных мероприятий

Таблица 8.3 Общие критерии реагирования для защитных действий и других мер

реагирования, принимаемых в ситуациях аварийного облучения с целью снижения риска стохастических эффектов

Общие критерии реагирования Примеры защитных и других мероприятий

Если прогнозируемая доза облучения превышает следующие общие критерии, то необходимо провести срочные защитные и

другие мероприятия Эквивалентная доза облучения щитовидной железы вследствие поступления изотопов йода в организм за первые 7 дней

50 мЗв Блокирование щитовидной железы

89

Окончание табл. 8.3

Общие критерии реагирования Примеры защитных и других

мероприятий

Эффективная доза облучения за первые 7 дней

100 мЗв Укрытие, эвакуация, дезактивация, ограничение потребления пищевых продуктов, молока и воды, контроль радиоактивного загрязнения, информирование населения

Эквивалентная доза облучения зародыша или плода за первые 7 дней

100 мЗв

Если прогнозируемая доза облучения превышает следующие общие критерии, то необходимо провести защитные и другие мероприятия

на ранней фазе аварии Эффективная доза облучения за год

100 мЗв Временное переселение, дезактивация, завоз чистых пищевых продуктов, молока и воды, информирование населения

Эквивалентная доза облучения зародыша или плода за период внутриутробного развития

100 мЗв

Если полученная доза облучения превышает следующие общие критерии, то необходимо провести долгосрочные медицинские мероприятия с целью

выявления и эффективного лечения радиационно-индуцируемых заболеваний

Эффективная доза за месяц 100 мЗв Скрининг*, основанный на эквивалентных дозах облучения определенных радиочувствительных органов (основание для медицинского наблюдения), консультирование по основным вопросам

Эквивалентная доза облучения зародыша или плода за период внутриутробного развития

100 мЗв Консультирование для принятия обоснованных решений в особых случаях

*Скрининг – метод активного выявления лиц с какой-либо патологией или факторами риска ее развития, основанный на применении специальных диагностических исследований, включая тестирование, в процессе массового обследования населения или его отдельных контингентов.

90

КАТАСТРОФА НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ДЛЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

9. Ядерная энергетика

9.1. Деление тяжелых ядер

Невозможно представить современное общество без использования электрической энергии. Основной источник электроэнергии – тепловые электростанции, потребляющие нефть и газ. Запас ископаемого топлива сокращается, а продолжение его использования в качестве источника энергии ухудшает экологическую ситуацию. Одной из альтернатив ис-пользованию органического топлива для производства электроэнергии является ядерная энергетика.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была за-пущена 27 июня 1954 г. в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Ка-лужской области. К концу первого десятилетия нынешнего века в мире действовало более 400 энергетических ядерных реакторов. Доля электро-энергии, производимой на АЭС, составляла: Франция – 80 %, Украина – 49 %, США – 20 %, Великобритания – 18 %, Россия – 16%. Всего в мире около 14 % электроэнергии производилось на АЭС.

Физической основой ядерной энергетики является реакция деления тяжелых ядер. Деление тяжелых ядер под действием нейтронов открыли* О. Ганн и Ф. Штрассман в 1938 г. Ядерная реакция деления под действием нейтронов состоит в том, что тяжелое ядро, поглотив нейтрон, делится на два (иногда на три и совсем редко на четыре) ядра (осколка). Такое деле-ние сопровождается испусканием двух-трех нейтронов. Деление может происходить разными путями, но наиболее вероятно образование оскол-ков, массы которых относятся приблизительно как 2:3. Зависимость доли образующихся осколков от их массового числа показана на рис. 9.1. В об-щем случае реакцию деления ядра урана-235 под действием нейтронов можно записать следующим образом:

+ → + + +1 2

1 2

235 1 192 0 0 A A

Z Z b QU n X Y n .

Здесь 11 A

Z X и 22 A

Z Y – ядра, образующиеся в результате деления, b – число испускаемых нейтронов, Q – энергия, выделяемая при реакции. Причем

+ + = + = ≈11 2 1 2

2

2236; 92; ;3

AA A b Z ZA

b ≈ 2÷3; ⟨b⟩ = 2,5.

____________ *Эту реакцию наблюдал Э. Ферми в 1934 г., бомбардируя уран нейтронами, но он был

уверен, что при этом создаются трансурановые элементы.

91

Рис. 9.1. Зависимость доли осколков деления от их массового числа Примеры конкретных реакций деления:

+ → + + +235 1 140 94 192 0 54 38 0 2 QU n Xe Sr n ;

+ → + + +235 1 144 89 192 0 56 36 0 3 QU n Ba Kr n .

Деление тяжелых ядер сопровождается выделением энергии. Это объясняется тем, что удельная энергия связи нуклонов в тяжелых ядрах примерно на 1 МэВ меньше, чем для ядер средней массы. Следовательно, при делении ядра урана выделяется примерно 200 МэВ (3·10–11 Дж) энер-гии. Оценим энергию, которая выделится при делении ядер, содержащих-ся в 1 г урана-235:

−≈ × ⋅ × × ⋅ ≈ ⋅23 13 101 6 10 200 1,6 10 9 10 Дж235

Q .

Для сравнения: при взрыве 1 т тринитротолуола выделяется 4·109 Дж энер-гии, при сжигании 1 т каменного угля – 3·1010 Дж.

Подавляющая часть энергии деления выделяется в виде кинетиче-ской энергии осколков деления. Остальная часть энергии высвобождается при последующем радиоактивном распаде осколков деления, а также в виде γ-излучения и кинетической энергии нейтронов, образующихся при делении. Вторичные нейтроны имеют широкий диапазон энергий от 0 до 6 МэВ.

9.2. Цепная реакция деления

Вторичные нейтроны, испускаемые при делении тяжелого ядра, мо-гут вызвать новые акты деления. Это делает возможным осуществить цеп-ную реакцию деления – реакцию, в которой частицы, вызывающие ее, об-разуются как продукты этой реакции.

Пусть в среде, содержащей уран-235, разделилось одно ядро, и обра-зовались 2 нейтрона. Если эти нейтроны вызовут деление двух ядер, то

70 90 110 130 150 Массовое число осколков

Относительная доля осколков деления

92

образуется 22 = 4 нейтрона, которые вызовут деление 4 ядер и т. д. В итоге разовьется лавинообразный процесс – цепная реакция деления. После смены m поколений в среде будет 2m нейтронов, которые вызовут деление такого же количества ядер. Время жизни одного поколения нейтронов 10–8÷10–7 с. На 80 поколений потребуется всего 10–6÷10–5 с. За это время в среде образуется 280 ≈ 1024 нейтронов, которые вызовут деление 235x1024/6·1023 ≈ 400 г урана, и выделится порядка 1013 Дж энергии. Подоб-ный процесс происходит в атомной бомбе.

Важнейший величиной, характеризующей цепную реакцию, является коэффициент размножения нейтронов k, который равен отношению числа нейтронов в данном поколении к их числу в предыдущем поколении. Не-обходимое условием протекания цепной реакции деления тяжелых ядер – k ≥ 1. При k < 1 реакция гаснет, такой режим реакции называется подкри-тическим. При k = 1 реакция идет стационарно, такой режим называется критическим. При k > 1 реакция имеет взрывной характер, режим называ-ется надкритическим.

Рассмотренный выше пример цепной реакции с k = 2 является идеа-лизированным, потому что в реальных условиях часть вторичных нейтро-нов выбывает из лавины реакции вследствие следующих причин:

захват нейтронов ядрами примесей и продуктов реакции; захват нейтронов ядрами урана без деления; вылет нейтронов из зоны реакции. Первые две причины обусловлены тем, что разные нуклиды с разной

вероятностью захватывают нейтроны, имеющие одинаковую кинетиче-скую энергию. Например, тепловые нейтроны с высокой вероятностью вызывают деление ядер 235U и с меньшей – деление 238U, а резонансные нейтроны практически не вызывают деления ядер. Быстрые нейтроны вызывают деление ядер с гораздо меньшей вероятностью, чем тепловые.

С учетом перечисленных причин можно сформулировать условия, при выполнении которых может протекать цепная реакция.

1. Чистое горючее. Ядерное топливо должно быть очищено от приме-сей, которые поглощают нейтроны.

2. Наличие замедлителя. Для осуществления реакции на тепловых нейтронах необходимо избежать захвата нейтронов в резонансной облас-ти. Для этого используются замедлители – вещества, масса ядер которых сравнима с массой нейтрона. Испытывая упругие столкновения с ядрами замедлителя нейтрон будет передавать им значительную долю своей энер-гии и быстро превратится в тепловой нейтрон. Хорошими замедлителями являются графит, тяжелая вода D2O (обычная вода замедляет нейтроны не хуже тяжелой, но поглощает их в гораздо большем количестве).

Понижение вероятности радиационного захвата нейтронов достига-ется тем, что вместо однородной смеси топлива и замедлителя (гомогенная система) применяют чередующиеся блоки этих материалов (гетерогенная система). Образовавшийся при делении быстрый нейтрон успевает уйти в замедлитель до достижения резонансной энергии. Там он становится теп-

93

ловым, после чего попадает обратно в топливо, где вызывает деление ядра. В гомогенной системе цепная реакция в природном уране идет при ис-пользовании дорогого замедлителя – тяжелой воды. В гетерогенной сис-теме она идет и при использовании гораздо более дешевого графита.

3. Сферичность. Наиболее выгодна система, форма которой близка к сферической. В этом случае потери нейтронов через поверхность системы будут минимальными.

4. Критическая масса. Минимальная масса ядерного топлива, при ко-торой в данной системе начинается цепная реакция, называется критиче-ской массой. Критическая масса зависит от многих причин: геометрии системы, ее структуры и др. Критическую массу можно значительно уменьшить, окружая зону реакции отражателем нейтронов. Например, для сферы из чистого 235U критическая масса равна 47 кг (шар диаметром 17 см), а для среды из того же урана с частыми и тонкими полиэтиленовы-ми прослойками и с отражающей оболочкой из бериллия критическая масса равна всего лишь 242 г.

Управляемая цепная реакция деления практически осуществима на трех изотопах: 235U (Т1/2 = 7,1·108 лет), 233U (Т1/2 = 1,6·105 лет), 239Pu. Первый из них имеется в природе (как уже отмечалось, природный уран содержит 0,7 % урана-235 и 99,3 % урана-238), два других получают искусственно. Например, в работающем реакторе при поглощении нейтрона ядром 238U образуется (через два последовательных β-распада) 239Pu:

238 1 239 239 23992 0 92 93 94, 23 мин , 2,3 дня

p u− −β β+ → → →U n U N P .

Для осуществления стационарно протекающей цепной реакцией не-обходимо уметь управлять коэффициентом размножения нейтронов и поддерживать k ≅ 1. Подавляющее большинство вторичных нейтронов испускается или во время деления или практически мгновенно (t < 10–13 c) после него. Управлять реакцией, регулируя количество таких нейтронов, практически невозможно. Управление реакцией становится возможным благодаря наличию запаздывающих нейтронов, которые вылетают из ядер-осколков спустя некоторое время – от долей секунды до нескольких десятков секунд. Число запаздывающих нейтронов составляет от 0,2 до 0,7 % от числа вторичных нейтронов.

9.3. Ядерный реактор

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется управ-ляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. К настоящему времени из-вестно около 100 типов ядерных реакторов. В качестве основных призна-ков классификации реакторов можно выделить следующие:

• тип горючего; • тип ядерной реакции (реакторы на тепловых нейтронах, реакторы

на быстрых нейтронах); • материал замедлителя (вода, тяжелая вода, графит, литий или бер-

рилий);

94

• структура активной зоны (гетеро-, гомогенная); • теплоноситель (вода, газ, жидкий металл); • режим работы (непрерывные, импульсные); • назначение (для производства электроэнергии, исследовательские

и др.); • мощность; • поколение (I–IV). Реакторы I поколения – это первые реакторы мощностью менее

200 МВт, созданные в 1950-60 годы. Реакторы II поколения – это реакторы мощностью от нескольких сотен до 1500 МВт. Большинство эксплуати-руемых в мире реакторов принадлежат этому поколению. Срок службы реакторов II поколения – 20-30 лет.

