1. Понятие о радиоактивности.

1 марта 1897 г. А.Беккерель выступил с докладом «Исследование урановых лучей», в котором отметил их способность разряжать в воздухе наэлектризованные тела независимо от их потенциала и знака заряда

Беккерель отмечал, что излучение радиоактивных веществ производит различные химические действия: оно влияет на вещества, применяемые в фотографии, окрашивает стекло в фиолетовый или коричневый цвет и т.д. Они вызывают фосфоресценцию различных сред глаза; при приближении активного вещества к виску получается ощущение света. Они действуют на эпидерму и глубоко поражают кожу подобно Х-лучам, образуя раны, которые требуют для заживления иногда нескольких месяцев, оставляя шрамы. В настоящее время делаются попытки использовать это действие при лечении волчанки и рака (из речи при вручении Нобелевской премии, 1903).

Это явление позднее Марией Кюри было названо радиоактивностью. Определение, данное ею: : «Радиоактивными элементами называют особые химические элементы, характеризующиеся самопроизвольным атомным испусканием так называемых альфа-, бета- и гамма- лучей, т. е. положительных корпускулярных лучей, отрицательных корпускулярных лучей (движущиеся электроны) и электромагнитного излучения. Это лучеиспускание связано с атомными превращениями...»

Вещества, испускающие лучи Беккереля, назвали радиоактивными, а новое свойство вещества, обнаруженное по этому лучеиспусканию, радиоактивностью. Элементы, обладающие этим свойством, называются радиоэлементами

РАДИОАКТИВНОСТЬ (от лат. radio — испускаю лучи и activus —действенный), самопроизвольное превращение неустойчивых атомных ядер в ядра других элементов, сопровождающееся испусканием частиц или гамма-кванта.(C&M)

2. Общая характеристика методов оценки дозовых нагрузок на человека.

Оценка дозовых нагрузок может осуществляться следующими методами :

1.прямым измерением МЭД гамма-радиометром;

2.индивидуальным дозиметром различных типов (фотодозиметры, люминесцентные дозиметры и др.), которые могут быть размещены на тех или иных участках тела, а затем эти показания могут быть экстраполированы на другие его участки с учетом геометрии измерения и поправочных коэффициентов, полученных с учетом моделей-фантомов (стандартная модель человека, изготовленная из пластических материалов, соответствующих биологической плотности той или иной ткани).

Определение доз внутреннего облучения биологических объектов, например, человека, проводится, как правило, расчетным путем.

Для этого используются стандартные физиологические параметры среднестатистического человека, характеризующие те или иные обменные процессы

Так, например, МКРЗ рекомендует использовать при таких расчетах следующие величины (Моисеев, Иванов, 1974):

- средний вес человека - 70 кг;

        - в т.ч. мышцы - 30 кг;

        - кости -10 кг;

        - кровь - 5,4 кг;

        - кожа и подкожная ткань - 6,1 кг

        - жировая ткань -10 кг ;

        - жизненная емкость легких у мужчин - 3-4 л;

        - объем воздуха, вдыхаемого за 8 рабочих часов - 107 л;

        - полная поверхность органов дыхания - 70 м²;

        - полное содержание воды в организме - 43 кг.

При этом учитываются размер дыхательной системы, особенности распределения мелких частиц в органах дыхания, воздушный баланс, средняя скорость дыхания, время задержки воздуха, воды и пищи в тех или иных органах человека; содержание воды в различных органах и тканях, водный баланс, химический состав мышц, костей, эффективный атомный номер сложных веществ (костная ткань, мышцы и т.д.) и ряд других параметров.

При этом определяются главные критические органы, накапливающие те или иные радионуклиды, коэффициенты их накопления в тех или иных органах.

  Так, например, считается, что критическими органами для

⁹⁰Sr - кости, легкие и все тело;

¹³⁷Cs + ¹³⁷Ва - все тело, мышечная ткань, легкие, селезенка, кости, почки, желудочно-кишечный тракт;

¹³¹I - прежде всего щитовидная железа.

Доза внутреннего радиоактивного облучения, как всего организма, так и его отдельных органов и тканей, зависит от физико-химических характеристик инкорпорированных радионуклидов, которые определяют их всасываемость, распределения и выведения из организма.

Определение дозовых нагрузок на человека ведется по какой-либо выбранной модели путей облучения человека.

Существует сравнительно большой набор моделей, учитывающий механизм поступления радионуклидов и множество других факторов.

Имеются специальные рекомендации Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) по методам построения и использованию моделей радиационного воздействия на человека и их роли в оценке доз облучения (Публикация 29 МКРЗ, 1980; Публикация 40, 43 МКРЗ, 1987 и др.).

В настоящее время развиваются методы прямого определения инкорпорированных в организм радионуклидов. Это осуществляется путем отбора биологической ткани (соскобы и т.д.), либо методом высокочувствительной гамма-спектрометрии.

Для этих целей сконструированы специальные подземные камеры низкого фона (Канифер), как это сделано в ОИГГМ СО РАН (Бобров и др., 1975), или счетчики излучения человека (СИЧ).

На этих установках возможно определение гамма-излучающих радионуклидов как во всем теле человека, так и в отдельных его участках (щитовидная железа, желудок и т.д.), что достигается путем перемещения детектора радиоактивного излучения по телу человека. В ряде случаев может фиксироваться и жесткое бета-излучение.

