Курсовая работа: Радиоактивное загрязнение окружающей среды

Курсовая работа: Радиоактивное загрязнение окружающей среды

ПЛАН

Общие положения…………………………………………………………….3

Источники радиоактивных излучений и их характеристика………………4

Космическое излучение………………………………………………………5

Излучение от рассеянных естественных радионуклидов…………………..6

Техногенно-измененный радиационный фон……………………………….6

Искусственные радионуклиды……………………………………………….7

Воздействие ионизирующих излучений на организм………………………9

Возможные последствия облучения людей………………………………..12

Принципы радиационной безопасности……………………………………15

Воздействие на окружающую среду предприятий ядерного топливно-энергетического цикла…………………………………………………………...19

Заключение…………………………………………………………………...22

Список литературы…………………………………………………………..23

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Особое место среди загрязняющих окружающую среду агентов зани­мают радиоактивные вещества. Внимание к нему сильно возросло после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. и ряда инцидентов на других гражданских и военных объектах с ядерным топливом.

Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа.

Радиоактивное излучение как самопроизвольное испускание лучей – это естественный процесс, существовавший задолго до образования Земли.

Радиоактивное излучение является частью более общего понятия – ионизирующее излучение.

Ионизирующее излучение – это поток корпускулярной (α-частиц, электронов, протонов, нейтронов и др.) и (или) электромагнитной (рентгеновские, γ-лучи) энергии, связанной с прямым или косвенным возникновением ионов.

Радиоактивные препараты испускают α- и β-частицы, γ- и тормозное излучение и нейтроны.

Вот уже более 100 лет с момента случайных открытий Вильгельмом Рентгеном рентгеновских лучей в 1885 г. и Анри Беккерелем самопроиз­вольного излучения урана в 1886 г. ядерные исследования стали важнейшим направлением науки, а радио-нуклиды нашли применение в самых различных сферах деятельности людей.

α-лучи были идентифицированы как ядра атома гелия, β-лучи пред­ставляют поток электронов, а γ-лучи – это поток квантов большой энергии, характеризуемых частотой соответствующего волнового процесса.

γ-лучи отличаются от рентгеновских, возникающих при торможении быстрых электронов в рентгеновских трубках и ускорителях, лишь механизмом образования. Основными свойствами ионизирующих излучений явля­ются проникающая и ионизирующая способность.

Проникающая способность характеризуется путем пробега частицы в среде. Она максимальна для γ-лучей и минимальна для α-лучей.

Ионизирующая способность характеризует количество ионов, обра­зующихся при движении частицы в среде на единицу расстояния. Она, на­против, максимальна для тяжелых α-частиц и минимальна для γ-излучения.

Чистые радиоактивные элементы испускают α- или β-лучи, сопрово­ждаемые чаще всего γ-излучением. Испускание только γ-лучей наблюдается редко.

Интенсивность радиоактивного распада характеризуется активностью.

Активность – это величина, характеризующаяся числом радиоактивных распадов в единицу времени.

                                                                dN

A = – —— = λN,

                                                                 dt

где:

А  –   активность, расп/сек;

N  –   число ядер;

λ – постоянная распада, характеризующаяся вероятность распада ядра атома нуклида в единицу времени.

Nt = N0 · exp (–λt)

где: N0 и Nt – число радиоактивных ядер в начальный момент времени и через время t соответственно. В связи с уменьшением со временем числа ядер активность также уменьшается.

Единица активности в системе СИ – Беккерель:

1 Бк = 1 расп/сек

Внесистемная единица активности – активность, создаваемая 1 г ра­дия, называет-ся Кюри:

1 Ки = 3,7 · 1010 расп/сек

ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ

И ИХ ХАРАКТЕРИСТИКА

В окружающей нас природной среде насчитывается около 300 радио­нуклидов, как естественных, так и получаемых человеком искусственных. В биосфере Земли содержится более 60 естественных радионуклидов. При работе реакторов образуется около 80, при ядерных взрывах – около 200, промышленностью России выпускается более 140 радионуклидов.

