Федеральное агентство по образованию
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
ВОЛГОГРАДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
(ВолгГТУ)
Кафедра экологии
Семестровая работа за IV семестр
по экологии на тему:
“Радиационное воздействие на здоровье человека”
Выполнил:
студент группы АТ-215 Домашенко О.Н.
Проверил:
Рахимова Н.А.
Волгоград, 2008г.
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
1.Виды ионизирующего излучения
2.Явление радиоактивности. Закон радиоактивного распада
3.Единицы измерения радиоактивности
4.Действие ионизирующего излучения на организм человека
5.Основные принципы обеспечения радиационной безопасности
5.1.Требования к защите от природного облучения в производственных условиях
5.2.Требования к ограничению облучения населения
5.3.Критерии вмешательства на загрязненных территориях
5.4. Некоторые меры защиты от внешнего и внутреннего облучения
5.6. Расчет защиты и защитные материалы
ВВЕДЕНИЕ
Радиоактивные или, по-другому, ионизирующие излучения объединяют разные по своей физической природе виды излучений. Сходство между ними в том, что все они обладают высокой энергией, реализуют свое биологическое действие через эффекты ионизации и последующее протекание химических реакций в биологических структурах клетки, которые могут привести к ее гибели [1]. Важно отметить, что ионизирующие излучения не воспринимаются органами чувств человека: мы его не видим, не слышим и не чувствуем воздействия на наше тело.
Ионизирующие излучения состоят из частиц (заряженных и незаряженных) и квантов электромагнитной энергии. С ними население в любом регионе земного шара встречается ежедневно. Это, прежде всего, так называемый радиационный фон Земли, который складывается из трех компонентов:
– космического излучения, приходящего на Землю из Космоса;
– излучения от находящихся в почве, строительных материалах, воздухе и воде естественных радионуклидов (ЕРН);
– излучения от природных радиоактивных веществ, которые с пищей и водой попадают внутрь организма, фиксируются тканями и могут сохраняться в теле человека в течение всей его жизни.
Кроме того, человек встречается с искусственными источниками излучения, широко применяемыми в народном хозяйстве. Сюда относится, например, ионизирующее излучение, используемое в медицинских целях.
Основной вклад в естественный радиационный фон среды вносят радиоактивные вещества, содержащие радионуклиды семейств урана 238, тория 232, калий 40, а также излучения радионуклидов образующихся при взаимодействии космических лучей с элементами атмосферы и земной коры. Это в основном тритий, углерод 14, бериллий 7, кремний 32, натрий 22. Для средних широт космический фон создает мощность экспозиционной дозы на поверхности земли от 1 до 3 мкР/ч.
В естественном радиационном фоне выделяют так называемый технологически измененный естественный радиационный фон, который представляет излучения от природных источников, претерпевших определенные изменения в результате хозяйственной деятельности человека. Добываемые полезные ископаемые (фосфаты, сланцы, нефть, газ и увлекаемые с ними пластовые воды) выносят на дневную поверхность многие химические вещества, включая и естественные радионуклиды. Их количественное содержание в земных породах колеблется в широких пределах, в результате чего уровни радиоактивных загрязнений в прилегающих районах различны – от незначительного превышения естественного фона до величин, представляющих определенную опасность для здоровья персонала и населения. Основные источники облучения населения приведены в таблице 1 [2].
1.Виды ионизирующего излучения
Эффективность защиты от ионизирующего излучения в значительной степени зависит от знания его видов и свойств. Все виды ионизирующего излучения можно подразделить на две группы: электромагнитные, к которым относятся рентгеновское и g -излучение, и корпускулярные, или излучения ядерных частиц.
Рентгеновское и g-излучения принадлежат к широкому спектру электромагнитных излучений и располагаются в нем вслед за радиоволнами, видимым светом и ультрафиолетовыми лучами. Все эти виды излучений различаются длиной волны. Наиболее короткой длиной волны и, соответственно, наибольшей частотой электромагнитных колебаний в этом спектре обладают g — и рентгеновское излучения. Чем меньше длина волны, тем выше энергия излучения и больше его проникающая способность. Энергия, например, g-кванта кобальта-60 равна 1,33 МэВ.
Источником рентгеновского излучения является Солнце. Но это излучение поглощается земной атмосферой, иначе оно бы губительно действовало на все живое. Рентгеновское излучение также генерируется соответствующими аппаратами (ускорителями) для использования их в целях диагностики и лечения больных.
Гамма-излучение сопровождает ядерные реакции и распад многих радиоактивных веществ. Энергия g-излучения может иметь различные значения – от десятков тысяч до миллионов электрон-вольт. Оно может пройти через человеческое тело. В качестве защиты от гамма-излучения эффективно используются свинец, бетон или иные материалы с высоким удельным весом.