Проекты реакторов III и III+ поколений имеют ряд улучшений (улучшения в производстве топлива, повышение коэффициента полезного действия, использование пассивных систем безопасности, стандартизиро-ванный проект для снижения эксплуатационных и капитальных затрат). Улучшенные проекты позволяют увеличить срок службы реактора до 50–60-ти лет. Первый реактор III поколения ABWR эксплуатируется в Японии с 1996 года. Несколько реакторов III и III+ поколения находятся на стадии строительства. Реакторы ВВЭР-1200, которыми будет оснащена Белорус-ская АЭС, принадлежат к III+ поколению.

Реакторы IV поколения существенно отличаются по своему проекту от реакторов I–III поколения значительно улучшенными характеристика-ми обеспечения безопасности и экономических показателей. Эти реакторы находятся на стадии разработки концепции, окончательного проекта пока не существует.

На рис. 9.2 схематически показано устройство гетерогенного тепло-вого реактора на тепловых нейтронах. Главной частью реактора является активная зона, в которой происходит цепная реакция деления. В активной зоне находится ядерное топливо и замедлитель. Таблетки топлива разме-щаются в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые конструктивно объединены в тепловыделяющую сборку (ТВС) 1. ТВЭЛ представляет со-бой герметичную трубу из циркониевого сплава длиной 3-4 м и диаметром 9-15 мм. Устройство ТВЭЛа показано на рис 9.3. Замедлителем 2 могут быть как отдельные блоки, например, графита, так вода (или газ), омы-вающая ТВСы.

Для управления реакцией служат регулирующие стержни 3, которые изготавливаются из материалов, сильно поглощающих нейтроны (кадмий, карбид бора). Чем глубже стержень опущен в зону, тем больше нейтронов он поглощает. Путем полного или частичного ввода стержней в активную зону изменяют коэффициент размножения нейтронов. Помимо регули-рующих, в реакторе имеются еще аварийные и компенсирующие стержни. При нормальной работе реактора аварийные стержни полностью выведе-ны из активной зоны. Они с максимальной скоростью полностью вводятся в активную зону в случае необходимости экстренного прекращения цеп-

95

ной реакции. Компенсирующие стержни в начале работы реактора полно-стью введены в активную зону. По мере накопления продуктов деления, поглощающих нейтроны, они постепенно выводятся из активной зоны. Переход компенсирующих стержней в крайнее верхнее положение свиде-тельствует о завершении кампании реактора. Регулирующие, компенси-рующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием и автома-тикой, которые обеспечивают их нормальное функционирование, образу-ют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Рис. 9.2. Схематическое устройство гетерогенного теплового реактора

1 – заглушка; 2 – таблетка топлива; 3 – оболочка; 4 – пружина; 5 – втулка; 6 – наконечник

Рис. 9.3. Устройство ТВЭЛа Для снижения вылета нейтронов за пределы активной зоны ее окру-

жают отражателем нейтронов 4. Работающий реактор является мощным источником ионизирующих излучений, поэтому за отражателем нейтро-нов располагают биологическую защиту 5, которая предохраняет персонал от облучения. Теплота, выделяющая в результате протекания цепной ре-акции, отводится потоком теплоносителя 6, который непрерывно прока-чивается через активную зону.

Состояние реактора принято характеризовать не коэффициентом размножения нейтронов k, а реактивностью ρ (относительным отклонени-ем k от единицы). Реактивность:

6

5

4

3

2

1

96

1kk−

ρ = .

Стационарному (критическому) состоянию реактора (k = 1) соответ-ствует ρ = 0. Отрицательная реактивность соответствует подкритическому состоянию реактора (k < 1), а положительная – надкритическому (k > 1).

Реактивность реактора зависит от ряда параметров: мощности реактора, температуры активной зоны, количества в ней теплоносителя и др. Эта зависимость характеризуются коэффициентом реактивности по тому или иному параметру. Температурный коэффициент реактивности:

( ) ( )2 1

2 1T

T TT T

ρ −ρα =

−,

где ρ(T1), ρ(T2) – реактивность реактора при температурах T1 и T2 соответ-ственно.

Зависимость реактивности от температуры (и других параметров) носит характер обратной связи, так как температура сама зависит от ин-тенсивности реакции, т. е. от реактивности. Работа реактора будет устой-чивой при отрицательном αT. Такой реактор является саморегулирующий-ся системой с отрицательной обратной связью: при повышении темпера-туры активной зоны вследствие увеличения мощности реакции реактив-ность падает, что в свою очередь ведет к уменьшению мощности к перво-начальному уровню без вмешательства СУЗ.

Иначе ведет себя реактор с положительным αT. Повышение темпера-туры вызывает рост реактивности, мощность реактора увеличивается, что в свою очередь ведет к повышению температуры (система с положитель-ной обратной связью). Для прекращения роста мощности в этом случае требуется вмешательство СУЗ.

Понятно, что реактор с отрицательной обратной связью гораздо удобнее в эксплуатации, поэтому при проектировании стремятся найти вариант, когда температурный (и другие) коэффициенты реактивности отрицательны. Однако это не всегда удается.

В процессе работы реактора состав активной зоны претерпевает су-щественные изменения: за счет деления ядер исходного топлива и радио-активных превращений осколков возникают новые нуклиды. Появление в активной зоне нуклидов, хорошо поглощающих нейтроны, называют от-равлением реактора. В результате отравления реактора его реактивность при резком падении мощности значительно снижается и восстанавливает-ся лишь через несколько десятков часов. Это явление получило название «йодная яма».

Механизм йодной ямы следующий. Одним из возможных осколков деления урана является изотоп теллура 135Te, который путем β–-распадов последовательно превращается в изотопы йода, ксенона, цезия:

97

1/2 1/2 1/2

135 135 135 13552 53 54 55, 30 с , 6,7 ч , 9,2 ч

e e sT T T− − −β = β = β =

→ → →T I X C .

Изотоп ксенон-135 является сильнейшим поглотителем тепловых нейтро-нов. В работающем с постоянной мощностью реакторе устанавливается равновесие между образованием ксенона и его исчезновением в результате выгорания при поглощении нейтронов и радиоактивного превращения в цезий-135. За счет больших потоков тепловых нейтронов равновесная концентрация ксенона мала. Но если мощность реактора резко падает, то интенсивность нейтронных потоков уменьшается, и выгорание ксенона замедляется, а накопившийся йод-135 продолжает превращаться в ксенон. В результате концентрация 135Xe растет, а реактивность реактора по при-чине ксенонового отравления падает. Падение реактивности прекратится только после того, как распадется заметная доля йода.

Попавший в йодную яму реактор перестает оперативно реагировать увеличением реактивности на вывод из активной зоны регулирующих стержней. Реактивность увеличится только после того, как ксенон выгорит.

9.4. Типовые ядерные энергетические установки СНГ В бывшем СССР наибольшее распространение получили ядерные

энергетические установки двух типов: ВВЭР и РБМК. Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) – это гетерогенный ре-

актор на тепловых нейтронах, в котором вода является одновременно теп-лоносителем и замедлителем нейтронов. В странах СНГ на АЭС работают 2 типа таких реакторов: ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Цифра указывает электри-ческую мощность блока в мегаватах. В настоящее время ведется строи-тельство нескольких АЭС с ВВЭР-1200. Два блока с ВВЭР-1200 будут уста-новлены на Белорусской АЭС.

Реактор ВВЭР-1000 представляет собой вертикальный толстостенный цилиндрический сосуд из низколегированной углеродистой стали с само-уплотняющейся цилиндрической крышкой, рассчитанный на давление до 18 МПа. Высота реактора 13,5 м, диаметр 4 м. Основные параметры реак-тора приведены в табл. 9.1.

Таблица 9.1 Основные параметры реактора ВВЭР-1000

Высота активной зоны 3,57 м Диаметр активной зоны 3,16 м Замедлитель вода Теплоноситель вода Давление воды в реакторе 15,7 МПа Температура воды на выходе из реактора 320 °С Масса топлива (UO2) 78 т Степень обогащения топлива 235U 4,5 % Тепловая мощность реактора 3000-3200 МВт Электрическая мощность блока 1000 МВт

98

Ядерным топливом служит диоксид урана (UO2), обогащенный 235U до 4,5 %. Таблетки топлива помещаются в ТВЭЛы из циркониевого сплава. ТВЭЛы объединяются в ТВСы, по 321 элементов в сборке. В активной зоне находится 163 тепловыделяющих сборки. Внешний вид ТВС и ее разрез показаны на рис. 9.4. Длительность кампании топлива (времени, в течение которого топливо находится в активной зоне) – 3 года, но для более рав-номерной работы реактора его ежегодно останавливают и меняют 1/3 часть ТВС.

Рис. 9.4. Внешний вид и разрез тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000

Реактор располагается в бетонной шахте. В этой же шахте вокруг

корпуса реактора размещены парогенератор и циркуляционные насосы, прокачивающие воду через активную зону реактора. Двойные стенки шах-ты образуют герметичную защитную оболочку реактора, так называемый контейнмент.

Тепловая схема ВВЭР является двухконтурной (рис. 9.5). Это означа-ет, что теплоноситель, и рабочее тело, вращающее турбину, движутся по самостоятельным контурам, общим оборудованием для которых является парогенератор 2. Контур теплоносителя называется первым, контур рабо-чего тела – вторым. Нагретая в реакторе 1 вода поступает в парогенератор 2, отдает свое тепло воде второго контура (рабочему телу) и главным цир-куляционным насосом 3 возвращается в реактор. Вода первого контура находится под повышенным давлением, так что, несмотря на высокую температуру, ее закипания не происходит.

Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в парогенераторе она превращается в пар. Пар, генерируемый в парогенера-торе, по паропроводам второго контура поступает на турбину 4, отдает часть своей энергии на ее вращение, после чего поступает в конденсатор 6. Конденсатор обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Кон-денсат питательным насосом 7 подается снова в парогенератор.

99

Рис. 9.5. Тепловая схема реактора ВВЭР

Электроэнергия вырабатывается генератором 5, который вращает турбина. Блок оснащен двумя турбинами и двумя генераторами мощно-стью 500 МВт каждый.

Корпус водо-водяного реактора эксплуатируется в жестких условиях, определяемых высоким давлением, температурой, потоками нейтронного и гамма-излучений, которые могут привести к изменению физико-химических свойств металла. Поэтому для изготовления корпуса исполь-зуется низколегированная углеродистая сталь и необходимо уникальное оборудование. В целях упрощения производства реакторов, уменьшения их стоимости и увеличения мощности АЭС в Советском Союзе был разра-ботан реактор РБМК – реактор большой мощности канальный.

РБМК – это гетерогенный реактор на тепловых нейтронах с кипящей водой, в котором замедлителем является графит. Отличительная особен-ность этого реактора – отсутствие прочного корпуса, окружающего актив-ную зону и выдерживающего давление теплоносителя.

Основные параметры РБМК-1000 приведены в табл. 9.2. Реактор раз-мещается в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6х21,6х25,5 м.

Таблица 9.2 Основные параметры реактора РБМК-1000

Высота активной зоны 7 м Диаметр активной зоны 11,8 м Замедлитель графит Теплоноситель кипящая вода Давление воды в канале реактора 8 МПа Температура воды на выходе из активной зоны 284 °С Масса топлива (UO2) 190 т Степень обогащения топлива 235U 2,4 % Тепловая мощность реактора 3200 МВт Электрическая мощность блока 1000 МВт

~ 4

7

1

2

5

3

6

100

Активная зона представляет собой цилиндр диаметром 11,8 м и вы-сотой 7 м, сложенный из графитовых блоков. Размер основания блока 25х25 см, высота 20, 30, 50 и 60 см. В центре каждого блока имеется сквоз-ное цилиндрическое отверстие диаметром 114 мм. В результате вся актив-ная зона пронизана вертикальными отверстиями, в которые вставлены трубчатые конструкции – каналы. Всего имеется 1872 таких канала. 1693 канала предназначены для кассет с ядерным топливом, а 179 для стержней СУЗ. Через эти же каналы прокачивается теплоноситель – вода.

