Радиосенсибилизаторы - соединения, снижающие радиоустойчивость живых организмов.

Возможность повышения поражающего действия ионизирующих излучений привлекает внимание ученых и врачей-практиков. Поэтому велись и проводятся интенсивные поиски соединений, усиливающих поражающее действие радиационного излучения. Такие соединения могут принести большую пользу при лучевой терапии онкологических больных.

По своей химической природе сенсибилизаторы могут относиться к различным классам соединений. Так, радиосенсибилизирующим эффектом обладают иодацетамид, йодуксусная кислота, хлормеркурийбензоат, кетоальдегиды, фторурацил, актиномицин Д. По механизму действия на живые системы их можно подразделить на 2 группы: а) усиливающие первичные радиационные повреждения макромолекул б) ингибирующие процессы пострадиационного восстановления.

По первому механизму действуют соединения с ярко выраженными окислительными свойствами, которые спосбны отбирать электроны у атомов и молекул и способствовать, таким образом, образованию ионов и свободных радикалов. К таким соединениям можно отнести искусственно синтезированные свободные радикалы, такие как тиацетомин –N- оксин, n-нитроацетофенон, нитраимдазолы, нитрофураны.

По второму механизму действуют различные аналоги азотистых оснований и антибиотики. В частности, аналоги азотиситых оснований, повышают количество поврежденых молекул ДНК при облучении за счет ингибирования процессов репарации макромолекул. Например, 5-фторурацил ингибирует активность тимидилат-синтазы, фермента, участвующего в синтезе тимина Антибиотик актиномицин Д связывается с гуаниновым нуклеотидом ДНК и ингибирует синтез и-РНК, и соответственно, белков-ферментов, участвующих в пострадиационной репарации, например, РНК-полимеразы. Таким образом, все ингибиторы синтеза нуклеиновых кислот и синтеза белка, являются эффективными радиосенсибилизаторами.

Радиомиметики – соединения имитирующие действие ионизирующих излучений.

В 40–ых годах 20 века было обнаружено, что отравляющий газ нервно-паралитического действия иприт вызывает реакции, сходные с реакциями возникающими в организме при облучении. В частности, было показано, что иприт подавляет рост опухолевых клеток, вызывает хромосомные аберрации, задерживает деление клеток. В последующем такие же эффекты были обнаружены и при действии на живые системы структурных аналогов иприта.

CH₂ - CH₂Cl

S иприт

CH₂ - CH₂Cl

Предполагается, что радиомиметики, как и ионизирующие лучи, повреждают макромолекулы и снижают эффективность работы репарационных систем. Естественно, радиомиметики, полностью не могут воспроизводить эффекты, проявляющиеся на тканевом и организменном уровне при облучении. Это связано с тем, что химическое вещество не может проникать одновременно во все клетки, ткани и органы, как в случае ионизирующего излучения.

Радиомиметическая способность обнаружена у различных соединений, содержащих следующие функциональные группировки: ипритную (SCH₂ - CH₂Cl ), эпоксидную ( -CH –CH- ), этиламинную (CH₂ - CH₂ ), перекисную (-CH –CH- ), гидроксиперекисную (-CH –CH- ).

Контрольные вопросы и задания.

1. Какие вещества являются радиомодификаторами?

2. Предложите схему эксперимента для определения модифицирующей активности химического соединения.

3. Какие химические соединения можно отнести к радипротекторам? Приведите примеры .

4. Объясните физиологические и биохимические механизмы повышения устойчивости живых организмов при действии радипротекторов.

5. Как Вы понимаете термин «кислородный эффект»? Что означает коэффициент кислородного усиления?

6. Проявится ли кислородный эффект у анаэробных бактерий при облучении их на воздухе? Ответ обоснуйте.

7. Увеличится ли ( если увеличится - насколько) поражаемость клеток радиацией при повышении концентрации кислорода в воздухе:

а) на 5 % б) на 10 % в) на 20 %

2. LD₅₀ для дрожжевых клеток равняется 10 Зв. После обработки их актиномицином Д эта доза уменьшается до 5 Гр. К какому классу радиомодификаторов относится этот антибиотик.

3. При облучении бактерий в анаэробных условиях в дозе 50 Гр погибло 50 % клеток. Какая доза радиации необходима для достижения такого же эффекта при облучении этих бактерий на воздухе, если ККУ = 3 ?

4. После введения мышам лекарственного препарата, ЛД₅₀ для них увеличилась с 12 Гр до 15 Гр. Является ли этот препарат радиопротектором?

5. Какие способы Вы можете предложить для повышения эффективности лечения при радиотерапии злокачественных опухолей?

6. Введение этилового спирта в организм человека и млекопитающих повышает их устойчивость к облучению. Однако, это соединение не относится к радипротекторам. Почему?

7. Бригада ремонтников на атомной электростанции работала в течение 2 часов при экспозиционной мощности дозы гамма-излучения Р_экс = 0,05 мГр/с. До облучения в организм рабочих был введен радиопротектор с ФИД = 3. Какую эквивалентную дозу облучения получил каждый работник, и каковы прогнозируемые последствия для его здоровья?

8. Человек облучался тотально  - лучами с Р_экс = 1 мГр/с в течение часа. Какой диагноз относительно здоровья этого человека? Какие способы лечения этого облученного Вы можете предложить?

9. Как можно уменьшить вредное действие ионизирующего излучения на нормальные ткани при лечении опухолей?

1. Предложите Ваше объяснение механизмов индуцирования и проявления канцерогенных эффектов ионизирующих излучений.

2. Какова зависимость между появлением злокачественных новообразований и величиной поглощенной дозы у животных?

3. Какими путями в организм человека могут попасть радионуклиды?

4. От каких факторов зависеть транспортабельность радионуклидов в организме человека?

5. Опишите путь распределения в организме человека следующих нуклидов, попавших в желудочно-кишечный тракт:

а) ⁴⁵Cа б) ⁶⁵Zn в) ²²Na

6. В организм человека с питьевой водой попало радиоактивное соединение с ²²⁶Ra ( α-излучение, Е = 4,76 Мэв, Т_1/2 = 1620 лет). Начальное значение Д_экз = 1 мГр/час. Какие последствия для здоровья вызовет это облучение?

7. С зараженной радиоактивной пищей в организм попало соединение с ¹⁴С ( β-излучение, Е =165 кэВ, Т_1/2 = 5500 лет). Начальное значение Д_экз = 1 мкГр/мин. Какие последствия для здоровья вызовет это облучение?

8. В течение недели с водой и пищей в организм поступала смесь радионуклидов содержащих ( в % от общего количества) ³H – 30 , ¹⁴С – 30 , ¹³¹I– 30, ⁴⁰К – 10. Какой орган в данном случае с наибольшей вероятностью может стать критическим органом? Ответ обоснуйте

9. В результате аварии на АЭС в водопровод попала сверхтяжелая вода, содержащая ²H, ³H. Суммарная активность этих нуклидов в питьевой воде составила 2 ·10^-6 Ки/л. Люди пили эту воду в течение 2-х суток. Какие последствия для здоровья этих людей имел этот случай.

10. Минеральная вода из новой скважины характеризуется следующей активностью изотопов: ²²Na = 3,5·10^-7 Ки/л, ³⁶Cl = 2 ·10^-7 Ки/л. Допускается ли использование этой скважины для производства питьевой минеральной воды? Ответ обоснуйте.

Лекция 7 РЭ

Основные источники радиоактивного загрязнения окружающей среды

Основными источниками загрязнения окружающей среды искусственными радиоактивными изотопами являются: ядерные взрывы в военных или мирных целях, аварии на ядерных объектах различного назначения, накапливающиеся отходы атомной промышленности, использование радиоактивных материалов в различных областях хозяйства, промышленности, науки и медицины.

Первые три источника наиболее значимы и они и в основном за счет них произошло радиоактивное загрязнение нашей планеты. Они также являются главными источниками возможного загрязнения окружающей среды в будущем. Эти источники более подробно будут рассмотрены ниже.

Загрязнение окружающей среды в результате ядерных взрывов

Образование радиоактивных продуктов ядерных взрывов. Ядерные взрывы осуществляются в результате двух типов ядерных превращений. Первоначально были созданы атомные бомбы, в которых выделение огромного количества энергии осуществлялось в результате деления природного урана ²³⁵U или плутония ²³⁹Pu, полученного в реакторе из урана ²³⁸U. В дальнейшем были созданы так называемые водородные бомбы, в которых в процессе синтеза гелия ⁴Не из водорода ¹Н и трития ³Н , выделяется большое количество энергии. Эта реакция протекает лишь при очень высоких температурах ( несколько миллионов градусов). Такие значения температуры достигаются при взрыве урановой и плутониевой атомных бомб. При взрыве водородной бомбы выделяются нейтроны высокой энергии, которые обладают способностью вызывать реакцию деления ядер ²³⁸U. В составе природного урана более 99 % приходится на долю этого изотопа. Поэтому для увеличения мощности взрыва термоядерный заряд помещают в урановую оболочку. В бомбах такого типа, осуществляются три типа ядерных реакций: вначале реакция деления ²³⁵U или ²³⁹Pu, затем реакция синтеза гелия и, наконец, вновь реакция деления урана ²³⁸U. Все эти реакции и ядерных превращений быстротечны, взрыв происходит в течение миллионной доли секунды.

