Распределение вещества. Фбгоу впо игу федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт геохимии им. А. П. Виноградова Сибирского отделения Российской академии наук
 Скачать 1.96 Mb.
|
|
4.1.2 Техногенный радиационный фон Под этим термином понимается доза облучения, обусловленная естественными радионуклидами, содержащимися в строительных материалах, каменном угле, фосфатных рудах ив удобрениях. В отличие от собственно природной радиации доза от этих источников сильно зависит от местных условий, масштаба применения и особенностей технологий. Техногенный радиационный фон Земли постоянно растет и происходит это главным образом за счет того, что на поверхность Земли постоянно извлекаются огромные количества полезных ископаемых руды 92 черных и цветных металлов, строительные материалы, органические энергоносители, минеральные удобрения. Рассеивание радиоактивных веществ из этих источников в биосфере и включение в биогеохимические циклы привело к повышению внешнего и внутреннего облучения всех растительных и животных организмов, включая человека. Повысились уровни ионизирующего излучения не только на поверхности Земли, но ив жилых и производственных помещениях. Использование строительных материалов в домостроении. Основными источниками излучения здесь являются продукты распада урановой ( 238 U) и ториевой ( 232 Th ) цепочек, а также естественный калий К. Их содержание в местных строительных материалах очень различается. В свою очередь, концентрация основных дозообразующих радионуклидов внутреннего облучения – 222 Rn и 220 Rn, эманирующих из стена также продуктов их распада в значительной степени зависит от проветриваемости помещений и их этажности. Наибольшему внутреннему облучению в кирпичных и бетонных домах (примерно до 7,5 мЗв) подвергается легочная ткань, а дозам внешнего фотонного облучения примерно 0,4 мЗв) - все тело. Учитывая взвешивающие факторы (для легких 0,12 ) эффективная эквивалентная доза может достигать 1300 мкЗв (130 мбэр) в год, почти вдвое увеличивая природный фон. В деревянных строениях уровни облучения от строительных материалов незначительны. Использование каменного угля Каменный уголь содержит незначительное количество естественных радиоактивных нуклидов Ка также 238 U и 232 Th вместе с продуктами их распада. Их концентрации в углях очень различны и могут изменяться на несколько числовых порядков. Например, средние удельные активности в углях России К, 238 U и 232 Th составляют 120, 28 и 25 Бк/кг соответственно. При сжигании угля на ТЭЦ естественные радионуклиды вместе с летучей золой, горячим потоком газов и других летучих минеральных компонентов поступают в атмосферу. Их абсолютный выброс зависит от эффективности очистки и мощности ТЭЦ. При этом концентрация естественных радиоактивных нуклидов в золе и шлаке в 3 раза и более превосходит их концентрацию в каменном угле. Поданным НКДАР ООН, оценочные уровни ожидаемых коллективных эффективных эквивалентных доз на единицу выработанной электроэнергии современной ТЭЦ, работающей на угле, равны внутреннее облучение за счет вдыхания 0,23, осаждения на почву и водоемы - 0,26; внешнее облучение за счет осаждения - 0,015; всего примерно 0,5 чел-Зв [ГВт (эл)-год] -1 . От ТЭЦ, работающих по старой технологии, оценочные дозы почти на порядок выше. Некоторое количество естественных радионуклидов попадает во внешнюю среду при добыче каменного угля, сжигании его в бытовых источниках, коксовальных печах, на транспорте и т. д. Основным дозообразующим источником является 222 Rn. Фосфатные руды и удобрения Фосфатные руды, используемые в основном для производства фосфатных удобрений, содержат в десятки раз больше U, чем каменный уголь. Ожидаемые коллективные эффективные 93 эквивалентные дозы на единицу массы товарной фосфатной руды оцениваются - примерно 1,5∙10 -5 и 5∙10 -5 чел-Зв∙т -1 от внешнего и внутреннего облучения соответственно. Для гражданского и промышленного строительства часто используют содержащие радионуклиды промышленные отходы (например, золу шлаков черной и цветной металлургии. Использование угольной золы в строительной промышленности увеличивает уровень коллективной дозы еще враз, а фосфогипса в жилищном строительстве — враз по сравнению с дозами от фосфатной руды. В плохо вентилируемых помещениях концентрации радона могут в десятки - сотни раз превышать его среднее содержание в наружном воздухе (для которого фоновая активность около 3 Бк·м -3 ). Жители в таких условиях подвергаются интенсивному облучению, ив первую очередь у них поражаются органы дыхания. Ингаляционное поступление радона и его дочерних продуктов распада ведет к осаждению микроаэрозолей в верхних дыхательных путях. Особую опасность приобретает наличие радона и его продуктов распада в урановых рудниках. Впервые рак легкого преимущественно бронхов) зарегистрирован в конце XIX в. у шахтеров, проработавших 13-35 лет на рудниках Шнееберга и Яхимова. Кроме того, человек подвергается дополнительному облучению вовремя рентгенодиагностики или радиотерапии, а также полетов на современных самолетах. Облучение космонавтов обычно не превышает 5 мЗв, но при нахождении в космосе до полугода дозы достигают 55 мЗв. Дополнительным источником облучения населения становятся различные бытовые приборы. Перечисленные факторы ведут к повышению концентрации радиоактивных веществ в окружающей среде и, как следствие, росту внешнего и внутреннего облучения населения. За истекшее историческое время дозные нагрузки на основную массу населения повысились незначительно. 