Активная зона окружена отражателем, собранным из таких же гра-фитовых блоков. Общий диаметр графитовой кладки 13,8 м (толщина бо-кового отражателя 1 м), высота – 8 м (толщины торцевых отражателей по 0,5 м). Вся эта конструкция лежит на металлической плите и сверху на-крыта другой плитой (крышкой). В обе плиты герметично вварены труб-ные проходки для топливных каналов и каналов управления. Нижняя и верхняя плиты соединены между собой герметичным кожухом из листово-го проката. Кожух и плиты окружены биологической защитой. Внутрен-няя полость реактора заполнена прокачиваемой через кладку азотно-гелиевой смесью с небольшим избыточным давлением, благодаря чему обеспечивается нейтральная атмосфера для находящегося при высокой температуре графита, что предотвращает его выгорание.

Ядерным топливом для РБМК служит диоксид урана (UO2), обога-щенный 235U до 2,4 %. Таблетки топлива диаметром 11,5 мм помещаются в трубки из циркониевого сплава. Наружный диаметр ТВЭЛа 13,5 мм, длина 3,5м. Тепловыделяющая сборка собрана из 18 ТВЭЛов. Топливная кассета, загружаемая в канал, состоит из двух последовательно соединенных ТВС. Топливная кассета и ТВС показаны на рис. 9.6.

Рис 9.6. Топливная кассета и ТВС реактора РБМК

101

Рис. 9.7. Тепловая схема реактора РБМК Тепловая схема реактора является одноконтурной (рис. 9.7). В актив-

ной зоне происходит кипение теплоносителя, из реактора поступает паро-водяная смесь, которая делится на воду, возвращающуюся в реактор, и пар, который идет непосредственно на турбину.

Вода главными циркуляционными насосами ГЦН 3 по индивидуаль-ным трубопроводам подается к каналам реактора 1. Проходя через каналы, вода омывает ТВЭЛы, нагревается и вскипает. Образовавшаяся пароводя-ная смесь через индивидуальные трубопроводы пароводяных коммуника-ций поступает в барабан-сепараторы 2, где под действием силы тяжести разделяется на пар и воду (вода – в низу, пар в верхней части). Барабан-сепаратор представляет собой стальной горизонтально расположенный цилиндр длиной 30 м и внутренним диаметром 2,6 м. Всего сепараторов 4. Отсепарированный пар по паропроводам подается на турбину 4, которая вращает генератор 5. Блок оснащен двумя турбинами и двумя генератора-ми мощностью 500 МВт каждый. После прохождения через турбины пар остывает и конденсируется в воду в конденсаторе 6, вода питательными насосами 7 снова подается в барабан-сепаратор, где смешивается с горячей водой из каналов и поступает на вход ГЦН. Контур, по которому циркули-рует теплоноситель, замыкается. Главных циркуляционных насосов всего 8. Шесть из них находятся в работе, а 2 составляют резерв.

Всего в СССР было сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Реакторы РБМК установлены на Ленинградской (4), Курской (4), Смолен-ской (3), Игналинской (2), Чернобыльской (4) АЭС. Две последние стан-ции к настоящему времени остановлены. К основным достоинствам ка-нальных реакторов относили отсутствие трудоемкого и дорогостоящего корпуса, возможность наращивания мощности путем добавления новых графитовых блоков без изменения конструкций других узлов, а также воз-можность замены без остановки реактора отработавших топливных кассет на новые.

~ 4

7

1

5

3

6

2

102

Наряду с достоинствами у реакторов РБМК имеются недостатки. Эти реакторы имеют положительные коэффициенты реактивности по количе-ству пара в активной зоне, температуре и плотности теплоносителя и об-ладают, в сравнении с корпусными реакторами, меньшим количеством «барьеров», предотвращающих выход радионуклидов во внешнюю среду.

Можно выделить 3 «барьера», препятствующие попаданию радиоак-тивных веществ во внешнюю среду. Первый – это циркониевая оболочка ТВЭЛа. Второй барьер – корпус реактора вместе с замкнутым реакторным контуром. Третий – контейнмент – герметичная защитная оболочка реак-тора и основного оборудования первого контура. У ВВЭР существуют все три барьера, а у РБМК фактически есть только первый. Прочный корпус у РБМК отсутствует, из-за одноконтурной схемы реакторный контур ра-зомкнут, а создание герметичных защитных оболочек по условиям разме-щения основного оборудования конструктивно практически невозможно и экономически нецелесообразно.

103

10. Катастрофа на Чернобыльской АЭС 10.1. Схематическое устройство ЧАЭС

В ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. на четвертом энергоблоке Черно-быльской АЭС (ЧАЭС) произошла крупнейшая в истории человечества техногенная катастрофа, которая привела к человеческим жертвам, тяже-лым экологическим, экономическим, медицинским и социальным послед-ствиям. Строительство ЧАЭС было начато в 1970 г. В качестве базового для ЧАЭС был принят энергоблок с реактором РБМК-1000. Проектом предусматривалась установка на станции шести энергоблоков.

Первый энергоблок ЧАЭС был введен в действие в сентябре 1977 г., второй – в январе 1979 г., третий и четвертый дали ток в декабре 1981 г. и 1983 г. соответственно. К 1986 г. на станции работало 4 энергоблока, а 2 строилось. Третий и четвертый энергоблоки были построены так назы-ваемым дубль-блоком. Это означает, что реакторы двух энергоблоков на-ходятся по существу в одном здании (в отличие от первого и второго, в которых каждый реактор находится в отдельном здании). Энергоблоки примыкают к общему машинному залу, в котором находятся паровые тур-бины и генераторы. Расположение энергоблоков и машинного зала пока-зано на рис. 10.1.

Рис. 10.1. Расположение энергоблоков и машинного зала ЧАЭС

10.2. Причины и развитие аварии

На пятницу 25 апреля 1986 г. намечалась плановая остановка четвер-того энергоблока ЧАЭС для проведения ремонтных работ. В ходе этой

104

остановки было решено провести так называемый электротехнический эксперимент, цель которого – проверить возможности использования ме-ханической энергии ротора отключенного по пару турбогенератора для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания. Идея эксперимента заключается в следующем.

Энергоблок является не только источником электроэнергии, но и ее потребителем. При работающем реакторе часть электрической мощности генераторов отбирается на его собственные нужды. Даже после остановки реактора (профилактические работы, аварийная остановка) через актив-ную зону необходимо непрерывно прокачивать воду для того, чтобы не перегрелись ТВЭЛы. Если реактор остановлен, то его электропитание осу-ществляется от соседних блоков или внешней электросети. На крайний аварийный случай предусмотрено питание от резервных дизель-генераторов (у РБМК 2 дизель-генератора). Однако на их запуск требуется определенное время, в самом лучшем случае они смогут начать выдавать электроэнергию не раньше, чем через одну-две минуты. Возникает вопрос: чем питать насосы, пока дизель-генераторы не выйдут на режим? Вра-щающийся по инерции ротор турбогенератора обладаем большим запасом кинетической энергии. Эксперимент должен был выяснить – сколько вре-мени с момента прекращении подачи пара на турбину, она, вращаясь по инерции (в режиме выбега), будет вырабатывать ток, достаточный для аварийного питания основных систем реактора, важных для безопасности в условиях полного обесточивания станции.

Рабочая программа испытаний предусматривала: ⇒ при снижении тепловой мощности реактора до 1600 МВт (далее

везде указана тепловая мощность) отключить один турбогенератор, пита-ние блока полностью перевести от второго турбогенератора;

⇒ при падении мощности до 700–1000 Мвт прекратить подачу пара на второй генератор (начать его выбег);

⇒ имитировать электрическую цепь насосов системы аварийного охлаждения реактора (САОР) подключением к турбогенератору четырех ГЦН;

⇒ после остановки турбогенератора для надежного охлаждения ак-тивной зоны подключить к блоку еще четыре ГЦНа, которые запитаны от внешней электросети;

⇒ для исключения возможного срабатывания заблокировать САОР. Как показал впоследствии анализ этой программы специалиста-

ми, она была составлена непродуманно, с пренебрежением мер безопасно-сти. Испытания считали чисто электротехническими, не влияющими на безопасность реактора. Две главных ошибки программы следующие. Во-первых, отключение САОР было совершенно необязательно. САОР явля-ется защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделения посредством своевременной подачи требуемого количества воды в каналы реактора при авариях, сопровож-дающихся нарушениями охлаждения активной зоны. Ее отключение озна-

105

чало, что в течение всего периода испытаний (~ 4 часа) безопасность реак-тора окажется существенно сниженной, что не допускалось технологиче-ским регламентом работы. Во-вторых, электрическую цепь насосов САОР можно было имитировать чем угодно, но только не ГЦНами. Эти насосы прокачивают воду чрез активную зону реактора, и изменение режима их работы оказывает непосредственное воздействие на работу реактора. Под-ключение циркуляционных насосов к «выбегающему» генератору напря-мую связало, казалось бы, «электротехнический эксперимент» с ядерными процессами в реакторе. Но мало того: при проведении эксперимента пер-сонал допустил отклонения и от этой, не очень продуманной программы.

25 апреля в 1 час ночи персонал приступил к снижению мощности реактора, работавшего до этого на номинальных параметрах. К 13 часам его мощность была снижена до 1600 МВт, и в 13 ч 05 мин отключен один турбогенератор. Электропитание собственных нужд реактора (четыре ГЦН, два питательных электронасоса и др.) было переведено на второй генератор. В 14 ч 00 мин в соответствии с программой испытаний была отключена САОР. Однако по требованию диспетчера энергосистемы вы-вод блока из работы был задержан. В нарушение регламента эксплуатация блока все остальное время продолжалась с отключенной САОР.

Ночью потребление электроэнергии снижается, и диспетчер снимает запрет на остановку блока. В 23 ч 10 мин снижение мощности было про-должено. Однако оператор не смог удержать мощность реактора на запла-нированной отметке 700–1000 Мвт, и она упала ниже 30 МВт. Реактор по-пал в «йодную яму», началось его ксеноновое отравление. Технологиче-ский регламент предписывает в такой ситуации останавливать реактор, но персонал начинает подымать мощность (надо провести эксперимент).

К 1 часу ночи 26 апреля 1986 г. удалось стабилизировать мощность на уровне 200 МВт. Из-за ксенонового отравления реактора почти все стерж-ни автоматического и ручного регулирования выведены из активной зоны. В связи с тем, что «отравление» реактора продолжалось, дальнейший подъем мощности до запланированной отметки был затруднен. Однако принимается решение продолжить эксперимент.

В 1 ч 03 мин к шести работавшим ГЦН дополнительно подключается седьмой, а в 1 ч 07 мин – восьмой насос. Суммарный расход теплоносителя через активную зону увеличивается и существенно превышает регламент-ное значение. Увеличение расхода воды через реактор привело к уменьше-нию парообразования в каналах, падению давления пара и снижению уровня воды в барабанах-сепараторах. Операторы пытались вручную под-держивать основные параметры реактора – давление пара и уровень воды в барабанах-сепараторах, однако в полной мере сделать этого не удалось.

1 ч 19 мин. Для подъема уровня воды в барабанах-сепараторах опера-тор увеличивает подачу в них питательной воды (конденсата). Одновре-менно, чтобы избежать остановки реактора, персонал заблокировал сигна-лы аварийной защиты по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах. В активной зоне осталось 6–8 стержней (по требованиям тех-

106

нологического регламента минимальный запас реактивности* должен был составлять не менее 15 стержней). Примерно в 1 ч 22 мин оператор уменьшает подачу воды в активную зону, что приводит к увеличению ко-личества пара в каналах. Уровень воды в сепараторах стабилизировался. Тепловая мощность реактора медленно начала расти. Персонал предполо-жил, что работу реактора удалось стабилизировать, и было решено непо-средственно начать эксперимент.