По мнению Тихомирова Ф.А. (1972 г.), при определении дозовых нагрузок в биологических системах не всегда возможно в силу различных объективных обстоятельств получить необходимую дозиметрическую информацию.

         Это может быть обусловлено рядом причин:

1) неравномерность распределения источников радионуклидов, чаще всего имеющих «пятнистый» характер распределения;

2) одновременное сочетанное воздействие внутренних и внешних природных и техногенных факторов радиационного характера;

3) сложный энергетический спектр излучающих радионуклидов с разными показателями ЛПЭ.

      А если к этому добавить еще и факторы субъективного характера по принципу «этого быть не может, потому что этого не может быть никогда», то возникает проблема объективного определения полученных дозовых нагрузок на человека и биоту.

Методы биологической дозиметрии

Методы биодозиметрии позволяют определять интегрированную эффективную эквивалентную дозу облучения за все время проживания человека, как от внешних, так и внутренних факторов радиационного воздействия

Метод биологической дозиметрии по хромосомным аберрациям в культуре лимфоцитов человека

Методические рекомендации по использованию этого метода утверждены Минздравом СССР в 1979(!!) году. Метод используется в различных странах, в том числе в Японии

3. Понятие «горячие частицы».

С момента испытания ядерного оружия в атмосфере специалистами стали обнаруживаться высокоактивные микрочастицы, которые имели глобальное распределение. Эти образования были относительно редки, а методика их выявления была весьма трудоемкой, что не давало возможности оценить их реальную опасность для человека.

В 1958 году мировая общественность была обеспокоена новыми научными открытиями, связанными с присутствием в свободной атмосфере мельчайших частиц с высокой радиоактивностью, названных тогда «горячими частицами»

Первыми, известными нам материалами по данной проблеме ,являются исследования, доложенные на коллоквиуме по радиоактивным частицам, проведенном специальной комиссией по радиоактивности 5-6 марта 1959 года в г. Бад - Швальбахе (ФРГ).

Радиоактивность отдельных частиц по данным Е. Гросса (1963) достигает 10-9 Ки

Первоначальная формулировка этого понятия была сделана немецкими специалистами: «Горячие частицы» или «горячие зерна» - это мельчайшие частицы пыли с относительно высокой радиоактивностью

В понимании Р.Грейба (1994) - это микроскопические пылевые частицы с высоким уровнем радиоактивности при общей радиоактивности отдельных частиц от 10 до 10 000 Бк и диаметре от 0,01 до 1 тысячной миллиметра

Дж. Гофман (1994) термин «горячая частица» применяет для характеристики неравномерного характера распределения излучателя в ткани. Под ними он понимает частицы ядерного топлива, состоящие из α- и бетта-излучателей, или их сочетания.

Некоторые исследователи, по данным Дж. Гофмана (1994), предложили следующее определение "горячей частицы": это частица, α -активность которой равна или больше 0,07 мкКи (Bair et al., 1974). Для частиц с меньшей активностью Эдвард Мартель (Martell, 1975) предложил термин «теплая частица»

Мы принимаем формулировку, предложенную Л.М. Хитровым (1993): «горячая частица» - есть образование любого радионуклидного и химического состава размером до 50 мкм и удельной активностью > 4 Бк (3*10^-11 Ки)

Сама неопределенность термина подчеркивает главную особенность этих частиц -их высокую точечную альфа-бетта радиоактивность от единичных весьма мелких образований, определяющая степень их биологической опасности.

В силу чрезвычайно мелких размеров, когда они уже по существу дела представляют не пыль (dust), а дым (fume) по существующей международной классификации частиц эти частицы могут чрезвычайно долго находиться в атмосфере

Именно малые размеры, по существу дела - «наночастицы» определяют их чрезвычайную радиоэкологическую опасность

В Чернобыле активность отдельных частиц достигала 10³ - 10⁴ Бк с уровнем мощности дозы гамма-излучения от них до 1 Р/ч.

В 1 м3 воздуха регистрировалось до 1400 «горячих частиц» с активностью от 0,03 до 2000 Бк размером до 2 мкм. В силу их малых размеров, они плохо задерживаются фильтрами и переносятся ветром на значительные расстояния

Японский ученый Косако Томако (устное сообщение, Гомель, 1990) на Международной конференции по проблеме Чернобыля показал, что «горячие частицы» были обнаружены у японских специалистов, находящихся в г. Могилеве (300 км от Чернобыля) на 3-й день после аварии. Больше всего их фиксировалось на брюках.

Измерения, проведенные в Японии на 3, 7, 14, 28 мая и через 1 год после аварии показали, что 80 % радионуклидов в «горячих частицах» ЧАЭС представлены короткоживущими изотопами (131I, 89Sr, 95Zr, 144Ce, 210Po, 240Ва и др.), а оставшаяся часть представлена 137Cs и 134Cs, 105Rh и 106Ru, Pu, U и др.

Р.Грейб (1994), со ссылкой на различные источники пишет, что швейцарский физик д-р Мэссон сумел продемонстрировать наличие «горячих частиц» в уличной пыли, на деревьях, на земле, в почтовых ящиках и т.п.