К ионизирующим относятся также излучения разного рода ядерных частиц
Бета-излучение – это поток электронов или позитронов. B — частицы обладают элементарным отрицательным (электрон) или положительным (позитрон) зарядом. Они возникают в ядрах атомов при радиоактивном распаде и излучаются оттуда. B — частицы могут проходить сквозь слой воды толщиной 1-2 см. Для защиты от b — излучения, как правило, достаточно листа алюминия толщиной несколько миллиметров. При внешнем облучении b — частицами тела человека на открытых поверхностях кожи могут образовываться радиационные ожоги различной тяжести. В случае поступления источников b — излучения в организм с пищей, водой и воздухом происходит внутреннее облучение организма, способное привести к тяжелому лучевому поражению.
Альфа-излучение – это поток тяжелых положительно заряженных частиц. Они в 7300 раз тяжелее a-частиц. По своей физической природе a — частицы представляют собой ядра атома гелия: они состоят из двух протонов и двух нейтронов и, следовательно, несут два элементарных положительных электрических заряда. Эти частицы испускаются при радиоактивном распаде некоторых элементов с большим атомным номером (в основном это трансурановые элементы с атомными номерами более 92). Альфа-излучение обладает большой ионизирующей способностью, но проникает в ткани тела человека на очень малую глубину. При облучении человека а — частицы проникают лишь на глубину поверхностного слоя кожи. Защититься от них можно листом обычной бумаги. Их пробег в воздухе не превышает 11 см. Таким образом, в случае внешнего облучения защититься от неблагоприятного действия а — частиц достаточно просто и они, казалось бы, не представляют серьезной угрозы здоровью людей. Положение коренным образом меняется в случае поступления источников а — излучения в организм человека с пищей, водой или воздухом. В этом случае они будут чрезвычайно опасными облучателями организма изнутри.
Нейтроны – нейтральные, не несущие электрического заряда частицы – при оценке радиационной аварийной обстановки могут играть существенную роль. Эти частицы вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления ядер урана или плутония. Нейтроны обладают высокой проникающей способностью. Ионизация среды в поле нейтронного излучения осуществляется заряженными частицами, возникающими при взаимодействии нейтронов с веществом. Отличительной особенностью нейтронного излучения является способность превращать атомы стабильных элементов в их радиоактивные изотопы, что резко повышает опасность нейтронного облучения. От нейтронного излучения хорошо защищают водородсодержащие материалы (парафин, полиэтилен).
Вполне естественно, что все защитные мероприятия от воздействия ионизирующих излучений основаны на знании свойств каждого вида излучения, характеристики их проникающей способности, особенностей эффектов ионизации.
2.Явление радиоактивности. Закон радиоактивного распада
Радиоактивность – это самопроизвольное превращение неустойчивого изотопа одного химического элемента из основного или возбужденного состояния в изотоп другого элемента, сопровождающееся испусканием элементарных частиц и электромагнитной энергии. Такие ядра или соответствующие атомы называют радиоактивными. Само явление называется радиоактивным распадом.
Количество любого радиоактивного изотопа со временем уменьшается в результате радиоактивного распада, который совершается самопроизвольно в результате внутриядерных процессов. Для каждого радиоактивного вещества скорость распада ядер его атомов постоянна, неизменна и характерна только для данного изотопа. Все радионуклиды распадаются в одном и том же порядке и подчиняются закону радиоактивного распада. Суть закона заключается в том, что за единицу времени распадается одна и та же часть имеющихся в наличии ядер атомов радиоактивного изотопа.
Для характеристики скорости распада радиоактивных элементов на практике вместо постоянной распада пользуются периодом полураспада Т1/2, который представляет собой время, в течение которого распадается половина исходного количества радиоактивных ядер. Для различных радиоактивных элементов период полураспада имеет значения от долей секунд до миллиардов лет.
3.Единицы измерения радиоактивности
Активность (А) – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
А = dN/dt,
где dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. В системе СИ единицей измерения активности является обратная секунда (с-1), имеющая специальное название беккерель (Бк). 1 Бк = 1 распад/с.
Используется и внесистемная международная единица активности кюри (Ки). Кюри – это такое количество радиоактивного изотопа, в котором число радиоактивных распадов в секунду равно 3,7?1010. Единица кюри соответствует радиоактивности одного грамма радия. В единицах беккерель и кюри выражают а — и b — активность.
Для характеристики g-активности введена другая единица – эквивалент одного миллиграмма радия (226Ra). Миллиграмм эквивалент радия – это активность любого радиоактивного препарата, g-излучение которого создает такую же мощность экспозиционной дозы, как g-излучение одного миллиграмма радия Государственного эталона РФ при платиновом фильтре 0,5 мм. Точечный источник в один миллиграмм (1мКи) радия, после начальной фильтрации через 0,5 мм платины, создает в воздухе на расстоянии 1 см мощность дозы 8,4 Р/ч. Эта величина называется ионизационной g-постоянной радия (К), которая принята за эталон мощности дозы излучения. С ней сравнивают К других радиоактивных изотопов. G — эквивалент изотопа М связан с его активностью А через ионизационную g — постоянную соотношением:
М = А * К /8,4 ,
которое позволяет сделать перерасчет от активности радиоактивного вещества, выраженной в мг-экв. радия, к активности, выраженной в Ки и наоборот.