1 ч 23 мин 04 с отключена подача пара на второй турбогенератор. ГЦНы, питающиеся от «выбегающего» генератора, начинают сбавлять обороты. Поток воды в каналах уменьшается, охлаждение зоны делается все слабее.

На дальнейшем развитии событий сказались две конструктивные осо-бенности РБМК. Первая связана с тем, что реактор имеет положительный коэффициент реактивности по паросодержанию (увеличение количества пара в каналах реактора приводит к росту его реактивности). Вторая осо-бенность состоит в том, что реактор хорошо откликается на перемещение регулирующих стержней только тогда, когда их концы находятся близко к центру активной зоны. Следовательно, при полностью поднятых стержнях заглушить реакцию быстро не удастся, так как высота активной зоны – 7 м, а скорость введения стержней – 40 см/с. Поэтому так важно что бы в зоне оставалось достаточное количество полуопущенных стержней.

1 ч 23 мин 30 с. Кипение усилилось, количество пара в активной зоне возросло. Реактивность и мощность реактора стали постепенно повышать-ся. Стержни автоматического регулирования пошли вниз, но стабилизи-ровать реакцию не успели.

1 ч 23 мин 40 с. Начальник смены дал команду нажать кнопку макси-мальной аварийной защиты АЗ-5 по сигналу от которой в активную зону вводятся все стержни-поглотители. Здесь сказалась еще одна особенность РБМК. Дело в том, что на расстоянии 1,5 м под каждым стержнем подве-шен «вытеснитель» – заполненный графитом алюминиевый цилиндр дли-ной 4,5 м. Его назначение – сделать реакцию более чувствительной к дви-жению конца стержня (когда поглощающий стержень, опускаясь, сменяет графитовый «вытеснитель», контраст оказывается больше, чем при появ-лении стержня на месте воды, также способной в определенной мере по-глощать нейтроны). У стержней, до предела поднятых вверх, нижние кон-цы «вытеснителей» располагаются на 1,25 м выше нижней границы актив-ной зоны. В этой самой нижней части каналов находилась вода, еще почти не содержащая пара. Когда по команде АЗ-5 все стержни двинулись вниз, их концы были еще далеко вверху, а концы «вытеснителей» уже дошли до низа активной зоны и вытеснили из каналов находившуюся там воду. Произошел резкий скачок парообразования. Давление пара в реакторе резко возросло и это давление не позволило стержням упасть вниз. Они зависли, пройдя всего 2–3 м. Оператор обесточил муфты сервоприводов, ____________

* Запас реактивности – количество регулирующих стержней, полностью погруженных в активную зону.

107

чтобы стержни упали в активную зону под действием силы тяжести, но они уже не двигались. Началось лавинообразное нарастание мощности, обусловленное положительным коэффициентом реактивности по пару и выгоранием ксенона.

1 ч 23 мин 43 с. Общий коэффициент реактивности по мощности стал положительным. Начался саморазгон реактора. Мощность достигла 530 МВт и продолжает катастрофически расти: коэффициент размноже-ния на мгновенных нейтронах превысил единицу.

1 ч 23 мин 48 с. Мощность цепной реакции в 100 раз превысила но-минальную и продолжала нарастать. ТВЭЛы раскалились, частицы топли-ва, разорвав циркониевые оболочки, разлетелись и попали в воду и гра-фит, давление пара в каналах многократно возрастает. Происходит первый взрыв, часть каналов разрушается. По своей природе это паровой взрыв. Вода начала поступать не только к ТВЭЛам но и к графитовым блокам. Начались химические реакции воды и пара с нагретым цирконием (в ре-зультате пароциркониевой реакции происходит радиолиз воды) и графи-том, образовалась смесь газов, содержащая водород и оксид углерода. Из-за бурного выделения газов давление вновь возросло. Накрывавшая зону 1000-тонная металлическая крышка приподнимается. В активную зону устремляется воздух.

1 ч 23 мин 49 с. Раздается второй взрыв (по другой версии – серия взрывов). Причиной его, как считают, стало образование смесей водорода и окиси углерода с кислородом воздуха. Разрушились шахта реактора, пе-рекрытие реакторного зала, около четверти графита и часть топлива были выброшены наружу. Цепная реакция в активной зоне прекратилась.

10.3. Непосредственные последствия аварии.

Состояние остановленного реактора

Выброшенные в результате взрыва горячие обломки упали на крышу машинного зала и в другие места, образовав более 30 очагов пожара в ре-акторном отделении и машинном зале. Произошло возгорание битумной крыши машинного зала. В 1 ч 24 мин на пульт дежурного военизирован-ной пожарной части (ВПЧ-2) по охране ЧАЭС поступил сигнал о возгора-нии. К станции выехал дежурный караул во главе с лейтенантом внутрен-ней службы В.П. Правиком. Приняв руководство тушением пожара на себя, он передал по рации сообщение на пульт дежурного самостоятельной военизированной пожарной части (СВПЧ-6) по охране г. Припять о по-мощи. Из этой части прибыл дежурный караул, возглавляемый лейтенан-том внутренней службы В.Н. Кибенком. Затем на станцию прибыл началь-ник ВПЧ-2 майор внутренней службы Л.П. Телятников, который взял на себя руководство тушением пожара. По цепочке было передано сообщение о возгорании высокого номера сложности, по которому к станции должны прибыть пожарные подразделения Киевской и близлежащих областей.

После прибытия первого караула началось тушение пожара на крыше машинного зала и в реакторном зале. Важно было не дать перекинуться

108

пожару на третий энергоблок и распространиться по крыше машинного зала. Самоотверженные и успешные действия пожарных, первыми всту-пившими в схватку с огнем и радиационной опасностью, позволили в ко-роткое время ликвидировать очаги пожара, не допустить его развития по крыше машинного зала и переходам между четвертым и третьим энерго-блоками. К 4 часам утра пожар был локализован на крыше машинного зала, а к 5 часам утра потушен. Продолжал гореть только графит в разру-шенной активной зоне.

Ценой своей жизни и здоровья пожарные сумели предотвратить еще бо-лее тяжелые последствия произошедшей аварии. Из средств защиты у пожар-ных была только боёвка, каска и рукавицы. Примерно к 2 часам ночи появи-лись первые пораженные радиацией. У них стала проявляться слабость, рвота, «ядерный загар», а после снятия рукавиц снималась и кожа с рук.

Непосредственно во время взрыва на четвертом энергоблоке погиб только один человек, еще один скончался утром от полученных травм. У 134 человек – из числа сотрудников ЧАЭС, находившихся на станции во время взрыва, и первых ликвидаторов аварии – была диагностирована лучевая болезнь. 28 из них умерли в течение следующих четырех месяцев, еще 19 умерли от разных причин на протяжении 1987-2004 годов.

В первые часы после взрывов руководство станции придерживалось мнения, что реактор остался цел. Поэтому было принято ошибочное ре-шение подавать воду в активную зону. Это оказалось бесполезным, так как подводящие коммуникации были оторваны взрывом, а сама активная зона разрушена, и подаваемая вода скапливалась в подреакторном пространст-ве. Только днем 26 апреля пришло осознание, что реактора, как такового нет. Вид разрушенного четвертого энергоблока показан на рис. 10.2.

Чтобы потушить горящий графит в активной зоне, сразу после ава-рии в активную зону реактора пожарными закачивалась вода. После 10 часов безрезультатных попыток погасить реактор таким способом, было принято решение действовать по-другому.

С 27-го апреля по 5-е мая реактор забрасывали с воздуха твердыми материалами. За это время 30 участвовавших в операции вертолетов сбро-сили на горящий реактор среди прочих материалов 2400 т свинца и1800 т песка и глины. Это должно было потушить пожар и прекратить выброс радиоактивных веществ из реактора. Однако сброшенные материалы ухудшили естественный отвод теплоты из активной зоны, и температура в реакторе начала снова расти. Соответственно увеличилось и количество выбрасываемых радионуклидов. Во время последней фазы тушения реак-тор охлаждали жидким азотом. К 6 мая реактор удалось заглушить.

В результате аварии из разрушенного реактора в атмосферу было вы-брошено от 5 до 30 % ядерного топлива, большое количество продуктов деления и наведенной активности. По оценкам экспертов суммарная ак-тивность выброса составляет до 1,4·1019 Бк (не менее 3,8·109 Ки). Непосред-ственно взрывом было выброшено около четверти этой активности, ос-тальное выделялось почти 10 суток, пока реактор не был заглушен.

109

Рис. 10.2. Разрушенный четвертый энергоблок Частицы топлива в основном разбросаны в ближней зоне вокруг

ЧАЭС. Наиболее мощная струя газообразных и аэрозольных радиоактив-ных продуктов наблюдалась в течение первых двух-трех суток после взры-ва. В соответствии с метеорологической обстановкой эта струя распро-странилась в северо-западном, северном и северо-восточном направлени-ях (т. е. на Беларусь). 26 апреля мощность экспозиционной дозы в районе станции составляла: в г. Припять – 1–2 Р/ч, на развале энергоблока – 1000 Р/ч, на развале реактора – 3000 Р/ч.

Радиоизотопный состав выброса примерно соответствует составу, накопленному в ТВЭЛах за кампанию работы реактора, и отличается от него повышенным содержанием летучих и легкоплавких продуктов деле-ния. Считается, что были выброшены практически все инертные газы (133Xe, 85Kr), значительная часть изотопов йода, теллура и цезия. Данные о радиоизотопном составе чернобыльского выброса приведены в табл. 10.1.

В начальный период после аварии основной вклад в суммарную ак-тивность вносили сравнительно короткоживущие изотопы: 133Xe, 85Kr, 131I,

110

132Те. Реконструированная на 10 мая 1986 г. карта загрязнения Беларуси йодом приведена на рис. 10.3. В настоящее время наибольшую радиацион-ную опасность представляют долгоживущие изотопы: 137Cs, 90Sr, изотопы плутония и радионуклиды, входящие в состав «горячих частиц»*. Осколки топлива и «горячие частицы» выпали, в основном, в южной части Гомель-ской области, недалеко от ЧАЭС (в 30-ти километровой зоне). Большая часть стронция также сосредоточена на юге Гомельской области. Легко-плавкий и более летучий цезий был отнесен на большие расстояния.

Внутри разрушенного реактора осталось от 70 до 95 % топлива от первоначальной загрузки в 190 т, не считая продуктов деления и материа-лов, обладающих наведенной активностью. Кроме того, часть содержимо-го реактора расплавилась и переместилась через разломы внизу плиты реактора за его пределы. Поэтому в середине мая 1986 г. Правительствен-ная комиссия приняла решение о долговременной консервации четверто-го энергоблока с целью предотвращения выхода радионуклидов в окру-жающую среду и уменьшения воздействия ионизирующего излучения на площадке станции. Министерству среднего машиностроения СССР были поручены «работы по захоронению 4-го энергоблока ЧАЭС и относящихся к нему сооружений». Строящийся объект получил официальное название «Укрытие 4-го блока ЧАЭС», всему миру он известен как «саркофаг». В процессе строительства «саркофага» было уложено свыше 400000 м³ бето-на и смонтированы 7000 т металлоконструкций. «Саркофаг» был сдан в эксплуатацию в ноябре 1986 г. Полностью объект, представляющий собой железобетонное сооружение высотой в 20-этажный дом (рис. 10.4), был завершен в 1988 г.

Таблица 10.1

Основные радионуклиды чернобыльского выброса

Радионуклид Распространилось

в окружающую среду Период полураспада ×1016 Бк г

Криптон-85 3,3 0,26 10,72 часа Ксенон-133 170 246 5,25 дня Иод-131 65 142 8 дней Теллур-132 11 9,8 3,3 дня Цезий-137 8.7 27000 30 лет Цезий-134 4,7 980 2 года Стронций-89 20 186 50,5 дня Стронций-90 2 4000 29 лет

____________ * «Горячие частицы» – мелкие (размером до 100 мкм) пылевидные частицы с высокой

удельной активностью, обусловленной ядерным топливом и плутонием.