Ученые из университета Констанцы нашли «горячие частицы» на заводах по переработке домашнего мусора. В результате такой рециркуляции пылевых частиц разными путями (ветер, детские игры, пылесосы и т.д.) абсолютное неконтролируемое число «горячих частиц» было ингалировано в дополнение к обычной пыли. Очень важно знать о том, что мы до сих пор вдыхаем такие частицы

По оценке специалистов от 5 до 30% всей радиоактивности было вынесено в виде таких частиц. Состав «горячих частиц» в зоне ЧАЭС сложный. Выделяют «топливные» и «нетопливные», в том числе графитовые частицы, и их состав прежде всего представлен следующими радионуклидами и их сочетанием: 144Ce, 106Ru; 144Се + 137Cs; 144Се + 106Ru;134+137Cs ; 95Zr + 95Nb; Am + Cm + Pu + U

В процентном отношении (Петряев и др., 1989) их состав может быть представлен в следующем виде:

90Sr (до 50 %) + 106Ru (до 30 %) + 144Се (до 40 %) + Pu (до 25 %).

В организм человека «горячие частицы» поступают пероральным и ингаляционным путем.

Они, прежде всего, осаждаются в трахеях и бронхах, легочной ткани, а также в желудочно-кишечном тракте. «Горячие частицы» альфа-излучающих радионуклидов (плутония, трансурановых элементов) при диаметре менее 1 мкм несут активность 2-1.5 х 10⁶ Бк и способны глубоко проникать в легочную ткань. Известно, что риск возникновения рака легких при ингалировании нерастворимых соединений плутония в 2 - 3 раза выше, чем от растворимых, что можно интерпретировать как эффект «горячих частиц»

Одна такая частица размером I μк и активностью 0,7*10-9 Ки создаёт мощность дозы на ткань на расстоянии: 1 μк - 50 000 Рад/ч; 10 μк - 500 Рад/ч; 50 μк - 16 Рад/ч (Зоммермейер, 1963). Наименьшая доза, при которой происходит канцерогенез оценивается в 24000 рад (Раевский и др., 1963).

Сложность оценки поглощенных доз от «горячих частиц» для близлежащих клеток состоит в том, что «горячие частицы» перемещаются.

Например, легочная ткань старается вытолкнуть инородные частицы в горло, откуда они могут попасть в пищевод или в лимфоузлы. Клетки-макрофаги также перемещают частицы с места на место

«Горячие частицы» фиксируются и вблизи предприятий ЯТЦ

Нами (Рихванов и др., 1996), после аварии 06.04.1993 года на радиохимическом производстве СХК в районе следа было установлено присутствие большого количества частиц микронного размера (10 мкм) с мощностью дозы гамма-излучения более 24 мР/ч. По своим параметрам эти образования являются классическими «горячими частицами».

Одна такая частица, попав на биологическую ткань, создает только от бетта-излучения на участке радиусом 0,8 см локальную дозу 13 Гр (расчет Иванова А.Б., ГИПЭ, Москва, 1994). Кроме бетта-излучателей в них находятся альфа-излучатели такие, как уран-235, плутоний-239, америций-241 и т.д., что может кратно увеличить данную расчетную дозу. Позднее их присутствие было подтверждено исследованиями других специалистов (Глушко и др., 1993; Лысцов и др., 1993)

На сегодняшний день, используя методику осколочной (f) радиографии нами (Архангельский В.В. и др.) достаточно четко откартирована зона максимального накопления микровключений делящихся элементов (U235, Pu239, Am241 )

При исследованиях легочной ткани трупов пос. Самуськов и Моряковский Затон установлено присутствие компонентов ядерного топлива и некротические изменения ткани (исследования Мешкова Н.А., Каткова А.В.)

Роль «горячих частиц» вблизи предприятий ЯТЦ является основной. Трагедия ликвидаторов последствий аварий на ЧАЭС на наш взгляд, заключается не только в том, что они получили высокие дозовые нагрузки от внешних факторов, а в том, что они подверглись массированному воздействию потока «горячих частиц». Это обусловило возникновение заболеваний дыхательных путей и легких, заболеваний желудочно-кишечного тракта т.д. Поэтому нельзя не согласиться с членом-корреспондентом РАЕН А.Е. Катковым (1995), участником всего периода ликвидации аварии на ЧАЭС, что « ... безответственными были бы действия, ограничивающиеся измерениями только гамма-нагрузок на среду и человеческие популяции в случае тех аварий, которые происходили или произойдут на объектах технологически связанных с ураном или плутонием». Аналогичное ситуация может наблюдаться на урановорудных предприятиях.

4. Единицы измерения радиоактивности.

 Исторически первой общепринятой единицей радиоактивности была принята радиоактивность 1 грамма химически чистого радия, которая была названа в честь супругов М. и П. Кюри.

        Радиоактивность 1 г Ra = 1 Кюри (Ки), англоязычное – Ci.

        Позднее за единицу радиоактивности (активности) было принято количество радиоактивных превращений (распадов) в единицу времени.

        Единица, характеризующая 1 распад радионуклида в 1 сек. была названа в честь французского физика А. Беккереля - Беккерелем (Бк), англоязычное – Bq.