Для характеристики рентгеновского и g — излучения устанавливают так называемую экспозиционную дозу (Х) ионизирующих излучений. Она характеризует ионизирующую способность рентгеновских и g-излучений в воздухе. На практике применяются внесистемная единица – рентген. Это такое количество излучения, при котором в одном см3 воздуха (0,001293 г) при атмосферном давлении 760 мм.рт.ст и температуре 0оС, образуется 2,08х109 пар ионов.
За единицу экспозиционной дозы в международной системе единиц (СИ) принят кулон на кг (Кл/кг), т.е. такое количество энергии рентгеновского и g — излучения, которое в кг сухого воздуха образует ионы, несущие суммарный заряд в 1 кулон электричества каждого знака. 1 Р = 2,58х10-4 Кл/кг, 1 Кл/кг = 3880 Р.
Экспозиционная доза не учитывает энергию ионизирующих излучений, которая поглощается облучаемым объектом. Для определения эффекта воздействия ионизирующих излучений в веществе введено понятие поглощенная доза (D) – фундаментальная дозиметрическая величина, определяемая в виде:
D = de / dm,
где de – средняя энергия, передаваемая ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm – масса вещества в элементарном объеме.
В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (Гр).
Внесистемной единицей измерения поглощенной дозы является рад. Единица рад (rad – radiation absorbed dose) – это такая доза, при которой в одном грамме массы облучаемого вещества поглощается энергия любого вида излучения равная 100 эрг.
Поскольку, при одной и той же дозе энергии g-квантов и частиц в одном грамме разной по составу биологической ткани поглощается различное количество энергии, поглощенную дозу в таких случаях находят расчетным путем:
D = Х*f,
где D – поглощенная доза; Х – экспозиционная доза Р в той же точке; f – переходный коэффициент.
Если в воздухе доза излучения 1 Р эквивалентна 88 эрг/г, то поглощенная энергия для этой среды составит 88 /100 = 0,88 рад. Таким образом, для воздуха поглощенная доза равная 0,88 рад соответствует экспозиционной дозе в 1 Р.
Переходный коэффициент f обычно определяют опытным путем на фантоме. Для воды и мягких тканей коэффициент f округленно принят за единицу (фактически он составляет 0,93). Следовательно, поглощенная доза в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Для костной ткани коэффициент f изменяется от 2 до 5.
Биологическое действие одних и тех же доз различного вида излучений не одинаково. Это связано с удельной ионизацией излучения. Чем выше удельная ионизация, тем больше коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или взвешивающий коэффициент (WR). Этот коэффициент показывает во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения выше рентгеновского или g-излучения при одинаковой поглощенной дозе в тканях.
Для оценки биологического действия излучения введено понятие эквивалентной дозы – это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения WR:
HTR = WR*DTR,
где DTR – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, а WR – взвешивающий коэффициент для излучения R.
Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющий специальное название – зиверт (Зв). Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является биологический эквивалент рада – бэр.
4.Действие ионизирующего излучения на организм человека
В результате воздействия ионизирующего излучения на организм человека в тканях могут происходить сложные физические, химические и биологические процессы.
Первичным физическим актом взаимодействия ионизирующего излучения с биологическим объектом является ионизация. Именно через ионизацию происходит передача энергии объекту.
Известно, что в биологической ткани 60-70 % по массе составляет вода. В результате ионизации молекулы воды образуют свободные радикалы Н- и ОН-
В присутствии кислорода образуется также свободный радикал гидроперекиси (H2O-) и перекись водорода (H2O), являющиеся сильными окислителями..
Получающиеся в процессе радиолиза воды свободные радикалы и окислители, обладая высокой химической активностью, вступают в химические реакции с молекулами белков, ферментов и других структурных элементов биологической ткани, что приводит к изменению биологических процессов в организме. В результате нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму — токсины. Это приводит к нарушениям жизнедеятельности отдельных функций или систем организма в целом. В зависимости от величины поглощенной дозы и индивидуальных особенностей организма, вызванные изменения могут быть обратимыми или необратимыми.
Некоторые радиоактивные вещества накапливаются в отдельных внутренних органах. Например, источники альфа — излучения (радий, уран, плутоний), бета — излучения (стронций и иттрий) и гамма-излучения (цирконий) отлагаются в костных тканях. Все эти вещества трудно выводятся из организма.