В результате деления ядер урана или плутония образуется большое количество (около 80 типов) так называемых осколков деления. Большинство осколков деления представляют собой радиоактивные изотопы более легких элементов, от ⁷²Zn до ¹⁶¹Тb. Они подвергаются радиоактивному распаду, образуя, в свою очередь, радиоактивные осколки деления ядер. Каждый осколок претерпевает обычно несколько радиоактивных распадов до того, как превратится в стабильный нуклид. Ниже приведен один из подобных примеров радиоактивного распада осколка (в скобках даны периоды полураспада) :

⁹⁰Br (16 с)  ⁹⁰Kr (33 с)- ⁹⁰Rb (4 мин)-  ⁹⁰Sr (28 лет)  ⁹⁰It (64,2 ч)- ⁹⁰Ce (стабильный изотоп).

Каждый из осколков деления тя­желых ядер характеризуется различной активностью, период полураспада каждого нуклида может колебаться от нескольких секунд до десятков лет. Смесь продуктов деления на каждый момент вре­мени имеет сложный состав. Однако, как показали ис­следования, суммарная радиоактивность осколков де­ления снижается с течением времени с определенной закономерностью, которая описывается соотношением:

А₂ = А₁ t^-1,2

где А₂ , А₁— активность смеси осколков деления соответственно, в моменты времени t₂ и t₁. t—время деления (t₂ - t₁ ).

Из закона радиоактивного распада ( в случае распада смеси множества радионуклидов – активных осколков деления) выведено следующее правило: каждое десяти­кратное снижение активности осколков деления и мощности дозы гамма-излучения происходит в результате увели­чения их возраста в 7 раз.

Данные о динамике суммарной активности осколков де­ления после ядерного взрыва приведены в таблице 4. Как видно, через сутки после взрыва остаточная активность радионуклидов составляет около 0,02 %, через 10 суток – около 0,001 % от исходной радиоактивности.

Мощность ядерного взрыва измеряется по тротиловому эквиваленту, т.е. сравнивается с энергией, выделяемой при взрыве тротила: 1 килотонна = 10³ т тротила, 1 мегатонна = 10⁶ т тротила. Самая мощная водородная бомба, взорванная в атмосфере Советским Союзом над архипелагом Новая Земля в 1961 г., имела тротиловый эквивалент в 60 Мт.

На каждую килотонну мощности взрыва образуется примерно 37 г высокоактивных осколков, через 1 мин после ядерного взрыва их активность по -излучению эквивалентна активности 30 000 т радия. Однако, про­дукты деления при ядерном взрыве, главным образом, представлены быст­ро распадающимися радионуклидами. Поэтому активность ос­колков в течение суток после взрыва снижается более чем в 3000 раз. Долговременное радиоактивное заражение местности после ядерного взрыва обуславливается активностью следующих долгоживущих продуктов деления ( в скобках указаны периоды полураспада): ⁸⁹Sr (50,5 сут), ¹⁰³Ru (39,8 сут), ¹³¹I (8,05 сут), ¹⁴¹Ce (31,1 сут), ⁹⁵Zr (65 сут), ¹⁰⁶Ru (365 сут), ¹⁴⁰Ba (12,8 сут), ¹⁴⁴Ce (285 сут), ⁸⁵Kr (10,7 лет), ¹³⁷Cs (30 лет), ⁹⁰Sr (28 лет).

Таблица 7.1.

Суммарная относительная активность осколков деления после ядерного взрыва (в условных единицах)

Время после взрыва, ч	Относитель­ная актив­ность	Время после взрыва, ч	Относитель­ная актив­ность
1	1000	30	17
1,5	610	40	12
2	440	60	7,3
3	270	100	4,3
5	150	200	1,7
7	97	400	0,75
10	63	600	0,46
15	39	800	0,33
20	27	1000	0,25

В состав продуктов ядерных взрывов, помимо ос­колков деления тяжелых элементов, входит и часть ядерного горюче­го (²³⁹Рu или ²³⁵U) атомной бомбы, не успевшего про­реагировать во время взрыва. Считается, что во время взрыва, в реакции деления участвуют только 20-30 % ядер тяжелых элементов. После взрыва атомной бомбы мощностью 20 килотонн в окружающую среду выбрасывается около 2,710³ Ки ²³⁹Рu. Кроме того, в составе продуктов ядерного взрыва в заметных количествах (особенно в первые дни после взрыва) находятся продукты нейтронной активации. При ядерном взрыве в расчете на 1 килотонну мощно­сти взрыва образуется 2,2510²³ нейтронов, которые, взаимодействуя с конструктивными материалами бом­бы и ядрами элементов почвы, воды и воздуха, пре­вращают стабильные элементы в радионуклиды. При наземном взрыве бомбы мощностью 1 мегатонна через сутки радиоактивность осколков деления составляет 410⁹ Ки, продуктов нейтронной активации - 110⁸ Ки. С радиологической точки зрения, из всех радионукли­дов, являющихся продуктами нейтронной активации, наиболее важными являются ³Н, ¹⁴С, ⁵⁴Мn и ⁵⁶Fe.

С 1945 по 1996 г на Земле было произведено более 2000 взрывов ядерных бомб: (США – 1056, СССР – 718, Франция – 188, Китай – 37, Великобритания – 22, Индия и Пакистан – по 6). До заключения в 1963 г. Договора об ограничении испытаний ядерного оружия в трех средах (в атмосфере, под водой и в космосе) значительная часть взрывов (около 500) была осуществлена в наземных условиях и в атмосфере. Суммарная активность ежегодного загрязнения радиоактивными веществами в некоторые годы (особенно интенсивно в 1954–1958 и 1961 – 1962 гг.) достигал 10⁴–10⁵ МКи. После 1963 г. испытания (кроме подземных) почти прекратились, позднее не присоединившиеся к Договору страны Франция и Китай также полностью прекратили испытания в атмосфере (соответственно в 1974 и 1980 гг.). С 1996 года по настоящее время, все ядерные державы придерживаются моратория на любые ядерные взрывы, включая подземные. Суммарная активность, попавших в окружающую среду долгоживущих изотопов в результате испытаний ядерного оружия на Земле находится в следующих интервалах: 26– 41 МКи ¹³⁷Cs; 20-35 МКи ⁹⁰Sr; 1,5 МКи ^24IAm.

За годы гонки вооружений в мире накоплены десятки тонн оружейного плутония и сотни тонн высокообогащенного ²³⁵U. Если последний после соответствующего разбавления природным ураном можно использовать непосредственно в качестве топлива на АЭС, то накопленный оружейный и реакторный плутоний пока вторично не используется. К тому же плутоний – высокотоксичный элемент, и обращение с ним требует большой осторожности.

Множество проблем возникло в связи с деятельностью атомных ВМС. На советском атомном флоте произошло несколько крупных аварий, например мощный взрыв в 1985 г. в бухте Чажма (Шкотово-2) при перегрузке реакторного топлива с атомной подводной лодки (АПЛ), приведший к загрязнению кораблей, причалов и береговой территории на расстоянии до 30 км в заливе Петра Великого близ Владивостока. В разные годы в результате аварий в открытом море затонули 5 советских АПЛ вместе с реакторами.

Срок службы АПЛ – 30–40 лет. К 2005 г. из всех 250 построенных в советское время лодок более 200 уже были сняты с эксплуатации, однако утилизированы только около 80 кораблей, остальные ждут своей очереди (причем до 80 % списанных АПЛ стоят с еще не выгруженным ядерным топливом). В переполненных хранилищах флота накоплено около 40 тыс. м³ жидких и твердых радиоактивных отходов. В северных и дальневосточных морях в прошлые годы затоплено не менее 18 реакторных отсеков, снятых с АПЛ (6 из них – с невыгруженным топливом). Особенно много прибрежных захоронений контейнеров, твердых радиоактивных отходов и реакторных отсеков АПЛ у архипелага Новая Земля. Суммарную активность всех подводных захоронений у нас в стране за время между 1959 и 1992 гг. оценивают в 9–10 МКи. Захоронения твердых и слив в океан жидких радиоактивных отходов продолжались вплоть до 1993 г., пока Россия не присоединилась к Лондонской конвенции по запрещению сброса радиоактивных отходов в Мировой океан. Отходы с общей активностью до 2 МКи с предприятий военно-промышленного комплекса европейских стран (Великобритании, Бельгии, Нидерландов, Швейцарии и др.) слиты или захоронены в контейнерах в виде низкоактивных отходов в северной части Атлантического океана и, в меньшем количестве, – в Тихом океане.

Ядерные взрывы в промышленных целях

В середине 20 –го века предпринимались попытки использования ядерных взрывов для мирных целей: разведка полезных ископаемых, интенсификация газо- и нефтеотдачи промыслов, создания подземных емкостей для хранения углеводородного топлива или для захоронения биологически опасных отходов, тушения пожаров на скважинах, создания траншей (каналов) и плотин и др. На территории бывшего СССР, в период 1965 и 1989 гг., осуществлено 124 (общее число зарядов–135) подземных ядерных взрыва промышленного назначения. Наибольшее количество таких взрывов произведено в Казахстане (30), Астраханской обл. (15), Якутии (12), Красноярском крае (9), Пермской и Тюменской областях (по 8). На территории Башкирии было произведено 2 ядерных взрыва. Эти взрывы в ряде случаев сопровождались выбросами радиоактивных веществ на поверхность, что привело к появлению локальных очагов загрязнения в Оренбургской, Астраханской, Пермской и Ивановской областях, Якутии, Башкирии, Казахстане.

Опасность таких взрывов заключается не только возможности локального радиоактивного загрязнения окружающей среды, но и в непредсказуемости экологических последствий в последующие годы. Как известно, такие взрывы проводятся не в условиях специализированного полигона, а в разных районах планеты с различными геологическими и климатическими характеристиками. Очевидно, что экологический ущерб от таких взрывов значительно превышает временные экономические выгоды. Учитывая это обстоятельство, США вообще отказались от идеи «мирного» использования ядерных взрывов.