        Так как 1 г Ra давал 3, 7* 10¹⁰ распадов в сек., то между Ки и Бк установлено соотношение: 1 Ки = 3,7*10¹⁰ Бк, или 1 Бк = 2,7*10^-11 Ки

        Радиоактивность некоторых других элементов относительно радия будет следующей: 1 г ²³⁵ U = 2,1*10^-6Kи,

        1 г ¹³⁷Cs = 87 Kи,

        1 г I¹³¹= 1,2*10⁵ Ки,

        1 г ²³²Th= l,l*10^-7 Kи,

        1 г ²³⁹Рu= 6,1*10^-2 Ки,

        1 г ⁶⁰Co = l,l*10^-3 Kи,

        1 г ¹⁴С = 4,6 Ки,

        l г ⁸⁷Rb = 8,5*10^-8 Kи,

        l г ⁹⁰Sr =145 Kи,

        1 г ⁴⁰К = 6,8*10^-6 Ки и т.п.

        Таким образом, радиоактивность 1 г, например, кобальта-60 в 1000 раз выше, чем радиоактивность 1 г радия-226, а плутония в 100 раз меньше.

        Объемная концентрация радиоактивности - количество распадов в единицу времени, отнесенное к объему вещества, т.е. Kи/л, Ки/м³, Бк/л, Бк/м³ и т.п.

        Первоначально объемная концентрация радона измерялась в эманах и махе - единицах: 1 эман = 10^-10 Kи/л = 220 расп/мин.л;

        1 махе = 3,64 эман = 3,64* 10^-10 Kи/л = 780 расп/мин*л

Экспозиционная доза характеризует степень ионизации воздуха. (СМ ВОПРОС 13

        Переход от единиц активности вещества, выраженного, например, в мкКи к мощности экспозиционной дозы γ-излучения данного радионуклида в Р/ч, осуществляется при помощи гамма - постоянных (справочная величина), характерных для каждого радиоизотопа. (СМ ВОПРОС 40)

        Кроме экспозиционной дозы, характеризующей степень ионизации воздуха, существует и другое понятие - поглощенная доза (D)- это энергия излучения, поглощенная единицей массы вещества. В СИ она измеряется единицей Грей (Гр) (СМ ВОПРОС 16)

        Биологический эффект воздействия ионизирующего излучения зависит от вида излучения, энергии частиц и гамма - квантов. Так, альфа-частица с энергией 4 Мэв проходит 31 мкм биологической ткани, а с энергией 10 Мэв -130 мкм.

        Излучения, испускаемые радионуклидами, различаются по эффективности и по способности повреждать биологические системы. Существует понятие - относительная биологическая эффективность (ОБЭ) излучения. ОБЭ того, или иного вида излучения выражается по отношению к дозе условно принятого стандартного типа излучения.

Главный фактор влияющий на ОБЭ - распределение ионизации и возбуждений по следу (треку) движения заряженной частицы.

        Для интегрированной характеристики процессов ионизации и возбуждения вве­дён термин «линейная потеря энергии» (ЛПЭ). (СМ ВОПРОС 19)

        Поглощенная доза излучения (D), рассчитанная с учётом КК (коэффициента качества), получила название эквивалентная доза (Н).

Н = D*KK.

        Так, ранее широко распространённый термин биологический эквивалент рентгена (бэр), является показателем того, что при дозе 1 бэр данного вида излучения возникает такой же биологический эффект, как и при поглощённой дозе в 1 рад образцового излучения.

        Для приближённых расчётов можно считать, что для γ-излучения 1 бэр ~ 1 раду ~ 0,93 Р.

        В настоящее время рекомендуется в качестве единицы измерения эквивалентной дозы использовать единицу Зиверт (Зв). 1 Зв = 0, 01 БЭР.

        Соответственно мощность эквивалентной дозы будет измеряться в Зв/ч, мкЗв/ч и т.д.

        Соотношение между применяемой единицей мощности дозы γ -излучения в мкР/ч и мкЗв/ч таково:

        1 мкР/ч = 0,01 мкЗв/ч или 100 мкР/ч = 1 мкЗв/ч, для излучения с КК = 1.

        Мощность поглощённой дозы 1Гр/ч соответствует мощности эквивалентной дозы 1 Зв/ч при КК = 1 (гамма или рентгеновское излучение), но 1 Гр/ч от альфа-излучения бу­дет соответствовать 20 Зв/ч от гамма - излучения.

ЕДИНИЦЫ АКТИВНОСТИ СМОТРИ ВОПРОС 21

5) В чем сущность беспороговой гипотезы эффекта воздействия радиации на организм?

Любой вид ионизирующего излучения (γ-кванты, α- или β-частицы, нейтроны и т.д.) оказывает то или иное воздействие на живое вещество и представляет определенную опасность. На этом основана беспороговая гипотеза эффекта воздействия ионизирующего излучения на организмы. Согласно данной гипотезе: любой сколь угодно малый уровень облучения обуславливает определенный риск возникновения отдаленных стохастических медицинских последствий (канцерогенное, тератогенное, генетическое и т.д.), то есть радиация по своей природе вредна для жизни.