111

Продолжение табл. 10.1

Радионуклид Распространилось

в окружающую среду Период полураспада ×1016 Бк г

Цирконий-95 35 440 64 дня Рутений-103 33 275 39 дней Рутений-106 17 1370 368 дней Барий-140 43,5 160 12,7 дня Церий-144 25,5 2160 284 дня Плутоний-238 0,008 125 88 лет Плутоний-239 0,006 26400 24390 лет Плутоний-240 0,008 9470 6537 лет Плутоний-241 1.4 3665 14,4 года

Рис. 10.3. Карта загрязнения Беларуси йодом-131 10 мая 1986г.

112

Рис. 10.4. Укрытие 4-го блока («саркофаг») Основное назначение «саркофага» – предотвращение выхода радио-

активных веществ из разрушенного реактора в окружающую среду и за-щита прилегающих территорий от излучения. Помимо этого «саркофаг» выполняет роль контрольно-измерительной системы, способной с помо-щью приборов оценивать ряд физических параметров в контрольных точ-ках объекта: температуру, тепловые и нейтронные потоки, мощность экс-позиционной дозы, величину вибраций. Анализ получаемой информации позволяет расценивать нынешнее состояние разрушенного реактора как безопасное.

После проведения дезактивационных мероприятий и выполнения работ по модернизации систем станции, направленных на повышение ее безопасности, в октябре-декабре 1986 г были последовательно запущены в эксплуатацию первый, второй и третий энергоблоки. Строительство пято-го и шестого блоков было прекращено.

Осенью 1993 г. после пожара второй энергоблок был остановлен. В ночь с 30 ноября на первое декабря 1996 г. в соответствии с Меморанду-мом, подписанным в 1995 г. между Украиной и государствами «большой семерки» остановлен первый энергоблок. В марте 2000 г. правительство Украины приняло постановление о закрытии ЧАЭС. Чернобыльская АЭС,

113

а точнее, последний работающий третий энергоблок, была остановлена 15 декабря 2000 г. в 13 ч 17 мин. Согласно программе вывода из эксплуатации Чернобыльской АЭС, утвержденной Верховной Радой Украины, ЧАЭС будет полностью ликвидирована к 2065 г.

Спустя некоторое время после завершения строительства «саркофа-га» в связи с постепенным разрушением его конструкции стала очевидна необходимость возведения нового защитного купола. В сентябре 2007 г. в Киеве был подписан контракт между государственным специализирован-ным предприятием «Чернобыльская АЭС» и французской компанией «Novarka» на строительство нового безопасного укрытия. Одновременно подписан контракт с американской компанией «Holtec» на строительство хранилища отработанного топлива для первого, второго и третьего энер-гоблоков станции и на завершение строительства завода по переработке твердых радиоактивных отходов. Однако денег на строительство нового укрытия не хватало, и оно началось лишь в 2012 г.

Новый объект «укрытие» представляет собой полукруглую железобе-тонную конструкцию арочной формы шириной 257 м, высотой 108 м и длиной 162 м. Весить конструкция будет порядка 25000 т. «Укрытие» со-бирают на отдельной площадке, которую предусмотрительно расчистили и залили бетоном. По плану, после сборки арку по рельсам «надвинут» на старый саркофаг. Несмотря на баснословную стоимость и изначальные задержки в реализации проекта новый объект «укрытие» обещают постро-ить до конца 2015 г. В течение 100 лет он должен обеспечить защиту окру-жающей среды от выхода радионуклидов из разрушенного реактора, а также создать условия для преобразования объекта в экологически безо-пасную систему.

114

11. Последствия катастрофы на ЧАЭС для Республики Беларусь

11.1. Картина радиоизотопных загрязнений в Республике Беларусь

До катастрофы на Чернобыльской АЭС уровень мощности экспозиционной дозы на территории Беларуси находился в диапазоне от 2 до 12 мкР/ч. Минимальные значения радиационного фона отмечались в районе г. Мозыря, максимальные – в северных районах республики, где имеются осадочные породы, обогащенные ураном. Загрязнение территории республики цезием-137, выпавшем в результате воздушных ядерных испытаний, составляло 2–4 кБк/м2.

Перенос воздушных масс в районе Чернобыльской АЭС с 26 по 29 апреля 1986 г. происходил в западном, северо-западном, северном и северо-восточном направлениях. Метеорологические условия распространения воздушных масс с 26 по 29 апреля практически определили картину радиоактивного загрязнения к северо-западу, северу и северо-востоку от ЧАЭС. Ряд территорий, как вблизи Чернобыльской АЭС, так и значительно удаленных от нее, оказался загрязненным радионуклидами. Более летучие элементы, наработанные в реакторе к моменту аварии (изотопы йода, теллура и цезия), рассеивались на сотни тысяч километров. Причиной образования пятен радиоактивного загрязнения на больших расстояниях от ЧАЭС, как правило, являлись осадки, выпавшие над этими территориями в момент прохождения радиоактивного облака.

В силу метеорологических условий значительная часть выброшенных радионуклидов оказалась на территории Беларуси. Анализ радиоактивного загрязнения территории Европы цезием-137 показывает, что около 35 % чернобыльских выпадений этого радионуклида на европейском континенте находится на территории Беларуси (по ряду других оценок эта доля составляет около 70 %). Загрязнение территории Беларуси цезием-137 с плотностью свыше 37 кБк/м2 (1 Ки/км2) составило 46,5 тыс. км2 или 23 % от всей площади республики. Для Украины этот показатель составил 28 тыс. км2 или 5 %, России – 35,5 тыс. км2 (0,6 %).

В первый период после катастрофы значительное повышение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения регистрировалось практически на всей территории Беларуси. Основным фактором радиационной опасности в это время выступал йод-131. Благодаря своей летучести он распространился на значительные территории (рис. 10.3).

Наибольшие уровни выпадения йода-131 имели место в ближней зоне ЧАЭС, в Брагинском, Хойникском, Наровлянском районах Гомельской области, где его содержание в почвах составляло 37000 кБк/м2 (1000 Ки/км2) и более. Значительному загрязнению подверглись также юго-западные регионы – Ельский, Лельчицкий, Житковичский, Петриковский районы Гомельской области, а также Пинский, Лунинецкий, Столинский районы Брестской

115

области. Высокие уровни загрязнения имели место и на севере Гомельской и Могилевской областей. В течение первых месяцев после катастрофы йод-131 полностью распался. Однако загрязнение территории этим изотопом обусловило большие дозы облучения щитовидной железы («йодный удар»), что привело в последующем к значительному увеличению ее патологии, особенно у детей.

В настоящее время основным загрязнителем территории республики является цезий-137 (Т1/2 = 30 лет). Этот легкоплавкий и летучий радионуклид распространился на большие расстояния.

После катастрофы на ЧАЭС на 136,5 тыс. км2 (66 %) территории Беларуси уровни загрязнения почвы 137Cs превышали 10 кБк/м2 (0,3 Ки/км2). Загрязнение носит весьма неравномерный, «пятнистый» характер. Анализ карты радиоактивного загрязнения цезием-137 территории Беларуси (рис. 11.1) позволяет выделить несколько основных пятен. Прежде всего, это ближняя зона Чернобыльской АЭС, куда входит и 30-ти километровая зона вокруг самой станции. Уровни загрязнения почвы цезием-137 этой территории чрезвычайно высоки, максимальные значения в отдельных точках превышали 37000 кБк/м2 (1000 Ки/км2). В то же время значения загрязнения в некоторых точках не превышают 185 кБк/м2 (5 Ки/км2).

Рис. 11.1. Карта загрязнения Беларуси цезием-137

116

Часть загрязнения именуется как северо-западный след (второе пятно). К нему относятся южная и юго-западная часть Гомельской области, центральные части Брестской, Гродненской и Минской областей. Уровни загрязнения в этом следе существенно ниже, чем в ближней зоне ЧАЭС. Третье пятно находится на севере Гомельской и центральной части Могилевской областей.

Неравномерность загрязнения может наблюдаться даже в пределах одного населенного пункта. Так, в населенном пункте Колыбань Брагинского района Гомельской области уровни загрязнения почвы цезием-137 колеблются от 170 кБк/м2 (4,6 Ки/км2) до 2400 кБк/м2 (65 Ки/км2).

Максимальный уровень загрязнения почвы цезием-137 в ближней зоне ЧАЭС обнаружен в населенном пункте Крюки Брагинского района – 59200 кБк/м2 (1600 Ки/км2), а в дальней зоне (локальное пятно на расстоянии 250 км от ЧАЭС) – в населенном пункте Чудяны Чериковского района Могилевской области – 59000 кБк/м2 (1595 Ки/км2).

Наиболее загрязненной оказалась Гомельская область. В этой области загрязнения почвы цезием-137 с уровнем поверхностной активности от 37 кБк/м2 (1 Ки/км2) были обнаружены во всех районах, кроме Октябрьского. В Могилевской области такие загрязнения были выявлены в 14 районах. В Брестской области на территории шести районов (Лунинецкий, Столинский, Пинский, Дрогиченский Березовский, Барановичский) были обнаружены загрязнения почвы цезием-137 более 37 кБк/м2. В основном уровни загрязнения здесь колеблются в пределах 37–185 кБк/м2 (1–5 Ки/км2) и лишь в отдельных точках достигают уровня 400 кБк/м2 (10 Ки/км2). Максимальный уровень зарегистрирован в Лунинецком районе (дер. Барсуково).

В отдельных населенных пунктах Гродненской (Лидский, Ивьевский, Новогрудский, Дятловский, Кареличский, Сморгонский районы), Минской (Воложинский, Солигорский¸ Борисовский, Березинский, Логойский, Молодечинский, Крупский, Столбцовский, Слуцкий, Вилейский районы) и в 4-х населенных пунктах Витебской области (Толочинский район) были выявлены загрязнения с содержанием цезия-137 более 37 кБк/м2. Наибольшие уровни загрязнения в Минской области зарегистрированы на территории Воложинского района (Першайский сельский совет дер. Тихоновщина).

Загрязнение территории республики стронцием-90 носит более

локальный, по сравнению с цезием-137, характер. Уровни загрязнения почвы этим радионуклидом выше 5,5 кБк/м2 (0,15 Ки/км2) были обнаружены на площади 21,1 тыс. км2 (10 % от территории республики) преимущественно в Гомельской и Могилевской областях (незначительные площади в Брестской области). Максимальные уровни стронция-90 обнаружены в пределах 30-ти километровой зоны ЧАЭС и достигали величины 1800 кБк/м2 (48,6 Ки/км2) в Хойникском районе Гомельской

117

области. Наиболее высокая активность стронция-90 в почве в дальней зоне обнаружена на расстоянии 250 км – в Чериковском районе Могилевской области и составила 29 кБк/м2 (0,78 Ки/км2), а также в северной части Гомельской области, в Ветковском районе – 137 кБк/м2 (3,7 Ки/км2).

Загрязнение почвы изотопами плутония-238,-239,-240 с плотностью более 0,37 кБк/м2 (0,01 Ки/км2) охватывает около 4,0 тыс. км2, или почти 2 % площади республики. Эти территории преимущественно находятся в Гомельской области (Брагинский, Наровлянский, Хойникский, Речицкий, Добрушский и Лоевский районы) и Чериковском районе Могилевской области. Загрязнение изотопами плутония с высокой плотностью характерно для 30-ти километровой зоны ЧАЭС. Наиболее высокие уровни наблюдаются в Хойникском районе – более 111 кБк/м2 (4100 Ки/км2).