Необходимо отметить, что проекты такого рода в нашей стране, во многих случаях оказались недостаточно проработанными и обоснованными. Так, с помощью ядерных взрывов в Астраханских солевых месторождениях предполагали создать емкости для хранения стратегических запасов газового конденсата. Полученные в 1980–1984 гг. благодаря 15 ядерным взрывам емкости общим объемом 6 ·10⁵ м³ вскоре оказались непригодными к использованию: емкости стали заплывать, а через устья скважин на поверхность выносилась радиоактивная жидкость. Радиоактивное загрязнение земной поверхности у устьев скважин наблюдалось и на нефтепромыслах, где с целью усиления нефтеотдачи были произведены подземные взрывы. В наследство от опытного подрыва в 1971 г. двух сравнительно небольших ядерных зарядов в Пермской тайге осталось впечатляющее по размерам озеро со значительными уровнями радиоактивного загрязнения по берегам и в донных отложениях.

В 1970-е гг. прорабатывался проект прокладки канала длиной 64 км для переброски части северных вод на «спасение» мелеющего Каспия с помощью 200 – 250 мощных ядерных взрывов. К счастью, этот авантюрный проект, не учитывающий ни периодических колебаний уровня Каспийского моря, ни экологических последствий таких взрывов, не был осуществлен. В настоящее время уровень воды, без всякой «переброски вод», повысился здесь настолько, что затопленными оказались громадные площади Прикаспийской низменности.

Использование радиоактивных материалов в различных областях промышленности, науки и медицины

Второстепенное, но немаловажное значение имеют случаи бесконтрольного обращения с различными радиоактивными материалами, которые довольно широко применяются в нашей современной жизни. Их активность обычно невелика, но встречаются (особенно в промышленности) источники излучения повышенной мощности (с соответствующей защитой при нормальной эксплуатации). Это различные измерительные приборы: уровнемеры и толщиномеры, расходомеры и измерители плотности, дефектоскопы (например, для контроля сварных швов), приборы со светящимися табло и циферблатами, радиоизотопные детекторы противопожарных систем контроля и др. Радиационные методы применяют в химической медицинской, промышленности, в различных областях научных исследований. Так, например, в г. Москве и Московской области находятся около 1500 предприятий и учреждений, использующих радиоактивные изотопы.

Индикаторы задымления, содержащие безопасные при нормальной эксплуатации радиоактивные вещества, используют в противопожарных системах сигнализации в жилых домах и гостиницах. В культурных и развлекательных комплексах в целях безопасности устанавливают табло с люминесцентными составами постоянного свечения, также содержащими радиоактивные вещества (чаще всего тритий). Такие устройства не всегда имеют предупреждающие надписи о радиоактивности.

В современном здравоохранении все шире применяется «ядерная медицина», использующая радиоактивные фармацевтические препараты для диагностики и источники излучения для лучевой терапии. Радиоизотопные меченые вещества применяются также для разработки новых лекарственных препаратов и ускорения исследований их безопасности (отсутствия побочных эффектов). Радиоиндикаторные методы исследования широко применяют и в научных исследованиях.

Это только отдельные примеры использования радиоактивных веществ в различных сферах человеческой деятельности. Иногда такие устройства и материалы становятся опасными из-за механических повреждений при неаккуратном с ними обращении. Крупнейший инцидент такого рода произошел в 1987 году в г. Гойяна (Бразилия), где вследствие разгерметизации цезиевого источника медицинского назначения, украденного из института радиотерапии, подверглись облучению 24 человека, из которых 4 погибли. Нередки случаи, когда из-за потери контроля над источниками со значительной радиоактивностью (такими, к примеру, как в заводских дефектоскопах) они оказываются на несанкционированных свалках вместе с мусором или попадают на переплавку вместе с

Использование ядерной энергии для получения электричества

Ядерная энергетика в настоящее время является важным компонентом мирового производства электроэнергии. Число стран, которые не менее четверти всей вырабатываемой электроэнергии получают на АЭС, приближается к 20 (табл. 4.1). По суммарной мощности атомных станций лидируют США, Франция, Япония, Германия и Россия.

Таблица 7.2. Количество энергоблоков на атомных электростанциях различных стран планеты (по состоянию на 2001 год )

Страны	Количество энергоблоков		Страны	Количество энергоблоков
США	104	20	Тайвань	6	25
Франция	59	75	Швейцария	5	36
Япония	53	35	Словакия	6	47
Великобритания	35	29	Венгрия	4	38
Канада	14	12	Финляндия	4	33
Германия	19	31	Чехия	4	21
Ю. Корея	16	43	КНР	3	1,2
Швеция	11	47	Россия	29	14,4
Индия	11	2,7	Украина	14	44
Испания	9	31	Литва	2	73
Бельгия	7	58	Армения	1	36
Болгария	6	47	ВСЕГО	433	17

Некоторые страны, такие как Германия, Канада, Бельгия, Швеция, из-за изменившегося после Чернобыльской катастрофы отношения общественности к безопасности этой отрасли, предполагают в дальнейшем постепенно закрывать свои станции. Ряд других государств, особенно развивающиеся страны Азии и Латинской Америки, возлагают большие надежды на ядерную энергетику и строят новые АЭС. Ядерная энергетика развивается не только в странах с ограниченными природными ресурсами (Франция, Япония, Ю. Корея, Тайвань), но и в странах с большими запасами угля (США, Великобритания) или богатых гидроресурсами (Канада, Швеция, Швейцария). В России доля ядерной энергетики в общем производстве электроэнергии приближается более 15 % (в европейской части России, включая Урал, – более 30%).

В реакторах атомных станций реакцию деления ²³⁵U осуществляют обычно с помощью тепловых нейтронов. На природном уране запустить цепную реакцию невозможно из-за слишком низкого содержания изотопа ²³⁵U (~0,7%), поэтому технология получения топлива включает обогащение урана по данному изотопу. Общая схема ядерного топливного цикла (ЯТЦ) состоит из следующих этапов (рис. 4.1):

1) добыча урана: ранее в открытых карьерах и в шахтах, в последнее время – чаще всего методами подземного выщелачивания;

2) переработка урановой руды с использованием сорбции, жидкостной экстракции и других методов гидрометаллургии, в результате которых получают чистые оксиды урана;

3) изотопное обогащение методами диффузии или газового центрифугирования (после предварительного перевода урана в газообразный гексафторид UF₆). Содержание ²³⁵U в продукте доводят до 2–4% путем многократного повторения основного процесса, поскольку в единичном акте достигается лишь очень незначительное обогащение по целевому изотопу;

4) производство топлива высокотемпературным спеканием UO₂ в жаропрочные таблетки керамического типа, которыми заполняют рабочие стержни реактора - тепловыделяющие элементы, или ТВЭЛы;

5) «выгорание» топлива в реакторе, продолжающееся 2–4 года после загрузки, после чего приходится заменять топливо (эффективность работы реактора постепенно снижается из-за «отравления» – накопления продуктов, в первую очередь ¹³⁵Хе, которые склонны к перехвату медленных нейтронов). Однако к этому времени в отработанном ядерном топливе (ОЯТ) остается еще до 96–97% «невыгоревшего» ²³⁵U;

6) выдерживание отработанного топлива в бассейне с водой для охлаждения тепловыделяющих сборок (ТВС) и распада короткоживущих изотопов. ТВС выдерживаются в бассейнах в течение нескольких месяцев или лет;

7) утилизация или захоронение радиоактивных отходов .

Большая часть мировых запасов урана сосредоточена в Канаде, Австралии и Африке. До распада СССР главные рудные районы страны находились в Казахстане и Средней Азии, в настоящее время основную добычу и первичную переработку урановой руды ведут на Стрельцовском месторождении в Забайкалье (Читинская область). При добыче и первичной переработке руды накапливаются большие объемы пустой породы и отходов флотационного обогащения руды – так называемых «хвостов», размещаемых на открытых площадках и представляющих угрозу распространения радиоактивного загрязнения на близлежащие территории. В хвостах от переработки руд содержится около 70% исходного количества радиоактивных веществ, тория, радия и продуктов их распада. Обычно эти отходы в виде пульпы удаляются в пруды-отстойники, отработанные карьеры и другие естественные углубления, огражденные насыпями, но впоследствии высохшая масса подвергается выветриванию, вымыванию, соответственно, вторичному распространению воздушным и водным путями. Вследствие таких процессов, неблагоприятная экологическая обстановка сложилась в Читинской области на Забайкальском и Приаргунском горно-обогатительных комбинатах, где в «хвостохранилищах» сосредоточено около 60 млн. кубометров отработанной руды с суммарной активностью более 0,6 МКи.

Изотопное обогащение урана по ²³⁵U – одна из наиболее технически сложных задач. Применяемые для этого высокие технологии доступны ограниченному числу стран: США, Канаде, Великобритании, Франции, Нидерландам, Германии, Японии и России. Эти же страны в основном и занимаются производством собственно ядерного топлива.

Невыгоревший остаток топлива в реакторе можно возвращать обратно в топливный цикл после его регенерации или переводить все в радиоактивные отходы. Аргументами в пользу второго пути служат сложность процесса регенерации и то, что при химическом отделении ядерного материала образуется гораздо большее количество радиоактивных отходов, чем без регенерации. К тому же ядерная энергетика в настоящее время (и в ближайшей перспективе) не испытывает недостатка в горючем, налицо даже некоторое его перепроизводство. Предполагается также, что в недалеком будущем в качестве топлива может быть использован накопленный в больших количествах плутоний из ядерных бомб и боеголовок. Исходя из этого, ряд стран (США, Канада, Швеция, Финляндия, Испания) отказались регенерации ОЯТ, т. е. АЭС в этих странах функционируют по незамкнутому топливному циклу. На замкнутый цикл ориентирована ядерная энергетика Великобритании, Франции, Японии, Индии и России. В этих странах имеются крупные радиохимические заводы по переработке ОЯТ. В то же время именно с деятельностью крупнейшего радиохимического завода в г. Селлафилд (Великобритания), многие годы практиковавшего сброс в океан низкоактивных отходов, связано ощутимое загрязнение некоторыми долгоживущими радионуклидами реакторного происхождения донных отложений в Атлантическом океане. В настоящее время в мире перерабатывается около 1/3 отработанного реакторного топлива, остальная часть остается пока на временном хранении.