Концепция беспорогового действия ионизирующего излучения, принятая мировым радиобиологическим сообществом по рекомендации Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и Научного комитета ООН по действию атомной радиации (НКДАР) меняет философию подхода к оценке вреда для человека и общества в целом при воздействии ионизирующего излучения. До принятия этой концепции считалось, что для любого фактора, в т. ч. радиационного, существует некоторый минимальный уровень (порог), после превышения которого данный фактор может проявить свое неблагоприятное воздействие на человека. Принятие концепции об отсутствии порога для таких отдаленных последствий облучения, как злокачественные новообразования и генетические повреждения, было обусловлено отсутствием статистически достоверных данных о проявлении этих эффектов при малых дозах ионизирующего излучения.

Однако, надо учитывать, что живая клетка возникла и развивалась в условиях радиационного поля.

При этом считается, что мощность дозовых нагрузок на живой организм была весьма велика на протяжении многих сотен миллионов лет на первых этапах развития жизни.

Современный человек постоянно находится в полях радиационного излучения разного происхождения.

В среднем дозовая нагрузка от радиоактивных ионизирующих лучей на земном шаре составляет около 350 мБэр/год

6) Тритий – как радиационно-опасный фактор.

Тритий (³Н) – радиоизотоп водорода (Т^1/2 = 12,3 года) постоянно образуется в атмосфере в результате взаимодействия космического излучения с ядрами атомов азота, кислорода и аргона (например, по реакции ¹⁴₇N + ¹₀n = ¹²₆C + ³₁H), а также при расщеплении ядер различных элементов космическими лучами большой энергии. Тритий – чистый β-излучатель со средней энергией излучения 0,018 Мэв.

Искусственно тритий привносится во внешнюю среду 2 путями:

1. Во время атомных и термоядерных взрывов, которые приводят к увеличению концентрации ³Н в дождевой воде в 10-100 раз.

2. При производстве ядерной энергии на двух этапах топливного цикла: работе реакторов и переработке отработавшего топлива. Концентрация природного трития в воде Мирового океана оценивается на уровне 0,1 Бк/л.

Образуемый ядерными реакторами ³Н может находиться в форме Н³НО, Д³НО, Н³Н, ³Н₂, органических производных. Вследствие утечек и недостатков в технологии обращения с отходами, в которой ³Н практически не улавливается, выброс трития в окружающую среду осуществляется с газообразными и жидкими отходами.

На других этапах производства ядерной энергии к источникам ³Н в биосфере следует отнести хранилища радиоактивных отходов. Хранение и захоронение низко- и среднеактивных отходов в поверхностных слоях грунта приводит к выделению на поверхность диффундирующих ³Н₂ и Н³НО, а также к образованию и выделению третированного метана и других органических соединений, к появлению Н³НО в грунтовых водах.

В организм человека ³Н поступает в виде газа и тритиевой воды ¹Н³НО и органически связанного ³Н. Пробег β-частиц трития значительно меньше геометрических размеров клеток, поэтому поражение тритием локализуется возле самого изотопа, и общее поражение зависит от геометрии его распределения в тканях организма и микрогеометрии распределения в клетке . Атомы трития замещают в молекулах ткани атомы водорода.

Биологическое воздействие трития усиливается тем, что при его распаде образуется инертный Не²₃, поэтому водородные связи в этом месте будут рваться, а это должно сказываться как на нарушении процесса синтеза органических структур при жизни индивида, так и оказывать воздействие на наследственность, возможно, отдаленную.

7. Классификация радиоактивных элементов.

Все известные радиоактивные элементы следует разделить на 2 группы (таблица 2.1): естественные и искусственные (техногенные).

Среди естественных радиоактивных элементов выделяются долгоживущие (U, Th, K-40, Rb-87 и др.), короткоживущие продукты распада долгоживущих изотопов (радий, радон и т.д.) и нуклиды, постоянно образующиеся в природной среде за счет ядерных реакций (C-14, H-3, Be-7 и др.).

Искусственные радионуклиды могут быть подразделены на:

- осколочные (продукт деления ядер урана-235 под воздействием тепловых нейтронов по схеме):

⁹⁰Sr, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁰La, ¹³¹I, ¹²⁹I, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹⁴¹Ce

- Трансурановые радиоактивные элементы - химические элементы с атомным номером, больше чем у урана-92.:

²⁴⁰Pu, ²³⁹Pu, ²³⁹U, ²³⁹Np, ²⁴⁷Cm, ²⁴¹Am

- Продукты активации – за счет взаимодействия нейтронов, гамма - квантов и т.д. с веществом:

⁵⁶Fe, ²²Na, ⁶⁰Co, ⁶⁵Zn, ³²P

8) Предельно допустимые дозы облучения на организм человека. Каковы основные тенденции в изменении этих нормативов?

ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМАЯ ДОЗА (ПДД) ионизирующего излучения - гигиенический норматив, регламентирующий наибольшее допустимое значение индивидуальной эквивалентной дозы во всем теле человека или в отдельных органах, которое не вызовет в состоянии здоровья лиц, работающих с источниками ионизированного излучения, неблагоприятных изменений. Применяется в области радиационной безопасности, устанавливается законодательно. В Российской Федерации законодательным документом являются "Нормы радиационной безопасности". ПДД зависит от облучения всего тела, тех или иных групп т. н. критических органов и составляет от 5 до 30 бэр (50-300 мЗв) в год. 