4.1.3 Искусственный радиационный фон Одним из основных источников искуственного повышения радиационного фона Земли стали испытания ядерного оружия Соединенными Штатами, Советским Союзом, Англией, Францией и Китаем. Взорвано свыше 2 тыс. зарядов различной мощности, в том числе свыше 500 в атмосфере. Мощность всех ядерных зарядов составила 545 Мт в тротиловом эквиваленте) при суммарной мощности по делению 217 Мт около, что привело к выбросу в атмосферу изотопов 137 Cs и 90 Sr, общие активности которых оценены в 26 и 20 МК и соответственно. Средняя плотность загрязнения в Северном полушарии составила по 137 Cs 140, 90 Sr 89 мКи/км 2 [5] . В результате ядерных взрывов в окружающую среду поступают продукты деления ядер урана и плутония. При этом образуется свыше 200 радиоизотопов средней части таблицы 94 Менделеева (от цинка до гадолиния. Поэтому источником загрязнения стали продукты ядерного деления вместе сне разделившейся частью урана и плутония, а также радионуклиды наведенной активности Поданным НКДАР при ООН, эквивалентная доза, полученная жителями Северного полушария в результате глобальных выпадений продуктов ядерного деления, составила 4,5 мЗв и Южного – 3,1 мЗв [5]. Эти дозы относятся к категории малых. Вклад внутреннего облучения за счет перорального и ингаляционного поступления радионуклидов и внешнего облучения составили соответственно. Основное значение в формировании доз имели Си. Ожидаемая коллективная доза при полном их распаде составит 3·10 7 чел-Зв. В зонах ближних выпадений при ядерных взрывах дозы облучения были значительно выше, а в отдельных случаях они даже достигали поражающих. Особую опасность представляло поступление в организм детей с продуктами питания изотопа 131 I. Облучение населения за счет выбросов предприятий атомной энергетики в режиме нормальной эксплуатации незначительно, однако в случае крупной аварии ситуация резко меняется. Примером могут служить аварии на Южном Урале, ЧАЭС и др. Потенциальный источник радиации - весь комплекс предприятий атомной энергетики. Радионуклиды поступают во внешнюю среду не только при добыче урановой руды, но и при получении урановых концентратов и металлического урана, изготовлении ТВЭЛов, а также вовремя выбросов АЭС и др. Особую опасность представляет плутоний наиболее токсичный радионуклид), загрязняющий атмосферу в результате деятельности радиохимических предприятий. Ингаляционное облучение плутонием персонала приводит вначале к легочной патологии (развитию опухолей в легких, затем поражаются костные и другие ткани организма. Среднегодовые эквивалентные дозы различных видов радиационного фона и медицины в России представлены в таблице 4.3. Можно отметить, что, несмотря на внедрение высокочувствительных экранов и детекторов ионизирующих излучений, дозовая нагрузка в медицине постоянно возрастает. Это связано прежде всего с постоянным внедрением новых методов диагностики с использованием рентгеновского излучения и радиоизотопов. 95 4.2 Нормы радиационной безопасности Обеспечение безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения регламентируются в России Нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009. Для оценки вреда здоровью в результате облучения в малых дозах в НРБ- 99/2009 приведены современные линейные коэффициенты радиационного риска, а для обоснования защиты от источников потенциального облучения - граничные значения обобщенного риска. Таблица 4.3 Среднегодовые эквивалентные дозы облучения в России Источник ионизирующего излучения Вид облучения Доза, МкЗв/год Естественный радиоактивный фон внешнее 650 внутреннее 1600 всего 2250 Техногенный радиационный фон Стройматериалы внешнее 100 внутреннее 1300 всего 1400 Минеральные удобрения всего 0.15 Угольные электростанции всего 2 Искусственный радиационный фон АЭС всего 0.15 Глобальные выпадения, вследствие испытаний ядерного оружия внешнее 10 внутреннее 12 всего 25 Медицина всего 1400 Суммарная доза от всех источников 5077 96 Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб, количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, таки всего организма в целом. В соответствии с общепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенные в таблице 4.4 Таблица 4.4 Линейные коэффициенты радиационного риска Облучаемая группа населения Коэффициент риска злокачественных новообразований, ×10 -2 Зв -1 Коэффициент риска наследственных эффектов, ×10 -2 Зв -1 Сумма, ×10 -2 Зв -1 Все население 5,5 0,2 5,7 Взрослые 4,1 0,1 4,2 Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв -1 В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска - для персонала – 1,0×10 -3 ; - для населения – Уровень пренебрежимо малого риска составляет При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие граничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением - персонал - 2,0×10 -4 , год - население - 1,0×10 -5 , год Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях Для нормальных условий эксплуатации источников излучения устанавливаются следующие категории облучаемых лиц - персонал (группы Аи Б - все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности. 