Глава 4. Радиационный поражающий фактор

4.1.Радиоактивность – это способность атомных ядер самопроизвольно распадаться с испусканием радиоактивных излучений, или распадаться путем спонтанного деления. При радиоактивном распаде исходное ядро превращается в ядро другого химического элемента.

Почему атомы радиоактивных элементов без какого-либо внешнего воздействия превращаются в атомы других химических элементов? Ответ на этот вопрос можно получить, рассматривая соотношения числа нейтронов и протонов в атоме. Все ядерные частицы, входящие в состав ядра, испытывают воздействие внутриядерных сил, а протоны, кроме того, - силы отталкивания. Наличие внутриядерных сил обуславливает прочность (стабильность) ядер. Оказывается, что все атомные ядра стабильных элементов характеризуются определенным отношением числа нейтронов к числу протонов. Для легких химических элементов оно равно единице и с ростом порядкового номера элемента возрастает до 1,65. При отклонении отношения числа нейтронов к числу протонов от стабильного возникает радиоактивный элемент.

Ионизирующие излучения – потоки частиц и квантов электромагнитного излучения, прохождение которых через вещество приводит к ионизации и возбуждению его атомов и молекул. Это электроны, позитроны, протоны, нейтроны и другие элементарные частицы, а также атомные ядра и электромагнитные излучения гамма-, рентгеновского и оптического диапазона. В случае нейтральных частиц (гамма-

кванты, нейтроны) ионизацию осуществляют вторичные заряженные частицы, образующиеся при взаимодействии нейтральных частиц с веществом (электроны и позитроны – в случае гамма-квантов, протоны или ядра отдачи – в случае нейтронов) [57-64 ].

Распад любого радиоактивного элемента (изотопа), радионуклида происходит так, что если имеется N радиоактивных атомных ядер, то из них в единицу времени распадается Nλ ядер, где λ - постоянная радиоактивного распада, которая показывает долю ядер, распадающихся в единицу времени, эта величина постоянна и характерна для данного типа ядер.

Такой распад приводит к экспоненциальному закону убывания числа атомных ядер данного вещества во времени и описывается формулой:

N = N₀ * e ^{–λ t} ,

где N₀ – количество атомных ядер, имеющихся в начальный момент времени.

Это уравнение часто называют основным уравнением радиоактивного распада или законом радиоактивного распада. Закон радиоактивного распада соблюдается для очень большого числа ядер. Для характеристики радиоактивного распада наряду с величиной λ часто используется величина Т_1/2, называемая периодом полураспада, то есть временем, в течение которого число ядер данного элемента в результате радиоактивного распада уменьшится в два раза. Следовательно,

N = 0,5N₀, при t = T_1/2 или N/ N₀ = e ^–λT1/2 = 1/2,

λT_1/2 = Ln 2 = 0,693 или T_1/2 = 0,693 / λ

Период полураспада Т_1/2 для разных радионуклидов имеет свои значения. Так, например, для стронция-89 – Т_1/2 = 53,5 дня, для стронция-90 – Т_1/2 = 28 лет, для цезия-137 – Т_1/2 = 30 лет.

При работе с радиоактивными веществами (РВ) важно знать не вес РВ, а его активность (количество или интенсивность излучения). Активность РВ (А) – это отношение числа распавшихся ядер dN за интервал времени dt к этому интервалу времени:

dN

А = ———

dt

За единицу активности РВ в системе СИ принята активность радиоактивного источника, в котором происходит 1 распад в секунду. Она названа Беккерелем.1 Бк = 1 расп./1с

Внесистемная единица активности Кюри (Ки) – это активность источника (РВ), при которой в 1 секунду происходит 3,7 x 10¹⁰ актов распада, следовательно, 1 Ки = 3,7 х 10¹⁰ расп./с = 3,7 х 10¹⁰ Бк. Такое число распадов в 1с дает 1 грамм радия-226 в равновесии с продуктами его распада.