По отношению к облучению население делится на 3 категории.     Категория А   облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.     Категория Б   облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.    Категория В   облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.     Для категории А вводятся предельно допустимые дозы -наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы.     Устанавливается три группы критических органов:

    1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг.

    2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.

    3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.

  Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

    Для категории А (персонала) установлены:

    -     предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания; 

    -     допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДС_А; 

    -     допустимая мощность дозы излучения ДМД_А;

    -     допустимая плотность потока частиц ДПП_А;

    -     допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей зоны ДК_А;

    -     допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗ_А .

    Для категории Б (ограниченной части населения) установлены:

    -    предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или пищеварения;

    -     допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДК_Б в атмосферном воздухе и воде;

    -     допустимая мощность дозы ДМД_Б;

    -     допустимая плотность потока частиц ДПП_Б;

    -     допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗ_Б .

    Численные значения допустимых уровней в полном объеме содержатся в  "Нормах радиационной безопасности".

Пределы допустимых экспозиционных доз с годами менялись, и в целом, по мере того, как увеличивающиеся знания о рисках заболевания раком в результате облучения указывали на то, что угроза, которую представляет облучение, -значительно больше, чем предполагалось ранее, наблюдалась тенденция к их понижению. Для того чтобы гарантировать, что персонал не подвергается вредному воздействию свыше нормы, необходимо должным образом контролировать наиболее важные пути этого воздействия. Необходимо также учитывать, что ионизирующее излучение оказывает воздействие на людей различными путями.

9) Трансурановые элементы – как радиационно-опасный фактор.

Трансурановые радиоактивные элементы - химические элементы с атомным номером, больше чем у урана-92.:

²⁴⁰Pu, ²³⁹Pu, ²³⁹U, ²³⁹Np, ²⁴⁷Cm, ²⁴¹Am

Википедия:

Элементы с атомным номером более 100 называются трансфермиевыми элементами. Одиннадцать из известных трансурановых элементов (93—103) принадлежит к числу актиноидов. Трансурановые элементы с атомным номером более 103 называются трансактиноидами.

Все известные изотопы трансурановых элементов имеют период полураспада значительно меньший, чем возраст Земли. Поэтому трансурановые элементы практически отсутствуют в природе и получаются искусственно посредством различных ядерных реакций. Элементы до фермия включительно образуются в ядерных реакторах в результате захвата нейтронов и последующего бета-распада. Трансфермиевые элементы образуются только в результате слияния ядер.

Первый из трансурановых элементов нептуний Np (п. н. 93) был получен в 1940 г. бомбардировкой урана нейтронами. За ним последовало открытие плутония (Pu, п. н. 94), америция (Am, п. н. 95), кюрия (Cm, п.н. 96), берклия (Bk, п. н. 97), калифорния(Cf, п. н.98), эйнштейния (Es, п.н.99), фермия (Fm, п.н. 100), менделевия (Md, п. н. 101), нобелия (No, п. н. 102) и лоуренсия (Lr, п. н. 103). Получены также трансактиноиды с порядковыми номерами 104—118; в этом ряду имена присвоены элементам 104—112: резерфордий (Rf, 104), дубний (Db, 105), сиборгий (Sg, 106), борий (Bh, 107), хассий (Hs, 108), мейтнерий (Mt, 109), дармштадтий (Ds, 110), рентгений (Rg, 111), коперниций (Cn, 112). Элементы 113—118 пока имеют временные названия, производные от соответствующих латинских числительных: унунтрий[1] (Uut, 113), унунквадий[2] (Uuq, 114), унунпентий[3] (Uup, 115), унунгексий[4] (Uuh, 116), унунсептий[5] (Uus, 117), унуноктий[6] (Uuo, 118).

Химические свойства лёгких трансурановых актиноидов, получаемых в весовых количествах, изучены более или менее полно; трансфермиевые элементы (Md, No, Lr и так далее) изучены слабо в связи с трудностью получения и короткими временами жизни. Кристаллографические исследования, изучение спектров поглощения растворов солей, магнитных свойств ионов и других свойств показали, что элементы с п. н. 93—103 — аналоги лантаноидов. Из всех трансурановых элементов наибольшее применение нашёл нуклид плутония 239Pu как ядерное топливо.

Трансурановые элементы (ТУЭ).

Радионуклид	T½, годы
238Pu	87,44
239Pu	24110
240Pu	6530
241Pu	15
241Am	432,2

все эти радионуклиды испытывают α-распад и все долгоживущие.

Трансурановые радионуклиды (элементы) образуются в результате последовательно повторяющихся актов захвата нейтронов (n,γ) и последующим β-распадом:

1.      ²³⁵U(n,γ)²³⁶U(n,γ)²³⁷U   ²³⁷Np(n,γ)²³⁸Np   ²³⁸Pu 

2.      ²³⁸U(n,γ)²³⁹U   ²³⁹Np   ²³⁹Pu 

3.      ²³⁹Pu(n,γ²⁴⁰Pu 

4.      ²⁴⁰Pu(n,γ)²⁴¹Pu   ²⁴¹Am 

5.      ²⁴¹Pu(n,γ)²⁴²Pu 

Здесь приведены только основные превращения, в результате которых образуются значимые для радиоэкологии радионуклиды.