В России переработка отработанного топлива ведется на двух крупных заводах: РТ-1 на комбинате «Маяк» в Челябинской области и РТ-2 под Красноярском. Нужно отметить, что на этих предприятиях перерабатывается пока только топливо из реакторов типа ВВЭР-440, т. е. меньше чем от половины работающих энергоблоков (20 из 46 реакторных блоков). Побочной продукцией регенерации являются радиоактивные изотопы, используемые в качестве изотопных индикаторов и источников излучения в научных исследованиях, медицине, промышленности, сельском хозяйстве и других отраслях.

Следует отметить, что практически на всех стадия ядерного топливного цикла добыча , обогащение руды, производство ядерного топлива, горение топлива в реакторе, утилизация, захоронение ОЯТ и других радиоактивных отходов, возможно возникновение ситуаций, приводящих к попаданию радионуклидов в окружающую среду.

Преимуществом ядерной энергетики является использование небольших объемов топлива по сравнению с другими видами энергетики, основанными на сжигании горючего. Так, количество энергии от 7 г урана, соответствует в топливном эквиваленте энергии 730 т угля, 570 кг нефти, 415 кг мазута, 600 л бензина, 5 ·10⁴ м³ природного газа. Поэтому атомные станции особенно эффективны в регионах, испытывающих трудности с доставкой горючих материалов. К преимуществам атомных электростанций являются их высокая «экологичность» по сравнению с другими видами электростанций. Загрязнение местности в непосредственной близости от АЭС (вследствие неизбежного и регулярного сброса некоторого количества радиоактивных элементов, в первую очередь летучих) – совершенно незначительно, оно меньше даже, чем от выпадения естественных радионуклидов при сжигании ископаемого топлива на тепловых электростанциях, особенно при сжигании угля, содержащего значительные количества естественных радионуклидов. В процессе нормальной работы атомной станции не происходит выброса «парниковых» газов, в первую очередь СО₂. Однако, преимущества атомных электростанций нивелируются очень высоким уровнем опасности для окружающей среды, для жизни и здоровья людей при возникновении нештатных, аварийных ситуаций, что является главным сдерживающим фактором быстрого развития атомной энергетики.

Устройство и принцип работы ядерного реактора

Активная зона реактора – это цилиндрический «котел» с вертикально расположенными каналами, в которые загружаются тепловыделяющие элементы (стержни) с ядерным топливом. Кроме того, в отдельные каналы могут вводиться специальные регулирующие стержни, в которых находятся вещества, перехватывающие избыточные нейтроны. В качестве поглотителей тепловых нейтронов используют кадмий гафний, бор (например, карбид бора В₄С, бористая сталь). В большинстве типов реакторов цепная реакция деления реализуется на медленных нейтронах; для замедления быстрых нейтронов используются углерод (графит), вода обычная, «легкая» (Н₂О), или тяжелая вода (D₂O). В качестве теплоносителя применяют газ, воду или расплавленный металл.

В зависимости от вида теплоносителя и замедлителя нейтронов основные типы реакторов делятся на водо-водяные (в России - ВВЭР), водо-графитовые (РБМК), газо-графитовые (ЭГП), тяжеловодные. Реакторы на быстрых нейтронах (типа БН) используются гораздо реже. В таблице 4.2 представлен перечень АЭС России и стран бывшего СССР с данными о типах действующих на них реакторов.

Почти вся энергия деления ²³⁵U (около 95% из приблизительно 200 МэВ) переходит в тепловую энергию в материале топлива, вызывая его сильный разогрев. Температура на выходе из активной зоны реактора достигает 300 -600 ºС. Отвод тепловой энергии от реактора и передача ее на парогенератор и турбину для генерирования электроэнергии осуществляется двумя или тремя изолированными контурами теплоносителя, что снижает вероятность утечки радио активных продуктов из активной зоны реактора. Энергетические реакторы первого поколения – РБМК, к сожалению, имеют лишь один контур циркулирования теплоносителя. К другим недостаткам большинства ныне действующих энергетических реакторов относится их сравнительно большая инерционность.

Целям предохранения реактора от нештатных ситуаций служат следующие защитные системы:

1) защитные барьеры – герметичные стальные или циркониевые оболочки ТВЭЛов и герметичный корпус реактора (иногда имеется и дополнительный – страховочный корпус);

2) система «биологической защиты», в которую входят графитовые, стальные и бетонные элементы конструкции для поглощения нейтронной радиации;

3) колпак над реактором, или «контейнмент», предохраняющие от воздействия извне (например, даже от прямого падения на станцию легкого самолета) и защищающий при взрыве изнутри. К сожалению, большинство российских реакторов не имеет контейн-мента;

4) системы автоматической аварийной остановки и охлаждении реактора.

Важнейшим условием дальнейшего развития ядерной энергетики является резкое уменьшение риска возникновения аварийны: ситуаций, а также минимизация последствий возможных аварий. Основное внимание в настоящее время уделяют улучшению конс- рукции реакторов, приданию им свойств «внутренней защищенности», а также совершенствованию систем защитной автоматики и повышению механической прочности конструкций. Имеются проекты сооружения подземных АЭС, размещенных на достаточной глубине под землей или в скальных выработках, что позволит свести к минимуму последствия возможных аварий. Для обеспечения большей надежности и меньшей инерционности разрабатываются реакторы, основанные на несколько иных принципах действия. Одними из таких реакторов, как полагают, могут стать «быстрые» реакторы, работающие не на медленных, а на быстрых нейтронах.

Таблица 4.2.

Действующие АЭС и типы используемых реакторов на территории России и сопредельных стран ( бывшего СССР)

Названия АЭС	Местоположение	Тип реактора	Количество блоков
Курская	г. Курчатов, Курская обл.	РБМК- 1000	4
Ленинградская	г.Сосновый Бор, Ленинградская обл.	РБМК- 1000	4
Смоленская	г. Десногорск, Смоленская обл.	РБМК- 1000	3
Балаковская	г. Балаковск, Саратовская обл.	ВВЭР- 1000	4
Калининская	г. Удомля, Калининская обл.	ВВЭР- 1000	2
Ростовская	г. Волгодонск, Ростовская обл.	ВВЭР- 1000	1
Кольская	пос. Полярные Зори, Мурманская обл.	ВВЭР-440	4
Нововоронежская	г. Нововоронежск, Воронежская обл.	ВВЭР-440, ВВЭР- 1000	2 1
Билибинская	Чукотский АО	ЭГП-6	4
Белоярская	г. Зареченск Свердловская .обл.	БН-600	1
Запорожская	г. Энергодар, Украина	ВВЭР	6
Ровенская	г. Кузнецовск, Украина	ВВЭР	3
Ю. -Украинская	г. Южно-Украинск, Украина	ВВЭР	3
Хмельницкая	г. Нетешин, Украина	ВВЭР	1
Игналинская	п. Висагинас, Литва	РБМК- 1500	2
Армянская	г. Мецамор, Армения	ВВЭР-440	1

Их основное преимущество состоит в малой загрузке топливом, что сводит к минимуму риск неуправляемого разгона цепной реакции; однако пока этим реакторам присуща некоторая пожароопасность из-за использования в них расплавленного натрия в качестве теплоносителя. Реакторы на быстрых нейтронах отличаются значительно меньшими сбросами тепла в водоемы, выбросами летучих радиоактивных продуктов в атмосферу, с их помощью легче будет решать проблему утилизации наработанного оружейного плутония.

Другой подход реализуется в «электроядерных», или подкритических, реакторах, в которых цепная реакция возможна только после дополнительной «подсветки» нейтронами извне с помощью ускорителя заряженных частиц. В варианте подкритического реактора, разрабатываемом Европейской организацией по ядерным исследованиям, в качестве топлива будет использоваться торий, который образует значительно меньше радиоактивных отходов. Разработка электроядерных установок ведется также во Франции, Японии, Южной Корее.

Сохраняется надежда на использование в будущем наиболее перспективного принципа высвобождения ядерной энергии – промышленного использования термоядерного синтеза (слияния ядер легких атомов – Н, Не, Li). Термоядерные установки могут обеспечить и главное условие безопасности – возможность быстрой (автоматической) остановки при любых возникших неполадках. Преимущество термоядерной энергетики заключается также в отсутствии радиоактивных отходов. Несколько международных проектов термоядерного реактора разрабатываются совместно Россией, США, Японией и другими странами.

В настоящее время на 10 атомных станциях России эксплуатируется 31 энергоблок с суммарной мощностью 23242 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением — 9 ВВЭР-1000, 6 — ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов — 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6, 1 реактор на быстрых нейтронах.

Лекция 8 РЭ

Аварии на ядерных объектах и основные очаги радиоактивных загрязнений на территории России

Радиоактивное загрязнение территории России и стран бывшего СССР началось в в конце 40-х годов 20 века. Правительством СССР 9 апреля 1945 года было принято Постановление № 817 о строительстве завода, конечным продуктом которого должна была стать атомная бомба. Место для промышленной площадки было выбрано на Южном Урале, в 70 км. севернее г.Челябинска, в районе городов Кыштым и Касли. Этот завод, впоследствии получивший название комбинат «Маяк», начал производить радиоизотопы в 1949 году.