Отношение активности радионуклида в образце к массе или объему вещества называется удельной или объемной активностью. Отношение активности радионуклида к площади поверхности, на которой он распределен, называется поверхностной активностью (плотностью заражения). Единицы измерения удельной (объемной) активности Бк/кг (Бк/м³) или Ки/кг (Ки/л), а поверхностной активности – Бк/см², Бк/м², или Ки/м², Ки/км².

Основной единицей измерения радиоактивности является доза ионизирующего излучения, которая характеризует количество энергии излучения, поглощенной единицей массы облучаемой среды. Это важнейшая дозиметрическая характеристика, определяющая степень воздействия ионизирующего излучения на объекты. Выделяют такие дозы излучения как экспозиционная, поглощенная, эквивалентная, эффективная эквивалентная, эффективная коллективная [ 62-72 ].

Экспозиционная доза – характеризует ионизирующую способность рентгеновского и γ-излучения. Эта доза ионизирующего излучения в воздухе, которая определяет потенциальную опасность воздействия излучения при общем и равномерном облучении человека. Единицей экспозиционной дозы рентгеновского или γ- излучения является кулон на килограмм (Кл/кг). Согласно стандарту, кулон на килограмм – экспозиционная доза рентгеновского или γ-излучения, при которой сопряженная с ней корпускулярная эмиссия в 1 кг сухого атмосферного воздуха производит ионы, несущие заряд в 1 кулон электричества каждого знака. В практике единицей экспозиционной дозы считают внесистемную единицу рентген (Р).

Рентген – это такая доза (количество энергии) рентгеновского или γ-излучения, при поглощении которой в 1 см³ сухого воздуха при нормальных условиях (при температуре 0 ^оС и давлении 760 мм рт.ст.) образуется 2,083 миллиарда пар ионов, каждый из которых имеет заряд, равный заряду электрона.

1 Кл/кг = 3 876 Р, следовательно, 1 Р = 2,58 х 10^-4 Кл/кг.

Дозе 1 Р соответствует поглощение 1 г воздуха 87 эрг энергии излучения, а 1 г биологической ткани 93,5 эрг энергии.

Единицы мощности экспозиционной дозы – ампер на килограмм (А/кг), рентген в секунду (Р/с) и рентген в час (Р/ч). Ампер на килограмм равен мощности экспозиционной дозы, при которой за секунду сухому атмосферному воздуху передается экспозиционная доза 1 кулон на килограмм.

1 А/кг = 3 876 Р/с ~ 3 900 Р/с = 14 х 10⁶ Р/ч;

1 Р/с = 2,58 х 10^-4 А/кг;

1 Р/ч = 7,17 х 10^-8 А/кг.

Поглощенная доза определяет степень тяжести лучевого воздействия на неживые объекты. Для измерения поглощенной дозы любого вида излучения Международной системой измерения СИ установлена единица Грей (Гр). Грей – это поглощенная доза излучения любого вида, при которой 1 кг облученного вещества передается энергия равная 1 Дж. На практике применяется внесистемная единица – рад, которая соответствует 100 эрг энергии, поглощенной массой в 1 г любого вещества.

Тогда 1 Гр = 1 Дж/кг = 10⁷ эрг / 10³ г = 10⁴ эрг/г = 100 рад.

Поглощенная доза используется для характеристики степени воздействия излучения на материалы, аппаратуру, приборы, электро- и радиосети.

Керма – это понятие используют для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений.

Керма (К) – отношение суммы начальных кинетических энергий (dE_к) всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе (dm) вещества в этом объеме: К = d E_к/ d m.

Единица измерения кермы в СИ такая же, как и единица измерения поглощенной дозы, т.е. грей. Грей равен керме, при которой сумма начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в веществе массой 1 кг, равна 1 Дж.