Особенности воздействия ионизирующего излучения при действии на живой организм
При изучении действия излучения на организм были определены следующие особенности:
— высокая эффективность поглощенной энергии. Малые количества поглощенной энергии излучения могут вызвать глубокие биологические изменения в организме;
наличие скрытого, или инкубационного, проявления действия ионизирующего излучения. Этот период часто называют периодом мнимого благополучия. Продолжительность его сокращается при облучении большими дозами;
— действие от малых доз может суммироваться или накапливаться. Этот эффект называется кумуляцией;
— излучение воздействует не только на данный живой организм, но и на его потомство. Это так называемый генетический эффект;
— различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению. При ежедневном воздействии дозы 0.02-0.05 Р уже наступают изменения в крови;
— не каждый организм в целом одинаково реагирует на облучение.
— облучение зависит от частоты. Одноразовое облучение в большой дозе вызывает более глубокие последствия, чем фракционирование.
В результате воздействия ионизирующего излучения на организм человека в тканях могут происходить сложные физические, химические и биологические процессы.
Известно, что две трети общего состава ткани человека составляют вода и углерод. Вода под воздействием ионизирующего излучения расщепляется на Н и ОН, которые либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений образуют продукты с высокой химической активностью: гидратный окисел НО2 и перекись водорода Н2О2. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая ее.
В результате воздействия ионизирующего излучения нарушается нормальное течение биохимических процессов и обмен в организме.
Поглощенная доза излучения, вызывающая поражение отдельных частей тела, а затем смерть, превышает смертельную поглощенную дозу облучения всего тела. Смертельные поглощенные дозы для всего тела следующие: голова — 2 000 рад, нижняя часть живота — 5 000 рад, грудная клетка — 10 000 рад, конечности — 20 000 рад.
Степень чувствительности различных тканей к облучению неодинакова. Если рассматривать ткани органов в порядке уменьшения их чувствительности к действию излучения, то получим следующую последовательность: лимфатическая ткань, лимфатические узлы, селезенка, зобная железа, костный мозг, зародышевые клетки.
Большая чувствительность кроветворных органов к радиации лежит в основе определения характера лучевой болезни. При однократном облучении всего тела человека поглощенной дозой 50 рад через день после облучения может резко сократиться число лимфоцитов, уменьшится также и количество эритроцитов (красных кровяных телец) по истечению двух недель после облучения. У здорового человека насчитывается порядка 1014 красных кровяных телец при ежедневном воспроизводстве 1012, а у больного такое соотношение нарушается.
Важным фактором при воздействии ионизирующего излучения на организм является время облучения. С увеличением мощности дозы поражающее действие излучения возрастает. Чем более дробно излучение по времени, тем меньше его поражающее действие.
Биологическая эффективность каждого вида ионизирующего излучения находится в зависимости от удельной ионизации. Так, например, a — частицы с энергией 3 мэв образуют 40 000 пар ионов на одном миллиметре пути, b — частицы с такой же энергией — до четырех пар ионов. Альфа- частицы проникают через верхний покров кожи до глубины до 40 мм, бета- частицы — до 0.13 см.
Наружное облучение a, b — излучениями менее опасно, т. к. a и b — частицы имеют небольшую величину пробега в ткани и не достигают кроветворных и других органов.
Степень поражения организма зависит от размера облучаемой поверхности. С уменьшением облучаемой поверхности уменьшается и биологический эффект. Так при облучении фотонами поглощенной дозой 450 рад участка тела площадью 6 см2 заметного поражения организма не наблюдалось, а при облучении такой же дозой всего тела было 50% смертельных случаев.
Индивидуальные особенности организма человека проявляются лишь при небольших поглощенных дозах.
Чем моложе человек, тем выше его чувствительность к облучению, особенно высока она у детей. Взрослый человек в возрасте 25 лет и старше наиболее устойчив к облучению.
Есть ряд профессий, где существует большая вероятность облучения. При некоторых чрезвычайных обстоятельствах (например, взрыв на АЭС) облучению может подвергнуться население, живущее на определенных территориях. Не известны вещества, способные полностью защитить, но есть частично защищающие организм от излучения. К ним относятся, например, азид и цианид натрия, вещества, содержащие сульфогидридные группы и т.д. Они входят в состав радиопротекторов.
Радиопротекторы частично предотвращают возникновение химически активных радикалов, которые образуются под воздействием излучения. Механизмы действия радиопротекторов различны. Одни из них вступают в химическую реакцию с попадающими в организм радиоактивными изотопами и нейтрализуют их, образуя нейтральные вещества, легко выводимые из организма. Другие имеют отличный механизм. Одни радиопротекторы действуют в течение короткого промежутка времени, время действия других более длительное. Существует несколько разновидностей радиопротекторов: таблетки, порошки и растворы.
При попадании радиоактивных веществ внутрь организма поражающее действие оказывают в основном a — источники, а затем b — и g — источники, т.е. в обратной наружному облучению последовательности. Альфа- частицы, имеющие плотность ионизации, разрушают слизистую оболочку, которая является слабой защитой внутренних органов по сравнению с наружным покровом.
Попадание твердых частиц в дыхательные органы зависит от степени дискретности частиц. Частицы размером меньше 0.1 мкм при входе вместе с воздухом попадают в легкие, а при выходе удаляются. В легких остается только небольшая часть. Крупные частицы размером больше 5 мкм почти все задерживаются носовой полостью.