Аварии на комбинате «Маяк».

С деятельностью этого комбината, производившего делящиеся радиоактивные изотопы для военных целей, связано множество инцидентов и аварий. Накапливавшиеся на радиохимическом производстве в больших объемах жидкие радиоактивные отходы было решено сбрасывать в близлежащую речную систему. Сброс в р. Теча низко- и среднеактивных отходов (с удельной активностью до 1 Ки/л) был особенно интенсивным в 1950–1951 гг. Всего с 1949 до 1956 г. в р. Теча было сброшено 76 млн м³ жидких РАО с активностью около 3 МКи.

Жители прибрежных сел подверглись как внешнему облучению (от водного зеркала и территории поймы реки, загрязненных цезием-137, рутением-106, стронцием-90, цирконием-95 и другими радионуклидами), так и внутреннему (поступление в организм радионуклидов с водой и продуктами питания. По некоторым данным, радиационному воздействию подверглись более 124 тыс. человек.

После 1951 г. основной сброс перевели на бессточное оз. Карачай, где было сосредоточено в сумме до 120 МКи активности (а также 10 МКи – в оз. Старое Болото и других водоемах поблизости). К настоящему времени озеро постепенно засыпают, а на р. Теча сооружено несколько плотин и обводных каналов для нераспространения загрязнения по речной системе Теча–Исеть–Тобол–Иртыш–Обь. В 1951 г. в результате необычайно мощного паводка произошло вторичное загрязнение более 400 км² пойменных земель. Наиболее загрязненные участки у р. Теча находятся в пределах Челябинской и Курганской областей (до 40 населенных пунктов; опасные дозы получили около 28 тыс. человек местного населения).

На комбинате «Маяк» 29 сентября 1957 года произошла крупная авария, впоследствии известная как «Кыштымская авария». Из-за отказа системы теплоотвода на одной из бетонных емкостей с высокоактивными жидкими РАО (около 250– 300 м³) произошел мощный взрыв с выбросом радиоактивного материала на высоту до 1–2 км. Дальнейшее смещение облака ветром в северо-восточном направлении привело к образованию Восточно-Уральского радиоактивного следа (ВУРС) протяженностью до 300–350 км и шириной 30–50 км. Облучению подверглись 272 тыс. человек в 217 населенных пунктах, около 6000 человек получила дозу свыше 1 Зв.

Суммарная активность выброса радиоактивного материала в Кыштыме оценена в 20 МКи, из которых 18 МКи выпало непосредственно на промплощадке и 2 МКи – за пределами комбината, на территории Челябинской, Свердловской и Тюменской областей. Загрязнение земель отличалось очень высокой плотностью, достигавшей 150 000 Ки/км² по суммарной активности и 3000– 4000 Ки/км² по ⁹⁰Sr (другие долгоживущие нуклиды, включая ¹³⁷Cs, в подвергнутых технологической обработке отходах кыштымской аварии отсутствовали). Радиологически значимое загрязнение с плотностью более 0,1 Ки/км² по ⁹⁰Sr имело место на площади около 26 000 км², а сверхвысокое загрязнение с плотностью свыше 100 Ки/км² – на площади 280 км². Даже на 20-й день после аварии, уровень загрязнения в некоторых деревнях достигал 30 тыс. Ки/км² активности. В очаге поражения погибли сосновые леса на площади примерно 20 км².

На землях с загрязнением более 4 Ки/км² (по ⁹⁰Sr) была установлена санитарно-защитная зона (СЗЗ) со специальным ограничительным режимом; позднее там была образована Опытная научно-исследовательская станция (ОНИС) с радиоэкологическим заповедником площадью 167 км². Из сельскохозяйственного оборота было изъято 59 тыс. га земель; к 1997 г. возвращено в сельскохозяйственное или лесное пользование более 40 тыс. га. Ширина санитарно-охранной зоны ВУРСа сократилась к настоящему времени приблизительно до 8 км.

В 1967 году вследствие малоснежной зимы, произошло значительное понижение уровня воды в озере Карачай и, почти вдвое, сокращение площади его зеркала. Это привело к ветровому разносу высохшего радиоактивного ила до 50–75 км и вторичному загрязнению территории, частично наложившегося на старый след Кыштымской аварии.

Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 г. Произошла ночью 26 апреля в результате неконтролируемого разгона цепной реакции деления урана, что привело к сильному разогреву и химическому взрыву реактора. Основными причинами аварии были нарушения правил эксплуатации, главным из которых следует признать выполненное инженерной службой станции принудительное отключение системы охлаждения. Сказались также особенности конструкции реактора и стержней управления, которые привели к переходу реактора в состояние избыточной реактивности и надкритичности. Температура в реакторе поднялась до 1600–1800 °С, и вслед за плавлением уранового топлива и образованием сильно перегретого водяного пара произошел мощный взрыв содержимого реактора. Первичный выброс составил ориентировочно 6–8 т ядерного горючего с накопившимися продуктами деления и другими побочными продуктами работы реактора. Основная масса радиоактивного материала поднялась при взрыве на высоту до 1,5–2 км, некоторая часть даже до 5-километровой высоты. Всего 1,5–2 % выброшенного радиоактивного материала осело в пределах 20 км от станции, остальное переместилось дальше. Последовавший за взрывом пожар (в течение 10 суток после взрыва выгорело около 25% массы графита в реакторе) и частая смена направления ветров привели к обширному загрязнению территории трех смежных республик бывшего СССР – Украины, Белоруссии и России на общей площади около 145 тыс. км² (с общей численностью населения 7,2 млн чел.). На территории России радиоактивному загрязнению более 4 тыс. населенных пунктов с общим числом жителей 2,86 млн. человек. Из зоны заражения эвакуировано около 135 000 человек, острое лучевое поражение отмечено у 204, получивших доз выше 1 Зв (35 человек получили смертельную дозу); около 25 тыс. ликвидаторов получили суммарную дозу более 0,5 Зв. Сразу же была закрыта для проживания 30-километровая зона вокруг ЧАЭС, где выпала около половины всех осадков по радиоактивности. Из хозяйственного пользования первоначально выведено 144 тыс. га сельскохозяйственных земель и 492 тыс. га лесных угодий; общая площадь радиоактивного загрязнения земель лесного фонда – около 1 млн га.

Наиболее высокие уровни загрязнения образовались в Киевской, Житомирской и Черниговской областях Украины, в Гомельской и Могилевской областях Белоруссии, в Брянской области РФ. В меньшей степени были загрязнены территории Тульской, Калужской и Орловской областей России. Загрязнения отмечены также в сопредельных государствах: Швеции, Финляндии, Норвегии, Германии, Польше, Румынии, Югославии и некоторых других стран.

Авария на Ленинградской АЭС (Сосновый Бор), 1992 г. Небольшой, в пределах допустимых норм, выброс радиоактивных продуктов через вентиляционную трубу произошел из-за неисправности системы охлаждения, что привело к перегреву и разрыву стен одного из каналов реактора.

Авария на комбинате Томск-7, 1993 т. Выброс радиоактивных аэрозолей в результате взрыва на технологическом аппарате радиохимического производства. Загрязнение ²³⁹Ри не превысил 0,02 Ки/км², протяженность следа - до 15–30 км.

В таблице 8.1. приведен перечень крупнейших радиационных аварий в мире, объемы радиоактивных выбросов и размеры площадей загрязнения территорий.

Таблица 8.1.

Характеристика наиболее крупных радиационных аварий имевших место на Земле

Место и дата аварии	Суммарная активность загрязнения, Ки	Основные радионуклиды	Площадь загрязнения, км2
1.Россия, Челябинская область. Сбросы РАО в р. Теча, 1949-1956	3 ·106	90Sr, 137Cs	400
2. Россия, Челябинская область. Сбросы РАО в оз. Карачай, 1951-1956	120 ·106	90Sr, 137Cs	0,5
3. Россия, Челябинская область. Взрыв емкости с жидким РАО ( Кыштымская авария), 1957	20·106	144Се, 95Zr, 90Sr	26000
4. Англия , г. Уиндскейл, пожар в реакторе по наработке плутония, 1957	25 ·103	131I, 137Cs	500
5. Россия, Челябинская область. Ветровой разнос обнажений оз. Карачай, 1967	6 ·105	90Sr, 137Cs	2700
6. США, штат Пенсильвания, г. Три-Майл-Айленд, выброс топлива из активной зоны реактора АЭС, 1979	20	131J	нет
6. Приморский край РФ, бухта Чажма, взрыв реактора АПЛ, 1985	7·106		~3
7. Украина, г. Чернобыль, взрыв реактора АЭС, 1986	5 ·107 9 • 107	1311, 137Cs, 90Sr, 239Рu	>130000 >210005
8. Томская область, г. Северск (Томск-7), авария на Сибирском химическом комбинате, 1993	28	235U, 239Pu	30-35

Как видно из таблицы, в результате этих аварий в окружающую среду было выброшено жидких и твердых радиоактивных материалов с суммарной активностью около 170 МКи.

Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) разработана шкала ядерных событий (табл. 4.4), в соответствии с которой все происшествия на АЭС или других ядерных объектах подразделяются с точки зрения тяжести последствий на 8 уровней. Высший, 7-й уровень приписывают крупной аварии с катастрофическими последствиями (Чернобыльская катастрофа), 6-й и 5-й уровни – серьезным авариям и авариям с риском для окружающей среды. Такими были Кыштымская авария на комбинате «Маяк» и аварии на реакторах в Уиндскейле и Три-Майл-Айленде. Уровнем ниже 4-го определяют инциденты и аномалии, не имеющие радиационных последствий, и нулевым уровнем – отклонения, не имеющие значимости с точки зрения безопасности.