Процессы радиоактивного распада радионуклидов цезия-137 и стронция-90 за 25 лет, прошедших после чернобыльской катастрофы, внесли коррективы в структуру их распределения. За этот период уровни и площади загрязнения сократились. Площадь территории, загрязненной цезием-137 с плотностью от 37 кБк/м2, уменьшилась до 30,1 тыс. км2 (до 14,5 %), или в 1,6 раза. По загрязнению стронцием-90 с плотностью выше 5,5 кБк/м2 этот показатель снизился до 11,8 тыс. км2 (до 5,6 %), или в 1,8 раза.

Из общей площади, загрязненной цезием-137, территория в 20,86 тыс. км2 (69 %) имеет плотность загрязнения 37–185 кБк/м2 (1–5 Ки/км2), 6,60 тыс. км2 (22 %) – 185–555 кБк/м2 (5-15 Ки/км2) и 2,64 тыс. км2 – выше 555 кБк/м2 (15 Ки/км2). Загрязнение территории Республики Беларусь цезием-137 на январь 2010 г. показано в табл. 11.1.

Таблица 11.1

Загрязнение территории Республики Беларусь 137Cs на январь 2010 г.

Область

Всего загрязнено В том числе с уровнем (Ки/км2), тыс. км2

тыс. км2 % от

общей площади

1–5 5–15 15–40 > 40

Гомельская 18,33 45,4 11,7 4,72 1,54 0,37 Могилевская 7,88 27,1 5,35 1,8 0,68 0,05 Брестская 2,37 7,2 2,3 0,07 – – Минская 0,90 2,3 0,9 < 0,01 – – Гродненская 0,61 2,41 0,6 < 0,01 – – Витебская 0,01 0,03 0,01 – – – Беларусь 30,10 14,5 20,86 6,60 2,22 0,42

В настоящее время к наиболее загрязненным вследствие катастрофы

на Чернобыльской АЭС относится 21 район: 13 районов Гомельской области (Брагинский, Буда-Кошелевский, Ветковский, Добрушский, Ельский, Житковичский, Калинковичский, Кормянский, Лельчицкий,

118

Лоевский, Наровлянский, Хойникский, Чечерский), 5 районов Могилевской области (Быховский, Костюковичский, Краснопольский, Славгородский, Чериковский) и 3 района Брестской области (Лунинецкий, Пинский, Столинский). К загрязненным относятся еще 32 района: 7 районов Гомельской области (Гомельский, Жлобинский, Мозырьский, Петриковский, Рогачевский, Речицкий, Светлогорский), 9 районов Могилевской области (Белыничский, Бобруйский, Кировский, Климовичский, Кличевский, Кричевский, Могилевский, Мстиславский, Чаусский), 1 район Брестской области (Дрогиченский), 10 районов Минской области (Воложинский, Солигорский¸ Борисовский, Березинский, Логойский, Молодечинский, Крупский, Столбцовский, Слуцкий, Вилейский), 4 района Гродненской области (Ивьевский, Новогрудский, Дятловский, Кареличский), 1 район Витебской области (Толочинский).

Согласно закону Республики Беларусь «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС» территории в зависимости от плотности загрязнения почв радионуклидами и степени воздействия (величины эффективной дозы) радиации на население подразделяются на следующие зоны:

1) зона эвакуации (отчуждения) – территория вокруг Чернобыльской АЭС, с которой в 1986 году в соответствии с существовавшими нормами радиационной безопасности было эвакуировано население (30-километровая зона и территория, с которой проведено дополнительное отселение в связи с плотностью загрязнения почв стронцием-90 выше 3 Ки/км2 и плутонием-238, 239, 240 выше 0,1 Ки/км2);

2) зона первоочередного отселения – территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 40 Ки/км2 либо стронцием-90 или плутонием-238, 239, 240 соответственно 3,0; 0,1 Ки/км2 и более;

3) зона последующего отселения – территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 15 до 40 Ки/ км2 либо стронцием-90 от 2 до 3 Ки/ км2 или плутонием-238, 239, 240 от 0,05 до 0,1 Ки/км2, на которых среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить (над естественным и техногенным фоном) 5 мЗв в год, и другие территории с меньшей плотностью загрязнения вышеуказанными радионуклидами, где среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить 5 мЗв в год;

4) зона с правом на отселение – территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 5 до 15 Ки/ км2 либо стронцием-90 от 0,5 до 2 Ки/ км2 или плутонием-238, 239, 240 от 0,02 до 0,05 Ки/ км2, на которых среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить (над естественным и техногенным фоном) 1 мЗв в год, и другие территории с меньшей плотностью загрязнения вышеуказанными радионуклидами, где среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить 1 мЗв в год;

119

5) зона проживания с периодическим радиационным контролем – территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 1 до 5 Ки/км2 либо стронцием-90 от 0,15 до 0,5 Ки/км2 или плутонием-238, 239, 240 от 0,01 до 0,02 Ки/км2, где среднегодовая эффективная доза облучения населения не должна превышать 1 мЗв в год.

Перечень населенных пунктов и других объектов, находящихся в данных зонах, устанавливается в зависимости от изменения радиационной обстановки и с учетом других факторов и пересматривается Советом Министров Республики Беларусь не реже одного раза в пять лет.

Загрязнение сельскохозяйственных земель. Первоначально в республике цезием-137 с плотностью выше 37 кБк/м2 было загрязнено 1866,0 тыс. га сельскохозяйственных земель (около 20 % от их общей площади). В результате из оборота было выведено 265,0 тыс. га земель. К 2011 г, в основном за счет процессов естественного радиоактивного распада, общая площадь сельскохозяйственных земель, загрязненных цезием-137 с плотностью выше 37 кБк/м2 уменьшилась до 1024,1 тыс. га. По состоянию на январь 2011 г. в сельскохозяйственном пользовании находилось 1006,1 тыс. га таких земель, что составляет 11 % от общей площади землепользования.

По уровню загрязнения преобладают земли с плотностью 37-185 кБк/м2 (1–5 Ки/км2), которые занимают 782,9 тыс. га (77,8 % от площади находящихся в землепользовании загрязненных земель). Площади сельскохозяйственных земель с плотностью загрязнения 185–555 кБк/м2 (5–15 Ки/км2) составляют 195,9 тыс. га (19,5 %). В республике ведется сельскохозяйственное производство на 27,3 тыс. га (2,7 %) земель с высокой плотностью загрязнения – 555 кБк/м2 и более. Площади загрязненных земель и их удельный вес в составе сельскохозяйственных землепользований областей приведены в табл. 11.2.

Таблица 11.2

Распределение загрязненных 137Cs (AS > 37 кБк/м2) сельскохозяйственных земель по областям на январь 2011 г.

Область Площадь загрязненных

земель, тыс. га

Удельный вес в составе сельскохозяйственных землепользований, %

Гомельская 580,7 42,1 Могилевская 277,8 19,8 Брестская 66,2 4,5 Минская 53,8 2,9 Гродненская 27,3 2,3 Витебская 0,3 0,02 Беларусь 1006,1 11

Первоначально стронцием-90 с плотностью выше 5,5 кБк/м2 было

загрязнено 555,1 тыс. га сельскохозяйственных земель. По состоянию на

120

январь 2011 г. в сельскохозяйственном пользовании находилось 348,2 тыс. га земель, загрязненных стронцием-90 с плотностью выше 5,5 кБк/м2, что составляет около 4 % от общей площади землепользования. Основные массивы этих земель сконцентрированы в Гомельской области – 332,3 тыс. га. В сельскохозяйственном пользовании Могилевской области находится 14,8 тыс. га, Брестской – 1,1 тыс. га загрязненных земель.

Загрязнение лесных территорий. Радиоактивному загрязнению подверглось около четверти лесного фонда Беларуси – 20,1 тыс. км2 леса. Согласно оценкам, в белорусских лесах сосредоточено до 70 % радионуклидов, выпавших на территории республики. Лесные экосистемы, обладая способностью прочно удерживать радиоактивные изотопы, предотвращая их миграцию за пределы загрязненной территории, выступили в качестве своеобразного «барьера» на пути распространения радионуклидов. К 2012 г. площадь лесного фонда в зонах радиоактивного загрязнения уменьшилась до 15,0 тыс. тыс. км2 (18,6 %).

В лесах наиболее радиоактивными являются растения из напочвенного покрова: мхи, грибы. Меньшей активностью обладают ягоды. Наименее радиоактивны древесные растения.

По способности накапливать цезий-137 грибы разделяют на 4 группы:

аккумуляторы: горькушка, колпак кольчатый (курочка), гриб польский, масленок, моховик;

сильнонакапливающие: груздь, скрипица, волнушка, зеленка, решетник, сыроежка;

средненакапливающие: лисичка настоящая, подзеленка, белый гриб, подберезовик, подосиновик, сморчок, рыжик;

слабонакапливающие: опенок, гриб-зонтик, дождевик, шампиньон. Лесные дикорастущие ягоды разделяют на 3 группы:

сильнонакапливающие: брусника, голубика, клюква, черника; средненакапливающие: земляника, рябина; слабонакапливающие: ежевика, калина, малина.

Загрязнение водных объектов. Загрязнение водных объектов в первые дни после аварии произошло в результате выпадений радиоактивных веществ на водную поверхность, а в последующие годы за счет смыва радионуклидов, выпавших на водосборы крупных рек и их притоков. За счет динамичных процессов водного переноса, оседания взвесей на дно водоемов и естественного распада радионуклидов их объемная активность в больших и средних реках значительно уменьшилась. Основными радионуклидами, обуславливающими загрязнение поверхностных вод в настоящее время, являются 137Cs и 90Sr. Их концентрации в реках Гомельской области значительно ниже санитарно-гигиенических нормативов, предусмотренных РДУ-99 для питьевой воды, однако в поверхностных водах большинства контролируемых рек активность цезия-137 и стронция-90 все еще выше доаварийных уровней. В водах рек, водосборы которых частично или

121

полностью находятся в 30-ти километровой зоне Чернобыльской АЭС, наблюдается более высокое содержание радионуклидов по сравнению с другими контролируемыми реками. Это происходит за счет смыва радионуклидов с территории зоны отчуждения, особенно в паводковый период.

По степени увеличения радиоактивного загрязнения компоненты водных экосистем располагаются в следующем порядке: вода → гидробионты* → донные отложения. Если для воды и, в меньшей степени, взвесей характерно со временем уменьшение содержания цезия-137 и стронция-90, то в донных отложениях и водной растительности имеет место повышение их концентрации.

Озера и малые замкнутые водоемы, расположенные на территориях с уровнями загрязнения цезием-137 более 185 кБк/м2 (5 Ки/км2), оказались критическими элементами ландшафта, в донных отложениях которых произошло наибольшее накопление радионуклидов. В наиболее загрязненных водоемах уровни загрязнения воды цезием-137 превышают или близки к установленным предельным нормативам (10 Бк/л), а уровни загрязнения донных отложений (более 10 кБк/кг) можно классифицировать как низкоактивные радиоактивные отходы.

Уровни загрязнения земной поверхности изменяются с течением времени. Основные пути изменения радиационной обстановки: естественный радиоактивный распад, горизонтальная миграция радионуклидов, вертикальная миграция радионуклидов.

За счет радиоактивного распада удельная поверхностная активность убывает по экспоненциальному закону. Так как период полураспада 137Cs составляет 30 лет, а 90Sr – 29 лет, то за 10 лет активность уменьшается примерно на 20 % от начального уровня.

Горизонтальная миграция радионуклидов происходит в результате нескольких причин. На территориях, характеризующихся холмистым рельефом, возможно вторичное радиоактивное загрязнение за счет поверхностного переноса радионуклидов с дождевыми осадками и паводковыми водами. На задернованных участках вынос радионуклидов в 2–20 раз ниже, чем на незадернованных песчаных склонах. Ветровой перенос также приводит к перераспределению радионуклидов – в зонах концентрации переносимых ветром пылевых частиц плотность загрязнения верхнего слоя почвы в 1,2–2,7 раза выше, чем на прилегающих участках. Миграция радионуклидов происходит и за счет лесных пожаров. Горизонтальный перенос радионуклидов происходит и в результате человеческой деятельности. В частности, радионуклиды разносятся транспортом с загрязненных районов в «чистые».