Степень опасности зависит также от скорости выведения вещества из организма. Если радионуклиды, попавшие внутрь организма однотипны с элементами, которые потребляются человеком, то они не задерживаются на длительное время в организме, а выделяются вместе с ними (натрий, хлор, калий и другие).
Инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон и другие) не являются входящими в состав ткани. Поэтому они со временем полностью удаляются из организма.
Некоторые радиоактивные вещества, попадая в организм, распределяются в нем более или мене равномерно, другие концентрируются в отдельных внутренних органах. Так в костных тканях отлагаются такие источники a — излучений, как радий, уран и плутоний. Стронций и иттрий, которые являются источниками b — излучения, и цирконий — источник g — излучения тоже отлагаются в костных тканях. Эти элементы, химически связанные с костной тканью, очень трудно выводятся из организма.
Продолжительное время удерживаются в организме также элементы с большим атомным номером (полоний, уран и др.). Элементы, образующие в организме легкорастворимые соли и накапливаемые в мягких тканях, легко удаляются из организма.
На скорость выведения радиоактивного вещества большое влияние оказывает период полураспада данного радиоактивного вещества Т. Если обозначить Тб период биологического полувыведения радиоактивного изотопа из организма, то эффективный период полураспада, учитывающий радиоактивный распад и биологическое выведение, выразится формулой:
Тэф = Т *Тб / (Т + Тб)
Основные особенности биологического действия ионизирующего излучения следующие:
действие ионизирующего излучения на организм не ощутимо человеком. Поэтому это опасно. Дозиметрические приборы являются как бы дополнительным органом чувств, предназначенным для восприятия ионизирующего излучения;
— видимые поражения кожного покрова, недомогание, характерные для лучевого заболевания, появляются не сразу, а спустя некоторое время; суммирование доз происходит скрыто. Если в организм человека систематически будут попадать радиоактивные вещества, то со временем дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым болезням.
5.Основные принципы обеспечения радиационной безопасности
Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
Нормирование радиационного воздействия началось в 30-е гг. ХХ века. В это время для профессиональных работников была установлена дневная допустимая доза, которая соответствовала допустимому пределу дозы (ДПД), равному 0,5 Зв в год [4]. До середины 1970-х гг. ДПД рассматривался как некий пороговый уровень, ниже которого отсутствуют вредные для здоровья эффекты облучения, в т. ч. отдаленные.
В 1977 г., в целях повышения уровня безопасности при использовании ионизирующего излучения и исходя из современных представлений о действии малых доз радиации, Международная комиссия радиационной защиты (МКРЗ) приняла концепцию беспороговой линейной зависимости возникновения злокачественных новообразований и генетических повреждений при нормировании радиационного фактора и оценки возможных неблагоприятных для здоровья отдаленных последствий облучения. Из этой концепции вытекают три основных принципа радиационной защиты, которые приняты в современном нормировании.
Принцип обоснования. Не должна проводиться любая деятельность, связанная с использованием источников ионизирующего излучения, если польза для отдельных лиц и общества в целом не превышает риска, вызванного дополнительным облучением (по отношению к естественному радиоактивному фону).
Принцип оптимизации. При использовании любого источника ионизирующего излучения индивидуальные дозы и число облучаемых людей должны поддерживаться на столь низком уровне, насколько это возможно и достижимо с учетом экономических и социальных факторов.
Принцип нормирования. Индивидуальная доза облучения персонала и населения от всех источников ионизирующего излучения в процессе их эксплуатации не должна превышать действующих дозовых пределов.
Реализация первого принципа осуществляется путем обязательного лицензирования деятельности, связанной с возможным воздействием на людей ионизирующего излучения.
Второй принцип реализуется путем автоматизации технологических процессов, оптимизации труда и введения системы контрольных уровней. Контрольные уровни – это значения дозовых пределов и допустимых уровней, устанавливаемых руководством учреждения (предприятия) и местными органами Госсанэпиднадзора в целях максимально возможного снижения радиационного воздействия на персонал, население и объекты окружающей природной среды по отношению к регламентируемым нормативам и исходя из достигнутого уровня радиационной безопасности.
Третий принцип реализуется путем осуществления государственного надзора за обеспечением радиационной безопасности и установленным порядком ответственности за превышение регламентируемых дозовых пределов.
Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты
Основу системы радиационной безопасности составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу отечественных нормативных документов, надежно гарантирует безопасность и работающих с источниками излучения, и всего населения. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.
5.1.Требования к защите от природного облучения в производственных условиях
Требования по обеспечению радиационной безопасности при воздействии природных источников излучения в производственных условиях предъявляются к любым организациям, в которых облучение работников от природных радионуклидов превышает 1 мЗв/год. К ним, в частности, относятся организации, осуществляющие работы в подземных условиях (неурановые рудники, шахты и др.), а также добывающие и перерабатывающие минеральное и органическое сырье с повышенным содержанием природных радионуклидов. В проектной документации неурановых рудников и других подземных сооружений должны быть отражены вопросы радиационной безопасности.