По данным концерна «Росэнергоатом», нарушения, влияющие на безопасность работы АЭС в России, в последние годы отсутствуют (табл.5).

Таблица 8.2. Международная шкала ядерных событий или аварий (МАГАТЭ, 1990)

Уровень	Определение	Примеры аварий и пояснения
7	Крупная авария	Чернобыль, 1986
6	Серьезная авария	Кыштым, 1957
5	Авария с риском для окружающей среды	Уиндскейл, 1957; Три-Майл-Айленд, 1979
4	Авария в пределах АЭС	Ленинградская АЭС, 1992
3	Серьезный инцидент	Серьезное происшествие без радиационных последствий для населения вне АЭС
2	Инцидент	Происшествие средней тяжести
1	Аномалия	Незначительное происшествие
0	Отклонение	Не имеет значимости с точки зрения безопасности

Динамика нарушений в работе АЭС России в 1992-2006 гг. Сделать в виде графика

Год	Важные для безопасности	Прочие	Всего	Комментарии
1992	32	165	197
1993	29	130	159
1994	9	119	128
1995	4	97	101
1996	2	81	83
1997	3	76	79
1998	4	98	102	С 1998 года введены новые правила учета нарушений
1999	2	86	88
2000	4	65	69
2001	0	67	67
2002	1	37	38
2003	2	45	47
2004	0	44	44
2005	0	40	40
2006	0	44	44

Состав и виды радиоактивных выпадений

При ядерных взрывах и авариях на ядерных реакторах (или других подобных объектах), радионуклиды образуются в результате цепной реакции осколочного деления тяжелых ядер – ²³⁵U или ²³⁹Ри. В результате этой реакции может образоваться до 200 изотопов более чем 70 химических элементов (атомов). Образующиеся радиоизотопы представляют собой первичные и вторичные продукты деления ядер, продукты нейтронной активации. Атомная масса этих элементов в диапазоне 85–100 и 130–150 Да.. Значительная их часть – короткоживущие, быстро распадающиеся изотопы. Так, уже спустя 7 ч после ядерного взрыв общая активность снижается в 10 раз по сравнению с той, которая была через час после взрыва, и снижается далее в 100 и 1000 раз соответственно через 2 и 14 суток. В долгосрочной перспективе остаются только два долгоживущих радионуклида, ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, с периодами полураспада около 30 лет.

При ядерных взрывах, помимо продуктов осколочного деления, образуется некоторое количество продуктов нейтронной активации почвенного материала (при наземных взрывах) или воздуха (при взрывах атмосферных). В последнем случае это долгоживущие нуклиды ¹⁴С и ³Н, содержание которых в период наиболее интенсивных испытаний ядерного оружия в атмосфере заметно возросло. Что касается наведенной активности в почвах и грунтах, то сохраняется она не слишком продолжительное время из-за коротких периодов полураспада образующихся нуклидов.

При авариях на ядерных реакторах или в технологических аппаратах по переработке материалов, полученных в реакторах, радиоизотопный состав выбросов зависит от такового в реакторе на момент аварии. Например, В Кыштымской аварии, взорвавшаяся емкость содержала частично переработанные жидкие отходы, из которых ¹³⁷Cs был отделен, и главным долгоживущим нуклидом на территории ВУРСа оказался ⁹⁰Sr. Чернобыльская авария привела к выбросу примерно 3–4 % загрузки реактора с полным набором всех наработанных в нем продуктов. Состав выброса существенным образом зависел от формы и подвижности радиоактивных продуктов. Инертные радиоактивные газы (ИРГ) – в основном различные изотопы криптона и ксенона – вышли из разрушенного реактора почти полностью, их суммарная активность составила около 50 МКи. Однако из-за быстрого распада и рассеяния ИРГ в воздухе они практически не сказались на загрязнении почвенно-растительного покрова в зоне аварии. Изотопы летучих элементов (иода, цезия, теллура) легче выделялись из реакторного топлива, чем тугоплавкие нуклиды (⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁴¹,¹⁴⁴Се). По различным оценкам, из общего количества радиоактивного элемента, находившегося в реакторе на момент чернобыльской аварии, высвободилось от 30 до 60 % иода, от 15 до 40 % цезия и около 10 % теллура, тогда как тугоплавких элементов – всего от 0,5 до 2 %. В таблице 3 представлен радионуклидный состав выброса реактора при Чернобыльской аварии, суммарная активность которых, в основном, обуславливает формирование загрязняющего фона. Как видно, эти изотопы представлены группой осколочного деления ядер и тяжелыми изотопами трансуранового ряда.

К продуктам ядерного реактора относятся и трансурановые элементы (актиноиды), которые образуются при захвата нейтронов ядрами ²³⁸U b ²³⁹Pu, т. е. в результате (n, γ,)-реакций и последующих цепочек α, и β-распадов.

²³⁸U → ²³⁹U → ²³⁹Np → ²³⁹Pu → ²³⁵U → ²³⁵U

²³⁹Pu → ²⁴⁰Pu → ²⁴¹Pu → ²⁴¹Am → ²³⁷Np

Как видно, в результате этих реакций, к двум относительно долгоживущим изотопам (⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs) , обуславливающим долговременное радиоактивное загрязнение, добавляется ²³⁹Pu, с периодом полураспада 24110 лет. Другие долгоживущие актиноиды, включая америций и кюрий, могут накапливаться со временем из промежуточных продуктов. Так, максимальное накопление ²⁴¹Аm и ²⁴¹Ри проиcходит через 40–50 лет после аварийного выброса. К примеру, продолжительный сброс в океан жидких отходов радиохимических производств на севере Европы (главным образом в Великобритании) уже привел заметному загрязнению трансурановыми нуклидами некоторых частей Атлантического океана.

Таблица 8.3

Характеристика изотопного состава выброса реактора при Чернобыльской аварии

радионуклиды	Суммарная активность нуклида, МКи	Период полураспада	Тип распада
Продукты осколочного деления ядер
90Мо	3,0	2,7cyт	γ, β-
132Те + 132I	1,3	3,3 сут	γ, β-
133 Хе ( газ)	45	5,2 сут	γ, β-
131I (летуч)	13,0	8,0 сут	γ, β-
140Ba + l40La	4,3	13 сут	γ, β-
141Се	2,8	33 сут	γ, β-
103Ru	3,2	39 сут	γ, β-
89Sr	2,2	51 сут	β-
95Zr +95Nb	3,8	64 сут	γ, β-
144Ce+144Pr	2,4	285 сут	γ, β-
106Ru+106Rh	1,6	374 сут	γ, β-
134Cs	0,5	2,1 год	γ, β-
5 Кг ( газ)	0,9	11 лет	γ, β-
90Sr + 90Y	0,22	29 лет	β-
137Cs(+l37mBa)	2,0	30 лет	γ, β-
Трансурановые элементы
239Np (→ 239Pu)	1,2	2,4cyn	γ, β-
241Pu (→ 241Am)	0,14	14 лет	γ, β-
238Pu	0,0008	88 лет	α, γ
241Am	–	432 года	α, γ
239Pu	0,0007	24110 лет	α, γ

Виды радиоактивных выпадений из атмосферы.

По масштабам загрязнения территории радиоактивные выбросы можно разделить на локальные (местные), региональные ( тропосферные) , и глобальные ( стратосферные) (табл. 8.4).

Глобальные выпадения являются в основном следствием атмосферных и наземных испытаний наиболее мощного, термоядерного оружия, проводившихся в 1952–1963 гг.

Наиболее опасными для загрязнения биосферы были наземные взрывы ядерных бомб. При наземном взрыве образуется гигантский огненный шар, и огромные массы грунта с поверхности Земли вовлекаются в этот шар. Так, при наземном ядерном взрыве мощностью 20 килотонн, образуется воронка диаметром 80 м и глубиной около 20 м. В радиоактивное облако вовлекается много пыли с окружающей терри­тории вследствие сильных потоков воздуха от перифе­рии к эпицентру взрыва. Выброс грунта при наземном взрыве составляет примерно 5000 т на 1 килотонну мощности. Высота подъема огненного шара и размеры образу­ющегося грибовидного облака определяются в основ­ном мощностью взрыва и метеорологическими условия­ми. При мощности взрыва 100 килотонн вы­сота подъема облака составляет примерно 10—12 км, при более мощных взрывах (1 мегатонна) облако поднимается до 15—17 км. При взрывах водородных, мегатонных по мощности бомб, значительная часть микродисперсного радиоактивного материала, попадает в верхние слои атмосферы – стратосферу (20–40 км над поверхностью моря). По мере подъема происходит охлаждение огненного шара, он принимает форму гриба, ножка которого состоит из крупных ча­стиц земли, а шляпка представляет собой расширенное облако из пылевидных частиц и аэрозолей. При охлаждении шара происходит конденса­ция и выпадение радиоактивных частиц и аэрозолей.