Выпавшие на поверхность почвы радионуклиды мигрируют в глубину под воздействием природных биогеохимических процессов. Вертикальная миграция радионуклидов происходит медленно, в настоящее время средняя

____________ * Гидробионт – организм, приспособленный к обитанию в водной среде.

122

линейная скорость перемещения радионуклидов по вертикальному профилю почвы составляет 0,20–0,35 см/год. В силу этого в настоящее время в слое 0–10 см содержится от 40 до 90 % 137Cs и от 35 до 80 % 90Sr (рис. 11.2).

Рис. 11.2. Вертикальное распределение цезия-137 и стронция-90 в почве

Изменение радиационной обстановки, обусловленное рассмотренными путями, происходит сравнительно медленно или носит локальный характер. Рассмотренная картина радиоизотопных загрязнений является относительно стабильной в пределах временного интервала в 10–15 лет.

11.2. Медицинские аспекты последствий катастрофы на ЧАЭС

Оценка состояния здоровья основных категорий пострадавших проводится путем анализа результатов диспансеризации 1,6 млн. человек, в том числе 344 тысяч детей, данных, поступающих в Государственный регистр лиц, пострадавших от Чернобыльской катастрофы (180 тысяч человек), и результатов исследований, выполняемых научными учреждениями Минздрава в рамках государственных программ и международных проектов.

На состояние здоровья населения оказывает влияние комплекс факторов радиационной и нерадиационной природы. К радиационным факторам относится внешне и внутреннее облучение, вызываемое радионуклидами чернобыльского выброса. Нерадиационные факторы это: социальные, экономические, стресс, восприятие риска.

В первый период после катастрофы одним из главных источников облучения населения был йод-131, который воздействовал прежде всего на щитовидную железу. Самыми облученными жителями Беларуси оказались дети и подростки, особенно дети в возрасте до 7 лет. Результаты прямых

0 10 20 30 40

1

4

7

10

13

16

19

22

25

28

глуб

ина,

см

Содержание цезия-137, % от запаса

0 10 20 30 40

1

4

7

10

13

16

19

22

25

28

глуб

ина,

см

Содержание ст ронция-90, % от запаса

123

измерений 1986 г. показали, что около 30 % детей в возрасте до 2 лет получили дозы выше 1 Гр. В наиболее загрязненных сельских населенных пунктах средние дозы облучения щитовидной железы детей младших возрастов достигали 3 Гр и более. Коллективная доза облучения щитовидной железы у жителей Беларуси в период «йодного удара» составила более 500 тыс. чел.-Гр.

Облучение щитовидной железы продолжается и после йодного периода, хотя и в гораздо меньших дозах за счет внешнего и внутреннего воздействия радиоактивного цезия. За послеаварийный период коллективная доза облучения щитовидной железы за счет цезия-137 у жителей республики составила более 21 тыс. чел.-Гр.

Продолжающееся в настоящее время радиационное воздействие на жителей республики, более чем на 90 % обусловлено цезием-137. Оно формирует разные по величине и вкладу дозы внешнего и внутреннего облучения в зависимости от радиоэкологических условий и уровней загрязнения территорий. В послеаварийный период доза внешнего облучения населения снижалась в основном в результате физического распада и заглубления радионуклидов в почву. В настоящее время среднегодовая доза внешнего облучения 1 мЗв и более формируется исключительно за счет цезия-137 на территориях с плотностью загрязнения свыше 740 кБк/м2 (20 Ки/км2). В отличие от устойчивой тенденции снижения дозы внешнего облучения, на всех территориях радиоактивного загрязнения не наблюдается явной динамики спада дозы внутреннего облучения. По результатам многолетних наблюдений за содержанием радионуклидов в организме людей с помощью счетчиков излучения человека (СИЧ) в последние 10–12 лет средние значения удельной активности радиоцезия в организме жителей остались почти неизменными для тех населенных пунктов, где дозы внутреннего облучения составляли 0,1–0,2 мЗв/год в 1989-90 гг. При этом разброс индивидуальных значений относительно среднего содержания радиоцезия в организме жителей одного и того же населенного пункта доходит до нескольких десятков раз.

Примерно половина коллективной дозы облучения населения республики было реализовано в первый год и около 80 % – в первые пять лет после аварии. При этом дети в возрасте до 7 лет на момент аварии получили около 15 % всей коллективной дозы, в возрасте 7–17 лет – около 10 %, взрослые – более 70 % коллективной дозы. Почти 5 % коллективной дозы приходится на лиц, родившихся уже после аварии.

В результате «йодного удара» при практическом отсутствии мероприятий по защите щитовидной железы, с 1990 г. в Беларуси начал регистрироваться рост заболеваемости раком щитовидной железы, особенно среди детей. По сравнению с доаварийным периодом количество случаев рака щитовидной железы после чернобыльской аварии возросло среди детей в 33,6 раза, среди взрослых в зависимости от возрастных групп – в 2,5–7 раз. Наибольшее число случаев рака щитовидной железы

124

выявляется среди жителей Гомельской и Брестской областей. Уровни заболеваемости лиц, участвовавших в 1986-87 гг. в

ликвидации последствий аварии, оказались выше по сравнению с населением аналогичного возраста, не проходящего специальную диспансеризацию. Особенно высоки различия в уровнях заболеваемости болезнями эндокринной системы, системы кровообращения, пищеварения, ишемической болезнью сердца, новообразованиями. Отмечается выраженная полиморбидность (наличие нескольких заболеваний у одного человека) среди этой категории пострадавших. Уровень первичной инвалидности участников ликвидации последствий аварии в 1,6 раза выше, чем среди взрослого населения республики (114,3 и 71,6 на 10000 человек соответственно). Основными причинами первичной инвалидности являются болезни системы кровообращения и новообразования. В тоже время уровень смертности ликвидаторов остается более низким по сравнению со смертностью взрослого населения.

У населения Беларуси, проживающего на загрязненных радионуклидами территориях, регистрируется более высокая заболеваемость болезнями нервной и эндокринной системы, злокачественными новообразованиями щитовидной железы по сравнению с населением, не проходящим специальную диспансеризацию. У населения, проживающего на территориях с плотностью загрязнения цезием-137 более 555 кБк/м2 (15 Ки/км2), отмечается достоверное возрастание частоты некоторых врожденных пороков развития по сравнению с доаварийным периодом.

Результаты исследований новорожденных и детей школьного возраста показывают, что по степени интенсивности мутационного процесса в соматических клетках дети 1986-88 гг. рождения были подвержены более эффективному воздействию ионизирующего излучения на наследственный материал клетки. Вследствие этого указанный контингент должен быть отнесен к группе повышенного генетического риска.

11.3. Социально-экономические потери Республики Беларусь.

Основные направления деятельности Департамента по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС

Непосредственное влияние на экономику регионов оказало радиоактивное загрязнение местности, которое привело к необходимости отселения людей, вывода земель из хозяйственного оборота или ограничения хозяйственной деятельности на значительных территориях. В общей сложности в «чистые» районы республики было отселено около 138 тыс. человек, проживавших в 471 населенном пункте.

Поскольку загрязненные районы республики являются преимущественно сельскохозяйственными, в наибольшей степени чернобыльские последствия затронули именно эту сферу. Ликвидировано 54 колхоза и совхоза, закрыто 9 заводов перерабатывающей

125

промышленности агропромышленного комплекса. Резко сократились посевные площади и валовой сбор сельскохозяйственных культур, существенно уменьшилось поголовье скота.

Значительно уменьшены размеры пользования лесными, минерально-сырьевыми и другими ресурсами. В зоне загрязнения оказались 132 месторождения различных видов минерально-сырьевых ресурсов, в том числе 47 % промышленных запасов формовочных, 19 % строительных и силикатных, 91 % стекольных песков республики, 20 % промышленных запасов мела, 13 % запасов глин для производства кирпича, 40 % тугоплавких глин, 65 % запасов строительного камня и 16 % цементного сырья. Из пользования выведено 22 месторождения минерально-сырьевых ресурсов, балансовые запасы которых составляют почти 5 млн. м3 строительного песка, песчано-гравийных материалов и глин, 7,7 млн. т мела и 13,5 млн. т торфа.

В зоне загрязнения находится около 340 промышленных предприятий, условия функционирования которых существенно ухудшились. В связи с отселением жителей из наиболее пострадавших районов, деятельность ряда промышленных предприятий и объектов социальной сферы прекращена. Другие же несут большие потери и продолжают терпеть убытки от снижения объемов производства, неполной окупаемости средств, вложенных в здания, сооружения, оборудование, мелиоративные системы. Существенными являются потери топлива, сырья и материалов.

Ущерб, нанесенный Беларуси чернобыльской катастрофой в расчете на 30-летний период ее преодоления, оценивается в 235 млрд. долларов США, что равно 32 бюджетам республики 1985 года. Сюда включены потери, связанные с ухудшением здоровья населения; ущербом, нанесенным промышленности и социальной сфере, сельскому хозяйству, строительному комплексу, транспорту и связи, жилищно-коммунальному хозяйству; загрязнением минерально-сырьевых, земельных, водных, лесных и других ресурсов; а также дополнительные затраты, связанные с осуществлением мер по ликвидации и минимизации последствий катастрофы и обеспечением безопасных условий жизнедеятельности населения.

В структуре общего ущерба наибольшую долю (81,6 %) занимают затраты, связанные непосредственно с ликвидацией или минимизацией последствий катастрофы. Доля потерь, связанных с выведением из использования в результате радиоактивного загрязнения природных ресурсов и народно-хозяйственных объектов, составляет 12,6 %. Упущенная выгода оценивается в 5,8 % ущерба. Составляющими упущенной выгоды, выраженной в стоимостной форме, являются сокращение объемов выпуска продукции, работ и услуг на загрязненных территориях, стоимость непригодной из-за радиационного загрязнения продукции, дополнительные затраты по восполнению недополученной продукции, затраты на восстановление утраченного качества продукции,

126

потери от расторжения контрактов, аннулирования проектов, замораживания кредитов, выплаты штрафов, пени, неустоек и др.

За 1991–2010 гг. выполнены 4 Государственных программы по преодолению последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС. Объем финансирования этих программ составил около 19,4 млрд. долларов США. В настоящее время выполняется Государственная программа по преодолению последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС на 2011–2015 годы и на период до 2020 года. Объем финансирования на 2011–2015 годы – около 2,3 млрд. долларов США (по курсу на момент принятия программы). Основная часть средств будет идти на восстановление экономического, хозяйственного, бытового потенциала тех загрязненных территорий, на которых проживает население, а не на мероприятия в зоне отселения.

Департамент по ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь является структурным подразделением с правами юридического лица, осуществляющим специальные функции в области ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС.

Основными задачами Департамента по ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС являются:

осуществление специальных (исполнительных, регулирующих) функций в области ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС;

осуществление государственного надзора в области охраны и использования территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению;

обеспечение контроля за исполнением законодательства по вопросам ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС, целевым использованием выделенных на эти цели бюджетных средств.