Организации, добывающие и перерабатывающие руды с целью извлечения из них природных радионуклидов (урана, радия, тория и др.), а также организации, использующие эти радионуклиды, относятся к opгaнизациям, проводящим работы с техногенными источниками излучения.
Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).
Для составления перечня действующих организаций, цехов или отдельных рабочих мест, на которых должен осуществляться контроль радиационной обстановки, обусловленной природными источниками излучения, следует проводить их первичное обследование. Если в результате обследования в организации не обнаружено случаев превышения дозы облучения работников в 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль в ней не является обязательным. Однако при существенном изменении технологии производства, которые могут привести к увеличению облучения работников, следует провести повторное обследование. В организациях, в которых установлено превышение дозы 1 мЗв/год, но нет превышения дозы в 2 мЗв/год, следует проводить выборочный радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения работников. В организациях, в которых дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, должны, кроме того, осуществляться постоянный контроль доз облучения и проводиться мероприятия по их снижению.
В случае обнаружения превышения установленного норматива (5 мЗв/год) администрация организации принимает все необходимые меры по снижению облучения работников. При невозможности соблюдения указанного норматива допускается приравнивание соответствующих работников по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения. О принятом решении администрация организации информирует органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора. На лиц, приравненных по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения, распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные для персонала группы А.
Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м 3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:
мощность эффективной дозы g-излучения на рабочем месте -2,5 мкЗв/ч;
ЭРОАRn (эквивалентная равновесная объемная активность радона) в воздухе зоны дыхания – 310 Бк/м3;
ЭРОАTn (эквивалентная равновесная объемная активность торона) в воздухе зоны дыхания – 68 Бк/м3;
удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда – 40/f кБк/кг, где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;
удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – 27/f, кБк/кг.
При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.
5.2.Требования к ограничению облучения населения
Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения. Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.
В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.
Требования по обеспечению радиационной безопасности населения распространяются на регулируемые природные источники излучения: изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений, g — излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных изделиях, природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых. Органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации планируют и проводят работы по оценке и снижению уровней облучения населения природными источниками излучения. Сведения об уровнях облучения населения природными источниками излучения заносятся в радиационно-гигиенические паспорта территорий[10].
Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:
– менее 2 мЗв/год — облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения;
– от 2 до 5 мЗв/год — повышенное облучение;
– более 5 мЗв/год — высокое облучение.
Мероприятия по снижению высоких уровней облучения должны осуществляться в первоочередном порядке. Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз. Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.
Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения. При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей может быть дана по удельной суммарной a — и b — активности, которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг, соответственно. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг.
Примечание: Критическим путем облучения людей за счет радона, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона.
Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.
5.3.Критерии вмешательства на загрязненных территориях
Защита населения на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, осуществляется путем вмешательства на основе принципов безопасности при вмешательстве. При любых восстановительных действиях необходимо обеспечить не превышение уровня пороговых детерминированных эффектов у населения.
Числовые значения критериев вмешательства для территорий, загрязненных в результате радиационных аварий, и вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений («последствий прежней деятельности») различаются.
Критерии вмешательства на территориях, загрязненных в результате радиационных аварий
На разных стадиях аварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий, основанным на величине годовой эффективной дозы, которая может быть получена жителями в отсутствие мер радиационной защиты. Под годовой дозой здесь понимается эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающую среду в результате радиационной аварии. На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв, производится обычный контроль радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды и сельскохозяйственной продукции, по результатам которого оценивается доза облучения населения. Проживание и хозяйственная деятельность населения на этой территории по радиационному фактору не ограничивается. Эта территория не относится к зонам радиоактивного загрязнения. При величине годовой дозы более 1 мЗв загрязненные территории по характеру необходимого контроля обстановки и защитных мероприятий подразделяются на зоны.
1. Зоны радиационного контроля — от 1 мЗв до 5 мЗв. В этой зоне, помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения населения и его критических групп, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения.
2. Зона ограниченного проживания населения — от 5 мЗв до 20 мЗв. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указанную территорию для постоянного проживания, разъясняется риск ущербу здоровья, обусловленный, воздействием радиации.
3. Зона отселения – от 20 мЗв до 50 мЗв. Въезд на указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зоне запрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты.
4. Зона отчуждения – более 50 мЗв. В этой зоне постоянное проживание не допускается, а хозяйственная деятельность и природопользование регулируются специальными актами. Осуществляются меры мониторинга и защиты, работающих с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.
Критерии вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений
1. Уровень исследования – от 0,01 до 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определения величины дозы, ожидаемой за 70 лет.
2. Уровень вмешательства – более 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.