Выпадение радиоактивных продуктов ядерного взры­ва начинается уже вскоре после взрыва. В непосредст­венной близости от эпицентра выпадают довольно круп­ные частицы диаметром около 1 см. Более мелкие ча­стицы оседают на поверхность земли в более отдален­ных местах на расстоянии нескольких сот километров от эпицентра. Это так называемые локальные, или, как их еще называют, местные, выпадения, которые формируют след радиоактивного облака в те­чение ближайших 10—20 ч после взрыва. Часть продуктов ядерного взрыва находится в мел­ких частицах (5 мк и менее), которые оказываются в верхних слоях тропосферы. Тропосферные воздушные мас­сы переносят их на многие тысячи километров от ме­ста взрыва, обширная территория загрязняется пре­имущественно в зоне той широты, на которой произ­водился ядерный взрыв. Выпадение так называемых тропосферных осадков происходит медленно, скорость убывания радиоактивных частиц из тропосферы харак­теризуется периодом полуочищения, составляющим при­близительно 20 суток. Выпадение радио­активных осадков из тропосферы происходит, в основном, в течение двух месяцев после взрыва. Боль­шая часть короткоживущих радионуклидов распадает­ся во время пребывания их в тропосфере, в связи с чем, вклад тропосферных осадков в общий уровень радиации на поверхности Земли, относительно невелик.

После продолжительного пребывания в стратосфере (без заметного вертикального перемещения) медленное оседание радионуклидов захватило практически всю поверхность Земли, хотя и не равномерно по земному шару: большая часть, около 3/4, приходится на Северное, и только 1/4 -на Южное полушарие, с минимальными уровнями у полюсов и экватора. Максимум выпадений приходится на область от 30 до 60° с. ш., что, вероятнее всего, связано с особенностями метеорологического режима у арктического побережья.

Степень дисперсности материала, выпадающего в локальных загрязнениях, находится чаще всего в диапазоне, региональных – порядка 0,01–0,1 мм и глобальных – менее 0,01 мм.

Таблица 8.4.

Классификация и характеристика видов радиоактивных осадков при ядерных взрывах и авариях

Виды выпадений	Протяженность следа	Продолжительность выпадений	Время полуоседания	Размеры частиц
Локальные Региональные Глобальные	10-100 км 100-1000 км Вся планета	Несколько суток До 3–4 недель 10– 30 лет	10–20 часов 15– 20 суток 0,5–2 года	0,1 – 10 мм 0,01–0,1 < 0,01 мм.

Формы присутствия радионуклидов в аварийных выбросах.

В газообразной форме присутствуют инертные радиоактивные газы (ИРГ), значительная часть иода (элементарный иод и органические иодиды), летучие окислы Ru.

Аэрозольные формы подразделяют на первичные и вторичные аэрозоли. Первичные аэрозоли образуются от испарения твердых топливных материалов непосредственно при тепловом взрыве на реакторе или другом подобном объекте. Вторичные аэрозоли, или аэрозоли конденсационного типа, образуются при конденсации испарившихся радионуклидов на различных носителях. Размеры частиц аэрозолей имеют порядок 10^-3 мм. Радиоцезий ¹³⁷Cs выпадает в основном в виде аэрозольных частиц конденсационного типа.

Топливные твердые частицы реакторного происхождения составляют большую часть выпадений в ближней зоне аварии, на удалении 3–15 км. Частицы обеднены летучими и легкоплавкими радионуклидами и содержат значительное количество тугоплавких и химически устойчивых элементов – Zr, Nb, Ce, Pu других редкоземельных и трансурановых элементов. Микрочастицы с очень высокой активностью, обнаруживаемые в почве, называют горячими частицами. Выщелачиваемость и, соответственно, доступность радионуклидов из топливных частиц, особенно таки как ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁴¹Се, ¹⁴⁴Се ²³⁹Рu, ²⁴⁰Pu, очень ограничена. Только спустя значительное время пребывания в почве, после трансформации радиоактивного вещества (высвобождение из топливной матрицы, окисление кислородом, различные процессы выветривания) oно постепенно переходит в более доступные формы. Вклад топливной компоненты в общую активность загрязнения почвы в ближней зоне чернобыльской аварии составлял 50–70 %, тогда как на большем удалении, например в Брянской области, он не превышал 5%.

Загрязнение в областях средней части Чернобыльской зон (Тульская, Калужская, Брянская, Орловская области) является результатом выпадения преимущественно аэрозольных частиц конденсационного типа. Соотношение главных долгоживущих нуклидов ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr оказывается существенно различным в зависимости от удаленности района загрязнения. Если в непосредственной близости от места аварии соотношение ¹³⁷Cs : ⁹⁰Sr составляло около 2–3 (примерно ту же величину, что и в глобальных выпадениях от ядерных испытаний: 1,5–2,5), то в более удаленных районах типичным было значение 5–10, а в дальней зоне аварии – порядка 20–100. Такая зависимость свидетельствует об обогащении аэр< зольных частиц легколетучими элементами (в частности, ¹³⁷Cs . Участки Чернобыльской зоны с явным преобладанием ¹³⁷Cs над ⁹⁰Sr были названы цезиевыми пятнами. Загрязнение ⁹⁰Sr практически не вышло за пределы территории СССР и не приобрело глобальных масштабов, присущих загрязнению по ¹³⁷Cs.

Осаждение на земную поверхность. Скорость гравитационого или «сухого» оседания аэрозольных частиц невелик (порядка 0,1 – 1 мм/с), гораздо более существенна роль «влажных» выпадений, т. е. с дождевыми осадками и снегом. Особенно эффективно происходит вымывание взвешенных частиц, находящихся ниже уровня дождевых облаков. В Чернобыльской зоне выпадения с влажными осадками были в 15–20 раз более интенсивными, чем с сухими. В результате очаги загрязнения возникали во время развития аварии преимущественно в местах прохождения атмосферных фронтов. К указанным типам радиоактивных осадков необходимо добавить так называемое скрытое выпадение, связанное с оседанием капельной влаги тумана (в низинах, на кустарниках и т. п.). Плотность выпадений весьма неравномерна в зависимости от рельефа, различна на наветренных и подветренных участках и т. п. Максимальные отложения радионуклидов характерны для лесных опушек и ложбин, т. е. мест замедления воздушных потоков, минимальные – для продуваемых вершин холмов. Горные районы и леса почти всегда отличаются более значительными выпадениями радионуклидов, чем открытые равнинные участки.

Радионуклиды в осадках обычно находятся в водорастворимой, чаще – коллоидной, реже – ионной форме. При попадании в открытые водные источники радионуклиды быстро перераспределяются из водной среды в илистые донные отложения. Так, уже через 2–3 месяца после чернобыльской аварии до 95% ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr оказались депонированными в донных отложениях водоемов. Следует иметь в виду, что на начальных стадиях перераспределения стронций меньше, чем ¹³⁷Cs, переходит из водного потока в илистые отложения, по причине чего типичные значения соотношения ^l37Cs : ⁹⁰Sr в водных системах оказываются довольно высокими, около 15–25.

Проблема захоронения радиоактивных отходов

Атомная энергетика мира образует большое количество радиоактивных отходов, достигшее к настоящему времени уровня 10¹¹ Ки в год, что по объему составляет десятки тысяч кубических метров высоко- и среднеактивных и сотни тысяч кубометров низкоактивных отходов. Основная масса отходов – отработанное ядерное топливо (ОЯТ) и другие радиоактивные отходы (РАО) – накапливается на площадках самих АЭС и в хранилищах, ожидая последующей переработки или захоронения. Российские АЭС образуют ежегодно около 10 000 т отходов; суммарная активность всех накопленных к настоящему времени радиоактивных отходов атомной промышленности достигла 4000 МКи.

Кроме основных крупнейших хранилищ ОЯТ (наземное хранилище в Красноярске-26 и подземное хранилище на полигоне «Северный») в России имеется около 15 специальных пунктов захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО), образующихся в результате применения радиоактивных изотопов в медицине, науке, промышленности и т. д.

В целях снижения затрат на захоронение объемы отходов, особенно низко- и среднеактивных, сокращают применением различных методов их компактирования: выпаривание» жидких, сжиганием твердых горючих или прессованием тверды: негорючих отходов. Высокоактивные жидкие отходы (с активностью выше 1 Ки/л или 0,1 Ки/кг) перед захоронением кондиционируют, т.е. переводят в твердое состояние, посредством цементирования, битумирования, , включения в керамические, стеклянные, полимерные и другие матрицы. Такие технологии при обеспечении соответствующего инженерного оборудования мест захоронения рассчитаны на безопасное хранение радиоактивных веществ в течение сотен и тысяч лет.

Для растворов, образующихся после регенерации ОЯТ, практиковалось также глубинное захоронение путем закачки высокоактивных жидких отходов в геологические формации. Наиболее перспективно и надежно захоронение РАО в твердом виде в подземных могильниках. Такие хранилища сооружают в скальных породах, солевых и других пластах. Твердые или жидкие отвержденные отходы помещают в секции хранилища в коррозиестойких металлических контейнерах, а после заполнения каждой отдельной секции весь остаточный объем закладывают сорбционноемким материалом и бетонируют. Изоляцию содержимого хранилища дополняют инженерными и геологическими барьерами. Участок под захоронение предварительно изучают по водопроницаемости пород, гидрогеологическому и гидрогеохимическому режимам; учитывают его тектоническую активность и сейсмоустойчивость, прогнозируемые изменения рельефа на миллионы лет вперед, а также возможность глобальных изменений климата.

Такие могильники уже построены или активно строятся во многих странах. Примерами могут служить подземные хранилища для низко- и среднеактивных отходов в Финляндии (около АЭС в Олкилуото и Ловииса), построенные в скальных породах на глубине около 100 м, или проект строительства централизованного хранилища для высокоактивных отходов в глубинных геологических формациях в Юкка-Маунтин (штат Невада, США). По проекту «Пангея» в Австралии предполагают разместить крупный могильник низко- и среднеактивных отходов в слое природных подземных вод, находящихся в стабильном состоянии уже миллионы или десятки миллионов лет.

Физики ведут интенсивные исследования по трансмутации -способу уничтожения долгоживущих радионуклидов посредством перевода их в короткоживущие или нерадиоактивные (с использованием специальных ядерных реакторов). Однако, до на практического использования эти методы пока не доведены.