С увеличением Z и A синтезируемого ядра его выход резко уменьшается. В отличие от ядерного взрыва, при котором синтез ТУЭ происходит за время 10^-6 ÷ 10^-8 с при очень высоком интегральном нейтронном потоке (до 10²³ ÷ 10²³ нн/см²), в ядерном реакторе время синтеза может  продолжаться в течение многих лет при меньшей интенсивности нейтронного потока. Наибольший выход имеет реакция 2. – выход ²³⁹Np и ²³⁹Pu при плотности потока нейтронов в реакторе 10¹³ нн/см² с составляет 0,1 Ки/1 г U.

Реакция ²³⁸U(n,γ)²³⁹U →  ²³⁹Np → ²³⁹Pu может происходить и в природных условиях под действием нейтронов спонтанного деления U(s,f) и нейтронов из (α,n) реакции на уране, содержащемся в урановых рудах. Выход ядер ²³⁹Pu в этом случае порядка (0,4 ÷ 15)·10^-12 относительно содержания ядер ²³⁸U в рудах.

Трансурановые элементы наиболее интенсивно нарабатываются в ядерных реакторах (в том числе и энергетических) и являются одним из самых ценных продуктов переработки выгоревшего ядерного топлива. Кроме ЯТЦ и ЯВ источником выбросов ТУЭ явилась авария ЧАЭС.

Все трансурановые элементы химически очень активны. Характерная их особенность – способность образовывать соединения с водородом, азотом, кислородом, галогенами, а также комплексные соединения. Степени окисления их от 2⁺ до 7⁺.

Валентность радионуклидов плутония от 2⁺ до 7⁺ (2⁺ наименее характерна). В большинстве случаев радионуклиды плутония образуют нерастворимые соединения. Окислы плутония PuO, Pu₂O₃,PuO₂ и фазы переменного состава от Pu₂O₃ до Pu₄O₇. В водных растворах образует ионы (от 3⁺ до 7⁺), причем все ионы могут находиться в растворе одновременно (кроме 7⁺). Они  подвержены гидролизу (эта способность возрастает в ряду PuO<Pu³⁺<PuO₂²⁺<Pu⁴⁺) и легко образуют комплексные соединения (эта способность увеличивается для различных ионов в ряду 5⁺, 6⁺, 3⁺, 4⁺).

Валентность ²⁴¹Am от 2⁺ до 7⁺, причем наименее характерны 2⁺ и 7⁺, а устойчивые 3⁺, в твердом состоянии и в виде комплексов в растворе – 4⁺. Окислы AmO, Am₂O₃, и AmO₂. Образует нитридAmN, сульфид Am₂S, а также металлоорганическое соединение Am(C₅H₅)₃. Америций образует растворимые соединения с галогенами (AmCl₂, AmBr, AmJ₃). Образует комплексные соединения с минеральными и органическими кислотами. В отличие от плутония соединения америция обладают бóльшей растворимостью и, следовательно, бóльшей миграционной способностью.

 В степени окисления 3⁺ свойства ТУЭ подобны свойствам лантаноидов, но обладают более сильно выраженной способностью к комплексообразованию  (она возрастает в ряду U<Np<Pu≥Am). Соединения ТУЭ (гидроокиси, фториды, иодиды, двойные сульфиды, фосфаты) труднорастворимые.

В степени окисления 4⁺ образуют оксиды, фториды, устойчивы в водных растворах (U, Np, Pu), в водных растворах образуют комплексы. Соединения (гидрооксиды, фториды, иодиды, фосфаты, карбонаты) труднорастворимые. Сильные комплексообразователи (склонность возрастает от U к Am).

В степени окисления 5⁺ существуют в виде диокислов MeO₂⁺. Эта ионная форма определяет химические свойства – малую склонность к гидролизу и комплексообразованию.  В степени окисления 6⁺ находятся в форме ионов MeO₂²⁺. Известно значительное число комплексных соединений.

В степени окисления 7⁺ наиболее устойчив Pu. В твердом состоянии существует в виде ионов MeO₅^5-, MeO₅^3-, [Me₂O₅(OH)₂]^4- и MeO₄^-, а в растворах – в гидратированной форме аниона MeO₅³⁺.

В общем, закономерности миграции плутония и америция подобны. Поэтому достаточно рассмотреть особенность миграции радионуклидов плутония.

Они определяются растворимостью соединений плутония в природных средах и, особенно, первоначальная химическая форма. При ядерных взрывах такой формой являются практически нерастворимые окислы и, в основном, отдельные атомы, которые с глобальными выпадениями поступают на земную поверхность и только здесь могут образовывать растворимые соединения.

В выбросах ЯТЦ преобладают растворимые соединения плутония, а также его комплексные соединения с органическими лигандами. Особо сложным составом отличались выбросы при аварии ЧАЭС. Их можно разделить на 4 группы:

А - механически выброшенные из активной зоны тонкодисперсные частицы топлива, близкие по радионуклидному составу к отработанному топливу; осели на земную поверхность в ближней зоне (R ≤ 60 – 70 км).

Б – мелкодисперсное топливо и другие продукты, умеренно обогащенные летучими радионуклидами; содержание радионуклидов плутония в ~ 2 раза больше ожидаемого; осели на земную поверхность в зоне R ≤ 100 км.

В – выбросы, сильно обогащенные летучими радионуклидами, в том числе плутонием; осели на земную поверхность в зоне R ≤ 150 км и далее.