97 Категория А - облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Категория Б- облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений. все население ( раннее Категория В) облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов - основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 4.5; - допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения, являющиеся производными от основных пределов доз пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др. Таблица 4.5 Основные пределы доз Нормируемые величины Пределы доз персонал (группа А Население Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 летно не более 50 мЗв в год 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 летно не более 5 мЗв в год Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза коже кистях и стопах 150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв 15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв Примечания * Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. ** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А. *** Относится к дозе на глубине 300 мг/см 2 . 98 **** Относится к среднему по площади в 1 см значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см 2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см 2 . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см 2 . Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяца поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. На период беременности и грудного вскармливания ребёнка женщины должны переводиться на работу, несвязанную с источниками ионизирующего излучения. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б. 4.2.2 Историческое отступление Широкое использование ионизирующих источников в народном хозяйстве, медицине, науке, военном деле потребовало регламентации облучения для всего населения. Впервые годы работы ученых с рентгеновским излучением и радиоактивными элементами не предпринимались попытки к лимитированию облучения человека, несмотря на понимание опасности ионизирующих излучений. Лишь спустя почти 7 лет с момента открытия рентгеновского излучения, английский ученый Роллинз в 1902 году предложил ограничить облучение работающих дозой, которая вызывала почернение применявшихся в тот период времени фотоэмульсии, что соответствовало экспозиционной дозе 10 Р/сут (0,01 Зв/сут). Рентген в качестве единицы дозы рентгеновского излучения был введён в 1928 году II Международным конгрессом радиологов (Стокгольм. 99 Хорошо изученные ранние лучевые поражения кожного покрова улиц, контактирующих с источниками излучений, послужили основанием для разработки ведущими радиологами мира предложений об ограничении профессионального облучения. Так, американский радиолог Матчеллер в 1925 г. рекомендовал в качестве толерантной (переносимой) дозы за месяц считать дозу, равную 0,01 пороговой эритемой дозы, которая для применяемого им излучения составляла (340 Р. Таким образом, предлагалась толерантная доза около (100 мР/сут). Одновременно ряд зарубежных исследователей на основе своих наблюдений и экспериментов определяли толерантную дозу в пределах (100-200 мР/сут). Комитет по защите от рентгеновских лучей и радия (созданный в 1928 г) в 1934 г. рекомендовал национальным правительствам принять в качестве толерантной дозы 200 мР/сут, а в 1936 г. указанная величина была пересмотрена этим комитетом, что можно было объяснить неточностью в методике регистрации излучений. В странах Европы экспозиционную дозу измеряли на поверхности облучаемого объекта, те. результаты измерения включали и данные регистрации рассеянного излучения, в то время как в США аналогичные исследования проводили в свободном воздухе. Поэтому значение толерантной дозы было снижено до 100 мР/сут с одновременным указанием на необходимость измерения доз в свободном воздухе, те. на достаточном удалении от рассеивающих предметов. Следующий этап снижения доз допустимого облучения связан с получением и накоплением научных сведений об отдаленных последствиях действия ионизирующей радиации, в первую очередь о сокращении продолжительности жизни экспериментальных животных при хроническом облучении. Многие радиобиологи в данный период высказывали мысль о наличии кумулятивного эффекта при действии радиации на организм. Понятие толерантная доза подвергалось все большей критике главным образом в связи с невозможностью предсказания точного значения дозы, которая была бы переносимой в течение длительного времени. Термин толерантная доза был заменен более осторожным предельно допустимая доза (ПДД). Вместе стем в послевоенные годы повсеместно получают распространение высоковольтные рентгеновские