Эквивалентная доза используется для характеристики биологического воздействия ионизирующего излучения на человека, которая учитывает влияние качества излучения. В системе СИ единица измерения эквивалентной дозы – Зиверт (Зв), внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада).

1 Зв = 100 бэр.

Величина эквивалентной дозы числено равна произведению поглощенной дозы (Д_п) на коэффициент качества ионизирующего излучения (К_обэ).

Д_э = Д_п * К_обэ,

где: К_обэ – коэффициент относительной биологической эффективности излучения (коэффициент качества излучения), который для: рентгеновского и β-излучения равен 1; α-излучения – 20; нейтронов с энергией < 10 кэВ и > 20 МэВ – 5; с энергией 10-100 кэВ и 2-20 МэВ – 10; с энергией 0,1-2 МэВ – 20.

Эффективная доза – это эквивалентная доза, которая учитывает радиочувствительность органов и тканей организма человека. Она используется для определения риска отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных органов и представляет собой сумму произведений дозы в органе Д_i на соответствующий коэффициент W_i для органа или ткани:

n

Д _эф = Σ W _i * Д _i,

i=1

где: Wi – взвешивающий коэффициент для органов и тканей при расчете эффективной дозы (Д _эф), который равен для гонад – 0,20; костного мозга (красного), толстого кишечника, легких, желудка – по 0,12; мочевого пузыря, грудной железы, печени, щитовидной железы – по 0,05; кожи, клеток костных поверхностей – 0,01; остальных органов – 0,05; n - количество органов (тканей), подвергшихся облучению.

Доза эффективная коллективная – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Величина, определяющая полное воздействие излучения на группу людей, представляется в виде

n

Д_s = Σ Д _эфi * N_i,

i=1

где: Д_эфi – средняя эффективная доза на i-ю подгруппу людей;N_i – число людей в подгруппе.

Эта величина используется для оценки ущерба при действии малых доз облучения на большие группы людей (сотни тысяч человек), вызывающих соматико-стохастические эффекты (сокращение продолжительности жизни, злокачественные изменения крови, опухоли органов и тканей) и генетические эффекты (врожденные уродства). Эффективная коллективная доза измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

Для расчета вероятностных потерь и обоснования расходов на защиту населения принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе, равной 1 чел-Зв приводит к потере 1 чел-года жизни населения.

Естественные источники радиации включают космическое излучение и излучение от радиоактивных веществ, находящихся в теле человека и окружающей его среде.

Человек всегда подвергался воздействию естественной (природной) радиации или фоновому облучению.

Сейчас фоновое облучение человека создается космическим излучением, естественными и искусственными радиоактивными веществами, находящимися в теле человека и окружающей его среде.

Космическое излучение включает галактическое и солнечное излучение. Галактическое излучение состоит в основном из протонов, α-частиц и легких ядер. В космических излучениях обнаружен антипротон. В мегагалактике обнаружено более 10 тысяч источников радиоактивного излучения. До поверхности Земли сквозь толщу атмосферы проходит менее 1 % космических лучей. За пределами Земной атмосферы (выше 30 км) галактическое излучение создает дозы 50-100 бэр в год. Космические частицы взаимодействуют с атмосферным воздухом и создают вторичное высокоэнергетическое излучение за счет того, что они обладают высокими энергиями (до 10¹³ МэВ).

Солнечное излучение особенно интенсивно со во время вспышек на Солнце, электронная плотность излучения достигает (3-5) х 10¹³ см^-3 с энергией электронов 100-500 кэВ. Такие вспышки бывают два раза в год. Космическое излучение больше у полюсов, чем на экваторе и возрастает с высотой над поверхностью Земли. На уровне моря эффективная эквивалентная доза космического излучения составляет 30 мбэр/год, на высоте 2 км – 100-120 мбэр/год.

Естественные радиоактивные вещества, содержащиеся в окружающей среде и теле человека, насчитывают более 60 радионуклидов двух категорий – первичные и космогенные.