Г – выбросы, обогащенные радионуклидами плутония до 200 раз, в том числе частично растворимые соединения плутония; осели на земную поверхность в дальней зоне.

Различия в этих группах выбросов обусловлены главным образом различием температур в аварийном реакторе к моменту взрыва. Содержание кислорастворимых форм плутония возрастает от группы А и Б к группам В, Г в 4 – 15 раз и доходит до 55 ÷ 85%.

В настоящее время основным резервуаром радионуклидов плутония и ²⁴¹Am являются поверхность почв и донные отложения (более 99% поступивших и поступающих от глобальных и чернобыльских выпадений и от выбросов предприятий ЯТЦ). В биологических объектах этих трансурановых элементов не более 1% (в основном в растениях, а в животных еще в 5 ÷ 10⁴ раз меньше). Радионуклиды плутония находятся преимущественно в 4⁺ нерастворимой форме. Коэффициент диффузии в почве ~ 10^-9 см/с.

Только около ~ 10% этих радионуклидов может быть в растворимой доступной для растений форме. Из растений наибольшую концентрацию радионуклидов плутония имеют низкорастущие растения (травы, мхи, лишайники). Это следствие того, что радионуклиды плутония перераспределяются на земной поверхности в основном за счет ветрового переноса и эрозии. Коэффициент накопления трансурановых элементов растениями очень низкий (10^-1 ÷ 10^-3).

Изотопные отношения радионуклидов плутония, содержащихся в почве различных регионов, существенно различаются из-за различия источников их поступления (глобальный, от ЯТЦ, авария ЧАЭС). Так, отношение ²⁴⁰Pu/²³⁹Pu от ядерных взрывов – (0,05 ÷ 0,06); от глобальных выпадений - около 0,176; от выбросов ЯТЦ вместе с глобальными выпадениями – (0,049 ÷ 0,150), а от чернобыльских выпадений – (0,30 ÷ 0,35).

Изотопные отношения для различных регионов варьируют в следующих пределах:

Радионуклиды	Отношения
238Pu/239Pu+240Pu	0,027 ÷ 0,44
238Pu/239Pu	1,1·10-4 ÷ 3,7·10-3
240Pu/239Pu	0,049 ÷ 0,35
241Pu/239Pu	0,003 ÷ 0,090
242Pu/239Pu	4,4·10-3 ÷ 4,0·10-2

Видно, что основным радионуклидом плутония в выбросах является ²³⁹Pu. Очень малы выбросы ²³⁸Pu и ²⁴²Pu. Несмотря на относительно низкие выбросы ²⁴¹Pu, они играют особую роль, так как в результате распада этого радионуклида образуется долгоживущий ²⁴¹Am. Поэтому содержание ²⁴¹Am в окружающей среде непрерывно возрастает. Так, в период 1940 – 1990 гг. содержание²⁴¹Am в атмосфере увеличилось в 2 раза.

Абсолютное содержание радионуклидов плутония в почвах и атмосферных аэрозолях очень сильно варьирует, особенно в зависимости от расстояния от ЧАЭС. Так в атмосферных аэрозолях содержание плутония уменьшается в 10⁴ раз при переходе от ближней к дальней зоне (в которой содержание плутония находится на уровне 19 Бк/л), плотность выпадений уменьшается в ~ 170 раз (до уровня 1,25·10⁵ Бк/м²), содержание на поверхности почвы уменьшается в ~ 370 раз (до уровня ~ 10 Бк/м²). В целом по мере удаления от ЧАЭС уровень загрязнения приближается к фону глобального загрязнения – для земной поверхности (10 ÷ 60) Бк/м². Средняя удельная активность радионуклидов плутония в почвах для европейской части России ~ 140 Бк/кг при фоне глобального загрязнения около 60 Бк/кг.

10) Цепочки радиоактивного распада естественных радионуклидов.

Ядра всех элементов с порядковым номером Z>82 радиоактивны. Они образуют длинные цепочки радионуклидов, где каждый последующий нуклид есть продукт распада предыдущего. Такие совокупности радионуклидов получим название радиоактивных семейств. В природе существует три радиоактивных семейства:

1. Семейство урана - радия (родоначальник - радионуклид ²³⁸₉₂U с периодом полураспада T_1/2 около 4.51Ч10⁹лет);

2. Семейство тория - (родоначальник - радионуклид ²³²₉₀Th с периодом полураспада T_1/2 около 1.41Ч10¹⁰лет);

3. Семейство актиния - (родоначальник радионуклид ²³⁵₉₂U с периодом полураспада T_1/2 около 7.07Ч10⁸лет).

Конечный продукт распада у всех трех семейств - один из стабильных изотопов свинца.

Цепочка радиоактивного распада урана-238

Диагональная линия – альфа-распад, прямая – гамма.

11) Нормирование дозовых нагрузок на организм человека. Основные пределы доз

Нормируемые величины*	Пределы доз
	персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике	150 мЗв	15 мЗв
глаза***
коже****	500 мЗв	50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50 мЗв
Примечания: * - Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. ** - Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А. *** - Относится к дозе на глубине 300 мг/см2. **** - Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает не превышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в таблице 3.1.

Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в Приложениях 1 и 2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.

На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.