3. Решение о необходимости, а также о характере, объеме и очередности защитных мероприятий принимается органами Госсанэпиднадзора с учетом следующих основных условий:
– местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и пр.; промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места для сбора отходов и пр.);
– площади загрязненных участков;
– возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровней радиационного воздействия на население;
– мощности дозы g — излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;
– изменения мощности дозы g — излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).
5.4. Некоторые меры защиты от внешнего и внутреннего облучения
Как уже отмечалось, биологическое воздействие различных видов излучения неоднозначно, т.е. одна и та же поглощенная доза гамма- и альфа- излучения приводит к различному биологическому эффекту. С целью примерного выравнивания последствий воздействия различных видов излучения по их биологической эффективности введены понятия “относительной биологической эффективности” — ОБЭ излучения и эквивалентная доза облучения, единицей которой является зиверт (ЗВ).
Характер радиационного поражения организма определяется не только видом излучения, но ив значительной степени зависит от того было ли облучение внешним или внутренним.
Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Если же они оказываются в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попадают внутрь организма, то происходит внутреннее облучение тканей. В среднем примерно две трети эффективной эквивалентной дозы облучения, которую человек получает от естественных источников радиации, поступает от радиоактивных веществ, попавших в организм с пищей, водой и воздухом. Прежде чем попасть в организм человека радиоактивные вещества проходят по сложным маршрутам в окружающей среде и это приходится учитывать при оценке доз облучения, полученных от какого-либо источника. Радиоактивные вещества, выпадающие на поверхность земли, включаются в биологический круговорот веществ, прежде всего через растения. Среди различных продуктов деления особенно большое значение имеет включение в биологический круговорот веществ радионуклидов стронция и прежде всего 90Sr, обладающим длительным периодом полураспада. При любом способе попадания в организм стронций прочно фиксируется в нем и очень медленно выводится.
Одним из существенных барьеров, препятствующих включению продуктов деления в биологический цикл, является почва, которая их сорбирует. В отличии от большинства продуктов деления 90Sr сравнительно легко десорбируется катионами нейтральных солей, что облегчает его поступление в растения и накопление в урожае.
В целях сокращения поступления 90Sr и некоторых других радионуклидов в организм человека и животных необходимо снижать интенсивность их вовлечения в биологический круговорот через растения. Поскольку 90Sr концентрируется, как правило, в верхнем слое почвы толщиной около 5 см (до 70% — 80%), его можно перевести глубокой вспашкой в нижние слои почвенного слоя, до которых не доходит корневая система растений. На глубине 25-30 см он не будет сильно влиять на жизнь растений. Необходимо отметить также, что применение некоторых агротехнических мероприятий, таких, как внесение в почву органических удобрений и извести снижает поступление в растения 90Sr.
Необходимо также принять меры, предотвращающие поступление в организм радиоактивных веществ с продовольствием и водой.
Запасы продовольствия и воды следует хранить в пыле — водонепроницаемых емкостях. Если запасы продовольствия оказались зараженными, и возникла необходимость потребления зараженных продуктов, то их необходимо подвергнуть дезактивации. Например, достаточно многие свежие фрукты и овощи обмыть или снять с них кожуру. Плохо дезактивируются продукты, имеющие пористую поверхность, они подлежат уничтожению или отлеживанию. Молоко от коров, находящихся в зоне радиоактивного заражения, в связи с наличием в нем радиоактивного йода, возможно, окажется непригодным для употребления в пищу, так как радиоактивность молока может сохраняться в течение нескольких недель.
При заражении водоемов радиоактивные вещества могут поступать в организм человека по биологическим цепочкам вода — водоросли, планктон — рыба — человек или, если водоем служит для питьевого водоснабжения непосредственно по цепочке вода — человек. На водопроводных станциях питьевая вода, забираемая из подземных источников, может быть очищена от радиоактивных веществ осаждением коллоидных частиц с последующей фильтрацией. Питьевая вода, получаемая из подземных скважин либо хранящаяся в герметических емкостях, обычно не подвергается заражению радиоактивными веществами.
Среди мероприятий по сокращению поступления активных веществ в организм человека важное место отводится использованию средств защиты органов дыхания. Для этой цели пригодны в первую очередь респираторы различных типов (Р-2, Р-2д, «Лепесток», «Астра» и другие). При отсутствии респираторов могут быть использованы противогазы и простейшие средства защиты органов дыхания, такие, как противопыльная тканевая маска, ватно-марлевая повязка и другие. Применяются эти средства в период выпадения радиоактивных веществ и в течение нескольких последующих суток, когда радиоактивные вещества могут попадать в воздух в результате вторичного пылеобразования, обладая при этом высокой активностью.
Основными положениями, определяющими характер защиты от
Y
— излучения на загрязненной территории являются:
Мощность дозы Y — излучения наиболее высока в первое время после выпадения радиоактивных осадков, поэтому защиту от Y — излучения необходимо осуществлять буквально с первого часа, даже с первых минут выпадения радиоактивных осадков. Начало выпадения проявляется резким повышением уровня радиации.