Первичные радиоактивные вещества образовались вместе с возникновением Земли и включают радионуклиды уранового и ториевого рядов (семейств) – всего 32 радионуклида, и радионуклиды, не входящие в радиоактивные семейства, то есть радионуклиды, не связанные между собой, такие как калий-40, рубидий-87 и другие – всего 11 радионуклидов.

Космогенные радионуклиды образуются в атмосфере Земли в результате взаимодействия космического излучения с ядрами азота, кислорода, аргона и другими, содержащимися в атмосфере, и поступают на Землю с осадками. К ним относится тритий, углерод-14, бериллий-7, натрий-22 и другие – всего 14 радионуклидов. Тритий и углерод-14 являются основными космогенными источниками внутреннего облучения человека на Земле. Углерод-14, имея период полураспада 5 600 лет, используется для определения возраста ископаемых останков животных и человека. Внешнее облучение от космогенных радионуклидов (бериллия-7, натрия-22, 24) незначительно и составляет 0,18 мбэр/год.

Основной вклад в дозу внешнего γ-излучения человека дают первичные радионуклиды - γ-излучатели уранового и ториевого семейств, а так же калий-40. Главные γ-излучатели – торий-228 и актиний-228 в ториевом ряду, 99 % дозы γ-излучения в урановых рядах дают свинец-214 и висмут-210. Средняя доза внешнего облучения от радионуклидов, содержащихся в окружающей среде, составляет 40 мбэр/год.

В помещениях доза внешнего γ-излучения примерно в 1,5 раза больше, чем на открытой местности, а в деревянных зданиях в 2-3 раза меньше.

Внутреннее облучение человека определяется калием-40, углеродом-14, свинцом-210, радием-226 и другими и составляет в среднем 130 мбэр/год.

Радон и продукты его распада дают основной вклад в суммарную дозу естественного облучения (более 75 %) и представляют наибольшую опасность для легких от естественных источников облучения. Концентрация радона в воздухе 5-10 Бк/м³, допустимая концентрация продуктов распада радона в помещениях: во вновь строящихся домах < 100 Бк/м³, в заселенных домах < 200 Бк/м³. При концентрации радона в помещениях 200 Бк/м³ доза облучения легких составляет 1,2 Р/год. В Финляндии обнаружены дома, где концентрация радона в 5 000 раз превышает среднюю. Доза облучения в таких домах может превышать 1 000 бэр/год.

Искусственные источники радиации в техносфере. При добыче урановых руд, угля, меди и других полезных ископаемых, а также при их переработке и использовании в атмосферу и окружающую среду выделяются естественные радиоактивные вещества, содержащиеся в рудах и энергоносителях. Так, например, годовые выбросы РВ при добыче и переработке меди: из рудника – 2,4 х 10⁵ МБк, из дробильной фабрики – 7 х 10⁴ МБк, плавильной печи – 1,7 х 10⁴ МБк, а при добыче цинка – 8,5 х 10⁶ МБк, из дробильной фабрики – 4 х 10⁴ МБк и из плавильного завода – 60 МБк. Содержание естественных РВ в угольной золе составляет 3,5 кБк/кг, в торфе – 80 Бк/кг, в природном газе – 1,0 кБк/м³.

Наибольшее загрязнение атмосферы радиоактивными веществами дают угольные электростанции, особенно старые, у которых выброс золы составляет 10 %; меньшее загрязнение атмосферы дают новые электростанции, на которых этот выброс составляет 2,5 %. Так угольная ТЭЦ электрической мощностью 1 ГВт за счет загрязнения атмосферы и местности радиоактивными веществами создает дозу облучения населения в зоне радиусом 20 км, равную 170 мбэр/год. Меньшие выбросы РВ дают ТЭЦ, которые работают на мазуте и незначительные выбросы дают ТЭЦ, работающие на газе.