,

Лекция РЭ к радиационному фону.

Техногенно-измененная естественная радиоактивность

Этим термином условно называют источники и очаги повышенного радиационного воздействия от естественных радионуклидов, вы­званного человеческой деятельностью различного рода. К такой деятельности можно отнести:

• горнодобывающую и перерабатывающую промышленность;

• - нефтегазовую промышленность;

• добычу и использование горючих ископаемых;

• производство минеральных удобрений;

• производство и использование стройматериалов;

• особенности пищевых рационов в отдельных регионах.

Функционирование горнодобывающей и горно-перерабатывающей промышленности связано со вскрышными работами и созданием отвалов, хвостохранилищ и карьеров, что неминуемо приводит к усилению процессов, опреде­ляющих миграцию ЕРН. В местах радиогеохимических аномалий это способствует возникновению новых очагов повышенного «техногенно-измененного фона». Примерами такой деятельности являют­ся разработка урано-ториевого месторождения в центральной части Алданского нагорья в Южной Якутии и добыча радия у пос. Вод­ный в бассейне р. Ухта в Республике Коми. В результате вскрыш­ных работ, складирования отвалов горных пород и других вмеша­тельств участков с высоким радиационным фоном стало больше, усилились процессы миграции радионуклидов по элементам эко­систем. И хотя доступность растениям II и Ка из рудного матери­ала, вынесенного на поверхность, обычно ниже, чем в естественных условиях при ненарушенном почвенном покрове, в надземных час­тях растений нередко отмечается значительное (более чем 10-крат­ное) накопление ²¹⁰РЬ и ²¹⁰Ро, которые поступают в основном не из почвы, а из воздуха, как дочерние продукты распада Яп. Связано это, по-видимому, с появлением в грунтах новых пустот и трещин в результате техногенного вмешательства, что и приводит к значи­тельному усилению эманации радона в приземный воздух.

В Читинской области, где расположены Забайкальский и При-аргунский горно-обогатительные комбинаты по добыче урана, от­крытое складирование «хвостов» рудных пород привело в результа­те водной и воздушной эрозии к распространению загрязнения на значительные площади.

Появление техногенного загрязнения обычно сопровождает и работу нефтепромыслов. Связано это с высоким содержа­нием естественных радионуклидов, прежде всего ²²⁶Яа, в пластовых водах нефтегазовых залежей. Особенно высокое содержание Ка, _в 100—1000 раз выше обычного (ранее такие воды даже использова­лись для промышленного извлечения радия) характерно для хло-ридно-кальциево-натриевых пластовых вод месторождений юга России - Ставропольского края, Оренбургской и Саратовской об­ластей, а также месторождений Пермской и Самарской областей. При эксплуатации нефтегазовых скважин это приводит к солевым отложениям ЕРН на обсадных трубах и другом оборудовании и за­грязнению грунта у скважин в результате выноса и разлива подзем­ных вод на поверхности. В отложениях на трубах обнаруживается значительная радиоактивность до 120кБк/кг ^:-²⁶Яа и 80 кБк/кг ²³²ТЬ, мощность у-излучения у отработанных труб достигает 200-3000 мкР/ч.

Техногенные загрязнения могут быть обусловлены присутст­вием заметных количеств О и ТЬ в горючих ископаемых, используе­мых в топливном цикле. В каменном угле содержание ЕРН оказывается обычно на уровне 5 г/т, или по активности У и ТЬ вместе с дочерними нуклидами в пределах 20—60 Бк/кг, но до­стигает иногда 100—1000 Бк/кг и более, особенно в углях некоторых шахт Кузбасса, Донбасса, а также Львовско-Волынского и других бассейнов. Высокой концентрацией тяжелых ЕРН отличаются бу­рые угли Канско-Ачинского и Подмосковного бассейнов. Уран присутствует в некоторых горючих сланцах Южной Германии. В нефти содержание ЕРН доходит до 400 Бк/кг (в основном это Ка и ТЬ, а также продукты распада Яа - ²¹⁰РЬ и ²¹⁰Ро). Низкой радио­активностью отличаются каменные угли Южно-Якутского бассейна и нефть из месторождений Северного моря.

При сжигании топлива ЕРН попадают в летучую золу, часть которой, не задержанная фильтрами, оказывается в атмосфере, а также в золоотвалы. В летучей золе от сжигания углей содержание °РЬ, ²¹⁰Ро и ²²⁶Яа в 3—10 раз выше, чем в исходном угле. Аэрозоль­ные выпадения в непосредственной близости от ТЭЦ и металлурги­ческих заводов, работающих на угле, приводят к возрастанию кон­центраций ЕРН почти в 10 раз выше фоновых.

Минеральные удобрения, особенно фосфорные и сложные, включающие фосфор, довольно часто содержат значи­тельные количества ²³⁸1Л, ^;-²⁶Яа и ²³²ТЬ. При обработке фосфатного ^сырья серной кислотой уран и значительная часть тория переходятв фосфорную кислоту, тогда как радий оказывается в фосфогипсе Соответственно U и Тh попадают в удобрения, получае­мые из фосфорной кислоты. Различия фосфорных удобрений по активности довольно велики, в первую очередь - - в зависимости от исходного сырья. В фосфоритной муке активность доходит иногда до 2400 Бк/кг, в фосфорных удобрениях из сырья, добываемого в шт. Флорида (США), — до 400—700 Бк/кг, тогда как в таких же удобрениях, вырабатываемых из Кольских апатитов, активность ча­ще всего не более 40 Бк/кг. Наличие ⁴⁰К следует иметь в виду и при использовании калийных удобрений.

Присутствие ЕРН в стройматериалах приводит в ряде случаев к повышенной радиоактивности с внешней части построек или во внутренних помещениях. Одним из примеров этого являют­ся граниты, значительная радиоактивность которых хорошо извест­на и часто является причиной ограниченного их использования в качестве материала для жилищного строительства. Показания даже малочувствительных дозиметров у постаментов памятников, гра­нитных набережных и т. п. почти всегда обнаруживают заметную величину гамма-фона. Нужно отметить,, что граните розового и красного цвета радиоактивность обычно больше , чем в камне серого и темных тонов.

Дополнительная радиоактивность от строительных материалов всегда определяет некоторое превышение величины ЕРФ в поме­щениях по сравнению с открытой местностью. В постройках из кирпича со стенами большой толщины (как, например, в старин­ных монастырских и церковных постройках) фон в 1,5—2 раза выше, чем в современных зданиях (к тому же содержание ²²⁶Ra заметно выше в огнеупорном красном кирпиче по сравнению с сов­ременным силикатным кирпичом или бетоном). Фон внутри поме­щений деревянных домов обычно ненамного выше, чем на откры­той местности.

Повышенный уровень ЕРН нередко оказывается в строймате­риалах, изготовленных с использованием отходов горнорудной, ме­таллургической и химической промышленности зол и шлаков ТЭЦ, фосфогипса, красного шлама алюминиевого производства. Фон помещений в домах, построеных из шлакоблоков (таких еше много в российской провинции), тоже заметно выше фона в совре­менных постройках.

В дополнение к сказанному приведем некоторые сведения о повышенном, по сравнению с обычным, содержании ЕРН (в пер­вую очередь- ²¹⁰РЬ и ²¹⁰Ро) в пищевом рационе населения некоторых регионов. Примером может служить известный факт о повышенном содержании ²¹⁰РЬ и ²¹⁰Ро в морепродуктах — рыбе, моллюсках, крабах, — которые составляют значительную часть ра­циона населения, проживающего в приморских районах и занимающегося морским промыслом. Высокое содержание ²¹⁰РЬ и ²¹⁰Ро в мясе овец и кенгуру, в говяжьей, бараньей печени и почках в де­сятки раз увеличивает поступление ЕРН в организм жителям от­дельных районов Австралии. Похожая ситуация возникла и в ре­зультате потребления оленьего мяса жителями Крайнего Севера. Причиной служат значительное накопление этих изотопов в яге­ле и особеннос­ти трофических (пищевых) отношений в цепочке «ягель -олень -человек».

3.5. Радоновая проблема

Изотопы радона ²²²Rn и ²²⁰Rn образуются при распаде ²²⁶Ra и ²²⁴Ra. Это единственные газообразные продукты в семействах урана и тория, так называемые эманации. Радон образуется в поро­дах в местах нахождения радия, растворяется в фунтовых водах или диффундирует по трещинам и пустотам и затем может попадать в атмосферный воздух. Как инертный газ, радон практически не сор­бируется минералами и может удерживаться в породах только чис­то механически, а попадая в воздух, довольно быстро рассеивается в атмосфере. Долгое время считали, что благодаря таким свойствам радон не оказывает существенного радиационного воздействия на человека, тем более что оба его изотопа, как альфа-излучатели, не дают никакого вклада в измеряемую величину естественного гамма-фона.

Однако оценка дозы внутреннего облучения человека показала весьма большой вклад в этот процесс радона: он определяет при­мерно половину (или даже немного больше) общей дозы, получае­мой от всех природных источников, вместе взятых (см. табл. 3.1). Радиобиологический эффект самого радона невелик, действуют в новном его короткоживущие дочерние продукты ²¹⁸Ро, ²¹⁴РЬ и ²¹⁴Bi. Решающее значение имеет облучение легких, куда радон поcтупает с вдыхаемым воздухом. Радон хорошо растворяется в крови и других биологических жидкостях, однако в организме он надолго задерживается и не накапливается.

Переоценка в начале 1980-х гг. роли радона в радиационной ^агРУзке на человека вызвала всплеск исследований по определе

76 1