В соответствии с возложенными на него задачами Департамент: разрабатывает проекты государственных программ по ликвидации

последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС на пятилетний период, входит в число государственных заказчиков этих программ и контролирует их исполнение, разрабатывает проекты программ Союзного государства и других программ, направленных на ликвидацию последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС;

организует реализацию и информационное обеспечение программ, направленных на ликвидацию последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС, проведение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в данной сфере;

формирует предложения о расходах республиканского бюджета, связанных с ликвидацией последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС, и их распределении между государственными органами и иными организациями, а также обеспечивает контроль за целевым использованием выделенных на эти цели бюджетных средств;

готовит предложения о финансировании отдельных проектов и

127

заданий, направленных на снижение отрицательного воздействия радиоактивного загрязнения, а также об организации выполнения программ, проектов и заданий в области ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС;

осуществляет управление территорией, включенной в состав государственного учреждения «Полесский государственный радиационно-экологический заповедник»;

осуществляет реализацию мер по улучшению санитарного состояния территорий зон первоочередного и последующего отселения, с которых отселено население, и населенных пунктов, относившихся к зонам эвакуации (отчуждения), первоочередного и последующего отселения, а также других населенных пунктов, подлежавших отселению;

обеспечивает соблюдение особого правового режима в зонах эвакуации (отчуждения), первоочередного и последующего отселения, с которых отселено население;

обеспечивает содержание системы захоронений радиоактивных отходов, образовавшихся в результате ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС, и ее безопасное функционирование;

осуществляет координацию работ по контролю и мониторингу радиоактивного загрязнения;

готовит предложения об отнесении земель к категории радиационно опасных и переводе их в разряд земель отчуждения либо ограниченного хозяйственного пользования, исключении земель из категории радиационно опасных и их использовании в соответствии с основным целевым назначением, исключении земель из разряда земель отчуждения и переводе их в разряд земель ограниченного хозяйственного пользования, отнесении населенных пунктов и объектов к зонам радиоактивного загрязнения;

планирует проведение агротехнических, агромелиоративных и других защитных мероприятий на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению;

обеспечивает разработку и издание карт радиационной обстановки. Департамент осуществляет контроль за: проведением всех видов работ в зонах эвакуации (отчуждения),

первоочередного и последующего отселения, с которых отселено население, обоснованностью и полнотой предоставления гражданам, пострадавшим от катастрофы на Чернобыльской АЭС, установленных законодательством льгот и компенсаций, осуществлением переселения граждан с территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению, использованием по назначению жилья, построенного за счет средств, выделяемых на ликвидацию последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС;

функционированием систем радиационного контроля пищевых продуктов, другой продукции и объектов, проведением обследования земель на содержание радионуклидов;

проведением агротехнических, агромелиоративных и других

128

защитных мероприятий на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, ходом строительства объектов, связанных с ликвидацией последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС;

деятельностью отраслевых и территориальных комиссий по установлению правового статуса граждан, пострадавших от катастрофы на Чернобыльской АЭС.

11.4. Рекомендации по обеспечению безопасной

жизнедеятельности на загрязненных чернобыльскими радионуклидами территориях

По состоянию на начало 2012 г. в Беларуси на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС, проживало 1 млн. 142 тыс. человек, или 12,1 % численности населения республики. Многие из жителей республики приезжают в пострадавшие от чернобыльской катастрофы районы по делам, на экскурсии, погостить у родственников. Остановимся на мероприятиях, которые способствуют безопасному нахождению на загрязненных радионуклидами территориях. Выполнение таких мероприятий является бытовой радиационной гигиеной.

В настоящее время основную опасность представляет внутреннее облучение при попадании в организм радионуклидов с продуктами питания. Уменьшение доз внутреннего облучения основывается на выполнении следующих правил:

• уменьшить поступление радионуклидов в организм; • усилить выведение радиоактивных веществ из организма; • использовать радипротекторные свойства пищи.

Для практической реализации этих правил необходимо выполнять следующие мероприятия.

Принцип конкурентного замещения основан на том, что радионуклиды по своим химическим свойствам и, соответственно, путям метаболизма, сходны со стабильными элементами той же группы таблицы Менделеева: цезий с калием и рубидием, стронций с кальцием. Организм человека усваивает, прежде всего, калий и кальций, а при их дефиците – их радиоактивные конкуренты цезий-137 и стронций-90. Поэтому необходимо больше употреблять продуктов, содержащих калий, рубидий, кальций.

Источниками калия являются: изюм, курага, чернослив, орехи, лимон, фасоль, картофель, пшеница, рожь, редька, овсяная крупа, яблоки, хурма, черешня, томаты, капуста, чеснок, черная смородина, свекла, абрикосы. Содержат калий и продукты животного происхождения – свинина, икра, сливочное масло. Источником рубидия является красный виноград. Источниками кальция являются: молочные продукты, яйца, капуста, морковь, зеленый лук, бобы, укроп, петрушка, хрен, шпинат, зеленый горошек, яблоки, огурцы, овсяная крупа, пшеница.

Рациональная кулинарная обработка продуктов питания позволяет

129

значительно уменьшить количество радионуклидов в конечном продукте. Правила рациональной кулинарной обработки сводятся к следующему.

Тщательно очищать корнеплоды от кожуры; овощи и фрукты тщательно мыть (желательно в проточной воде) и предварительно вымачивать со сливом рассола; удалять у корнеплодов ботву и венчики; удалять у капусты кочерыжки и 3–4 верхних листа.

Засолка, маринование или квашение овощей, фруктов, грибов снижает содержание радионуклидов в 1,5–2 раза (не употреблять рассол или маринад в пищу!).

Переработка молока на сливки, сметану уменьшает содержание цезия-137 в 4–6 раз.

Приготовление «вторичных» бульонов, которое проводится следующим образом. Мясо или рыба в течение 2–3 часов вымачиваются в 2 % растворе поваренной соли в холодной воде, затем вода сливается. Продукты заливают новой порцией воды, которую доводят до кипения и сливают. Заканчивают приготовление в третьей порции воды.

Рыбу перед приготовлением рекомендуется тщательно очищать, вымывать и обязательно удалять голову, плавники и внутренности.

Важно помнить, что отдельные способы приготовления пищи могут приводить к увеличению концентрации радионуклидов в готовых к употреблению продуктах. Например, обезвоживание продуктов в результате сушки, вяления, вымораживания приводит к увеличению их удельной активности. Не рекомендуется жарка мясных продуктов и рыбы, не соответствующих РДУ - 99, так как это может увеличить удельную активность в готовом блюде из-за выпаривания воды.

Ограничение (исключение) из рациона продуктов питания, накапливающих радионуклиды в значительных количествах. По способности накапливать цезий-137 основные овощные культуры распределяются следующим образом в порядке убывания: сладкий перец, капуста, картофель, свекла, щавель, салат, редис, лук, чеснок, морковь, огурцы, помидоры (первые накапливают в 10–15 раз больше, чем последние).

При отсутствии радиометрического контроля следует отказаться от «даров леса» – грибов, ягод. В загрязненных лесах не рекомендуется сбор грибов-аккумуляторов. Собирать грибы сильнонакапливающей группы допускается при плотности загрязнения почв до 37 кБк/м2 (1 Ки/км2) с обязательным радиометрическим контролем. Заготовку грибов, относящихся к средне- и слабонакапливающим группам, рекомендуется проводить в лесах с плотностью загрязнения почв до 74 кБк/м2 (2 Ки/км2) с обязательным радиометрическим контролем. Наиболее эффективными способами кулинарной обработки, снижающими содержание цезия-137 в грибах, являются вымачивание и отваривание.

Заготовка дикорастущих ягод допускается в лесах с плотностью загрязнения почв до 2 Ки/км2 с обязательной проверкой их на содержание радионуклидов. Собранные ягоды перед употреблением необходимо

130

обязательно очистить от прилипших частиц лесной подстилки, мха, почвы и несколько раз промыть в проточной воде.

Принцип связывания радионуклидов основан на приеме веществ, способных связывать и затем выводить радионуклиды. Необходимо употреблять продукты, содержащих пектины (яблоки, огурцы, соки с мякотью) и фитаты* (зерновые, бобовые).

Ускоренное выведение радионуклидов из организма обеспечивается употреблением продуктов, богатых клетчаткой, и употреблением дополнительного количества жидкостей и настоев трав, обладающих мочегонным и желчегонным действием (ромашка, зверобой, бессмертник, мята, шиповник, укроп). Продукты, богатые клетчаткой: хлеб грубого помола, овощи (капуста, свекла, морковь), фрукты, крупы (гречка, овсянка, пшено).

Как уже отмечалось, витамины и биостимуляторы обладают некоторой радиопротекторной эффективностью. Круглогодичное насыщение организма витаминами и периодический прием биостимуляторов повышают адаптационные возможности организма и его устойчивость к воздействию радиации.

Совокупность рассмотренных рекомендаций сводится к тому, чтобы питание было регулярным, полноценным, достаточным по калорийности и содержанию белков, жиров, углеводов, витаминов и минеральных веществ.

Радионуклиды, оказавшиеся вместе с пылью на поверхности одежды и обуви, в доме будут облучать человека и могут попадать внутрь организма через атмосферный воздух. Поэтому важным является соблюдение правил личной гигиены и гигиены жилища.

При ведении приусадебных хозяйств необходимо помнить, что систематическое применение органических удобрений и известкование почв способствует значительному уменьшению перехода радионуклидов в сельскохозяйственные культуры.

Ухудшение радиационной обстановки в доме и на приусадебном участке может быть связано с самовольной заготовкой дров. Использование дров с содержанием цезия-137, превышающим допустимый уровень, вызовет загрязнение печей, а зола, используемая в качестве удобрения на приусадебном участке, – дополнительное загрязнение почвы, что повысит содержание этого радионуклида в выращиваемых культурах. Поэтому заготовку дров, в том числе и валежника, необходимо проводить только по разрешению лесничеств.

Выполнение рассмотренных рекомендаций позволят существенно снизить риск попадания радионуклидов в организм.

____________ * Фитаты – комбинированные соли фитиновой кислоты.

131

Литература

1. Асаенок, И.С. Радиационная безопасность / И.С. Асаенок, А.И. Навоша – Минск: «Бестпринт», 2004. – 106 с.

2. Дорожко, С.В. Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность: уч. пособие в 3-х частях. Часть 3. Радиационная безопасность / С.В. Дорожко, В.П. Бубнов, В.Т. Пустовит. – Минск: Технопринт, 2003. – 209 с.

3. Кужир, П.Г. Радиационная безопасность / П.Г. Кужир, И.А. Сатиков, Е.Е. Трофименко – Минск: «Пион», 1999. – 278 с.

4. Люцко, А.М. Чернобыль: шанс выжить / А.М. Люцко, И.В. Ролевич, В.И. Тернов – Минск: Полымя, 1996. – 181 с.

5. Ролевич, И.В. Радиационная безопасность / И.В. Ролевич, С.В. Дорожко, Г.И. Морзак. – Минск: РИВШ, 2010. – 318 с.

6. Саечников, В.А. Основы радиационной безопасности / В.А. Саечников, В.М. Зеленкевич – Минск: БГУ, 2002. – 182 с.

7. Широков, Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика / Ю.М. Широков, Н.П. Юдин – М.: Наука, 1980. – 727 с.

8. Публикация 103 Международной Комиссии по радиационной защите (МКРЗ) / Пер с англ. под общей ред. Киселева М.Ф., Шандалы Н.К. – М.: ООО ПКФ «Алана», 2009. – 343 с.

9. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № SF-1. Основополагающие принципы безопасности. Вена: МАГАТЭ, 2007. – 23 с.

10. Закон Республики Беларусь от 05 января 1998 года № 122-З «О радиационной безопасности населения».

11. Санитарные нормы и правила «Требования к радиационной безопасности».

12. Гигиенический норматив «Критерии оценки радиационного воздействия».

13. Санитарные нормы и правила «Требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при осуществлении деятельности по использованию атомной энергии и источников ионизирующего излучения».

132

Учебное издание

ИЛЬЮШОНОК Александр Васильевич ФРОЛОВ Александр Васильевич

ХАЛАПСИНА Татьяна Ивановна

РАДИАЦИОННАЯ И ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

В 2-х частях

Часть 2. Радиационная безопасность

Учебное пособие

Подписано в печать 25.05.2015. Формат 60х84 1/16.

Бумага офсетная. Цифровая печать. Усл. печ. л. 7,73. Уч.-изд. л. 10,32.

Тираж 280.  Заказ 144-2015.

Издатель и полиграфическое исполнение: Государственное учреждение образования

«Командно-инженерный институт» Министерства по чрезвычайным ситуациям

Республики Беларусь. Свидетельство о государственной регистрации издателя,

изготовителя, распространителя печатных изданий № 1/259 от 02.04.2014. № 2/85 от 19.03.2014.

Ул. Машиностроителей, 25, 220118, г. Минск.