установки, начинают использоваться искусственные радиоактивные изотопы, обладающие 13 Термин толерантная доза в общем случае относится к дозе ионизирующего излучения, при поглощении которой человек не имеет вредных последствий. В настоящее время этот термин широко используется только в онкорадиологии. В этом случае толерантная доза - доза фракционированного облучения (осуществляемого в виде серии обычно кратковременных экспозиций) определенного органа (ткани) или его части, получаемая ими в процессе лучевой терапии злокачественных новообразований, при которой тяжёлые, но купируемые (излечиваемые) лучевые осложнения возникают не более чему или 10 % больных. Последние величины условны, так что в разных лечебных учреждениях в качестве толерантных могут рассматриваться несколько разные дозы. 100 жестким излучением. По сравнению с прежними конструкциями рентгеновских аппаратов эти источники создавали при одной и той же экспозиционной или поверхностной дозе большую поглощенную дозу в глубине облучаемых тканей. Указанные обстоятельства послужили основанием для снижения в 1948 г. ПДД облучения до 300 мР/нед. Одновременно было сформулировано понятие о ПДД как о такой дозе, которая, как можно полагать в свете современных знаний, не должна вызывать значительного повреждения человеческого организма в любой момент времени на протяжении его жизни. Значительное повреждение организма было определено как всякое повреждение или влияние, которое человек считает нежелательным или авторитетные медицинские специалисты рассматривают как вредное для здоровья и благополучия человека. В том же году в рекомендации Комитета по защите от рентгеновских лучей и радия впервые было введено понятие критические органы как органы, облучение которых данной дозой причиняет наибольший вред живому организму. Сточки зрения радиационной безопасности, было предложено рассматривать в качестве критических такие органы, как кожа, кроветворные ткани, гонады и хрусталики глаз. 1950 г. Комитет по защите от рентгеновских лучей и радия был реорганизован в Международную комиссию по радиационной защите (МКРЗ). В настоящее время МКРЗ анализирует и обобщает все достижения в области защиты от ионизирующих излучений и разрабатывает соответствующие рекомендации. МКРЗ тесно сотрудничает с Международной комиссией по радиационным единицами измерениям (МКРЕ), а также в 1956 г. вступила в организационное взаимоотношение с Всемирной организацией здравоохранения ВОЗ) в качестве "неправительственной соучаствующей организации. В 1955 г. Генеральная Ассамблея ООН основала Научный комитет по действию атомной радиации (НКДАР), осуществляющий сбор и анализ международной информации о различных аспектах действия ионизирующих излучений на живые организмы. Среди других международных организаций, занимающихся вопросами действия ионизирующих излучений на живые организмы следует отметить Международную Ассоциацию по радиационной защите (МАРЗ). Если на первых этапах разработки ПДД облучения, а в дальнейшем и их снижения обсуждались опасность облучения и связанные с ней возможные поражения для лиц, непосредственно работающих с радионуклидами и источниками ионизирующих излучений, тов дальнейшем главное внимание стали уделять радиационной безопасности следующих поколений людей. Накопленные экспериментальные материалы исследований в области радиационной генетики позволили ученым, работающим в этой области, прийти к заключению об отсутствии порога действия ионизирующих излучений. Одновременно было установлено, что доза, удваивающая спонтанные мутации у человека, находится в пределах 0,1-1 Зв. Последнее 101 означало, что допустимые дозы облучения должны быть на уровне, вызывающем незначительное приращение скорости возникновения мутаций среди всего контингента лиц, которые ведут радиационноопасные работы. В нашей стране в 1925 г. Постановлением Народного комиссариата труда были утверждены нормы защиты от рентгеновского излучения. В качестве безопасной для здоровья персонала была принята величина, которая была эквивалентна 1 Р в неделю или 10 мкР/с на рабочем месте. В последующем, по мере выявления неблагоприятных последствий облучения, а также с накоплением знаний и опыта защиты, нормативы, к разработке которых подключилась и Национальная комиссия России, многократно пересматривались в сторону их снижения (табл. В соответствии с изменениями рекомендаций МКРЗ в нашей стране были утверждены в 1969 г. нормы радиационной безопасности (НРБ-69), пересмотренные в 1976, 1996, 1999 гг. Последние нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) были уточнены в 2009 году. Таблица 4.6 Допустимые дозы облучения персонала и населения Год Категория облучаемых лиц Допустимая доза, мЗв/год Примечание 1946 600 Различий в допустимых дозах внешнего облучения персонала участников испытаний ядерного оружия) и населения не делалось 1950 300 В случае аварии допускалось однократное облучение дозой 250 мЗв, ноне более 1000 мЗв за год 1955 150 тоже Категория А Категория Б Все население 150 15 тоже Не выше природного фона 1961 Категория А Категория Б Все население 50 5 0.5 тоже тоже |