— Пребывание в любом здании или сооружении снижает дозу Y — облучения, т.к. радиоактивные осадки, загрязнившие местность, пропорциональны коэффициенту ослабления Y — излучения, свойственного строению этого типа.
— Вследствие того, что мощность дозы Y — излучения снижается быстрее вначале, укрытие человека в сооружениях с определенным коэффициентом ослабления на один и тот же срок не всегда равноценно. В первые сутки после выпадения радиоактивных осадков укрытие избавляет человека от действия излучения в значительно большей дозе, чем во вторые и тем более в последующие сутки.
На основе вышесказанного для защиты от внешнего Y — излучения на загрязненной территории разработана практически важная рекомендация, заключающаяся в том, что первое время после выпадения радиоактивных осадков рационально рекомендовать такой режим радиационной защиты, чтобы при нем коэффициент ослабления Y — излучения укрытиями или средняя суточная защищенность были выше, чем в дальнейшем.
5.6. Расчет защиты и защитные материалы
Работа с радиоактивными веществами должна выполняться в отдельных специально оборудованных помещениях. Для работы с газообразными и летучими веществами используются боксы (шкафы) с вмонтированными в них резиновыми перчатками или механическими манипуляторами. Такие боксы имеют закрытую систему вентиляции. Работы с открытыми источниками (например, радиоактивными пробами грунта и т.п.) также проводят в боксах, либо используют индивидуальные защитные средства, такие как пневмошлемы, противогазы, резиновые перчатки и т.п.
Источники большой активности, уровни дозы, превышающие предел дозы, закрывают защитными экранами. Выбор материала и толщины защитного экрана зависит от вида излучения, его энергии и активности источника.
Наиболее распространенным методом расчета защиты является метод расчета по необходимой кратности ослабления. Необходимая кратность ослабления определяется отношением дозы излучения в рассматриваемой точке к пределу дозы и показывает во сколько раз необходимо понизить уровень радиации с помощью защитных средств, чтобы обеспечить безопасные условия работы:
На основании расчетных и экспериментальных данных созданы таблицы и номограммы для определения толщины защиты от Y — излучения из различных материалов.
Для защиты от g — излучения используют свинец, бетон, железо, воду, вольфрам, объединенный уран и осмий. Защита из бетона (r = 2.3 г/см3) прочна, дешева, но весьма громоздка и тяжела. Свинец (r = 11.34 г/см3) эффективен, но имеет плохие механические свойства. Его используют для изготовления контейнеров (в оболочках из железа) для транспортировки изотопов. Вольфрам (r = 19.3 г/см3) и объединенный уран (r = 18.7 г/см3) используют в особо ответственных приборах для обеспечения минимального веса защиты.
Для защиты от a — излучения достаточен слой воздуха в несколько сантиметров или экран из плексигласа или стекла толщиной в несколько миллиметров.
При работе с b — излучением необходимо предусмотреть защиту непосредственно от b — частиц и защиту от тормозного излучения, возникающего при торможении b — частиц в защитном экране. Тормозное излучение представляет собой кванты энергии, аналогичные Y — квантам.
Поэтому для защиты от b — частиц используют комбинированные экраны. В таком экране со стороны источника располагают слой из материалов с малой атомной массой (плексиглас, карболит и т.п.), которые дают низкоэнергетическое тормозное излучение. Толщина этого слоя должна соответствовать длине максимального пробега b — частиц в данном материале. За ним следует слой из материала с большой атомной массой, обеспечивающий ослабление наведенного тормозного излучения.
Для защиты от нейтронного излучения применяют различные материалы в зависимости от его энергии. Нейтроны с энергией более 0.5 МэВ хорошо ослабляются в результате процессов неупругого рассеяния защитой, состоящей из железа. Нейтроны с энергией менее 0.5 МэВ эффективно ослабляются защитой, содержащей водород (вода, парафин), а также материалы, содержащие бериллий, графит. Наиболее эффективные поглотители тепловых нейтронов — кадмий, бор и железо. Процесс захвата тепловых нейтронов сопровождается испусканием Y — излучения. Для комбинированной защиты от нейтронного и Y — излучения применяют слоевые экраны из тяжелых и легких материалов.
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
1.Бадрутдинов О.Р. Нормативно-правовое обеспечение радиационной безопасности // Экологический консалтинг.- 2001.- №2.- С. 5-23.
2.Григорьев Ю.Г. Памятка населению по радиационной безопасности.– М.: Энергоатомиздат, 1990.
3.Котляров А.А., Кривашеев С.В., Курепин А.Д., Мурашов. Воздействие ядерного излучения радона и его дочерних продуктов распада на население / АНРИ (аппаратура и новости радиационных измерений), № 2, 1994.
4.Радиационная экология//Ресурсы интернет
5.Ярошинская А.А. Ядерная энциклопедия.– М., 1996.