Атомная энергетика включает в себя предприятия по добыче урановой руды, ее обогащению, получению урана, разделению изотопов урана, изготовлению тепловыделяющих элементов и сборок, получению ядерной энергии, переработке отработанного ядерного горючего. На каждом из таких предприятий идет утечка радиоактивных веществ в окружающую среду и облучение персонала и населения

[ 70-76 ].

При добыче урановой руды шахтным или открытым способом происходит выход радона и продуктов его распада в окружающую среду. Кроме того, при переработке урановой руды на гидрометаллургических заводах и аффинажных фабриках происходит дополнительный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду. Оценки показывают, что выход радиоактивных веществ в окружающую среду незначительный и облучение населения, проживающего вблизи металлургических заводов и аффинажных фабрик, пренебрежимо мало и составляет 5 х 10^-3 мбэр/год.

При добыче урановой руды имеет место повышенное облучение персонала, так, например, доза облучения легких у подземных рабочих составляет 1 – 2 Р/год, а у рабочих на открытой местности она в 3 раза меньше. Годовая доза внешнего облучения у подземных рабочих составляет 1 Р и 0,5 Р у рабочих на открытой местности.

При переработке и обогащении урановой руды облучение персонала значительно ниже допустимых доз.

При работе АЭС (получении энергии) происходит выход в атмосферу радиоактивных веществ в количествах не более 500 Ки/сут на один реактор электрической мощностью 1 000 МВт. В продуктах выброса основной вклад дают короткоживущие радиоактивные благородные газы. Доза облучения в зоне радиусом 10 км вокруг АЭС за счет выбросов РВ мала и составляет не более 1,5 * 10^-4 мбэр/год. Доза облучения персонала АЭС находится в пределах 1 – 5 бэр/год, из них 2/3 дозы персонал получает на ремонтных работах.

Радиохимические заводы по переработке отходов ядерного горючего дают самые большие выбросы РВ в атмосферу из всех предприятий ядерного комплекса. Так, например, типовой радиохимический завод производительностью 1500 т/год выбрасывает радиоактивные вещества активностью 1,7 * 10⁷ Ки/год, в том числе 8 х 10⁵ Ки/год трития и более 7 Ки/год долгоживущих изотопов стронция, цезия и плутония. Такие выбросы РВ в окружающую среду приводят к тому, что доза облучения населения, проживающего вблизи радиохимических заводов, составляет примерно 10 мбэр/год, а в радиусе 20 км – 1 мбэр/год.

Облучение населения при медицинских обследованиях и радиодиагностике – основной источник облучения населения России, который дает среднюю дозу облучения 140 мбэр/год. Рентгенотерапия онкологических больных проводится в течение 1 – 2 недель, и за это время доза облучения на орган (ткань) составляет 2 000 – 6 000 бэр.

Средняя годовая доза облучения населения Великобритании и России (СНГ) от всех источников облучения в 1993 году приведена в табл. 4.1.

Таблица 4.1

Средняя годовая доза облучения населения Великобритании и России (СНГ)

№	Источник	Великобритания, МкЗв (мбэр)	Россия(СНГ),МкЗв (мбэр)
1	Космические лучи	250 (25)	320 (32)
2	Гамма-излучение от земных пород	250 (25)	440 (44)
3	Внутреннее облучение	300 (30)	360 (36)
4	Радон и продукты его распада	1 200 (120)	1 090 (109)
5	Торий и продукты его распада	300 (30)	1 090 (109)
6	Медицинские исследования	300 (30)	1 230 (123)
7	Радиоактивные осадки	10 (1)	20 (2)
8	Облучение при профессиональной деятельности	5 (0,5)	5 (0,5)
9	Выбросы радионуклидов	< 1(0,1)	31 (3,1)
10	Другие источники	10 (1)	——
	Общая доза	2 500 (250)	4 200 (420)

Из анализа данных, представленных в табл.4.1, следует, что основной вклад в дозу облучения населения России, как и других стран дают естественные источники излучения.