Радиоактивный фон нашей планеты складывается из четырех основ­ных компонентов:

- излучения, обусловленного космическими источниками;

- излучения от рассеянных в окружающей среде первичных радио­нуклидов;

- излучения от естественных радионуклидов, поступающих в окру­жающую среду от производств, не предназначенных непосредст­венно для их получения;

- излучения от искусственных радионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствие поступления отходов от ядерного топливного цикла и других предприятий, использующих искусст­венные радионуклиды.

Первые два компонента определяют естественный радиационный фон. Третий компонент определяется как техногенно-измененный радиаци­онный фон и формируется, главным образом, за счет выбросов естественных радионуклидов при сжигании органического топлива, поступления их при внесении минеральных (в первую очередь, фосфорных) удобрений и их со­держания в строительных конструкциях и материалах.

КОСМИЧЕСКОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ

Первичные космические частицы, представленные в ос­новном высокоэнергетич-ными протонами и более тяжелыми ядрами, прони­кают до высоты около 20 км над уровнем моря и образуют при взаимодейст­вии с атмосферой вторичное высокоэнергетическое излучение из мезонов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и т.п. Частицы вторичного космического излучения вызывают ряд взаимо-действий с ядрами атомов азота и кислорода, при этом образуются космогенные радионуклиды, воздействию которых подвергается население Земли. К этой категории относится 14 радионуклидов, из них основное значение с точки зрения внутреннего облучения населения имеют 3Н и 14С, внешнего – 7Be, 23Na, 22Na. Интенсивность космического излучения зависит от активности Солнца, географического располо-жения объекта и возрастает с высотой. Для средних широт на уровне моря эффектив-ная эквивалентная доза составит примерно 300 мкЗв/год.

ИЗЛУЧЕНИЕ ОТ РАССЕЯННЫХ

ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

Большинство встречающихся в природе первичных радионуклидов относится к продуктам распада урана, тория и актиния (актиноурана), яв­ляющихся родоначальни-ками 3 радиоактивных семейств.

  Семейство урана начинается 238U, завершается стабильным изото­пом 206Pb и содержит 17 элементов.

Семейство тория начинается 232Th, завершается 208Pb, содержит 12 элементов.

Семейство актиноурана начинается 235U, завершается 207Pb, со­держит 17 элементов.

Кроме того 12 долгоживущих радионуклидов не входит в состав се­мейств: 40K, 50V, 87Rb, 115In, 123Te, 138La, 144Nd, 147Sm, 176Lu, 180W, 187Re, 190Pt.

Внешнее γ-облучение человека от указанных естественных радионук­лидов вне помещений обусловлено их присутствием в компонентах окру­жающей среды. Основной вклад в дозу внешнего облучения дают γ-радионуклиды рядов 228Ас, 214Pb, 214Bi, а также 40К.

Внутреннее облучение человека обусловливается радионуклидами, поступающи-ми внутрь организма через легкие, желудочно-кишечный тракт. Наиболее значимыми с точки зрения внутреннего облучение являются 40К, 14C, 210Po, 226Ra, 222Rn, 220Rn.

Расчетные значения годовой эффективной эквивалентной дозы от природных источников для районов с нормальным фоном колеблется от 1 до 2,2 мЗв.

ТЕХНОГЕННО-ИЗМЕНЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН

Техногенный радиационный фон формируется естественными радио­нуклидами, поступающими в окружающую среду в результате использова­ния в производстве при-родных материалов, содержащих радионуклиды. Это сжигание органического топлива, внесение минеральных удобрений, приме­нение светосоставов постоянного действия, использование авиации и т.д. Некоторые технологические процессы могут снижать воздействие природ­ного радиационного фона, например, очистка питьевой воды.

Вклад в облучение населения за счет техногенного радиационного фона вносят содержащиеся в стройматериалах радионуклиды.

В помещениях доза внешнего облучения изменяется в зависимости от соотношения двух конкурирующих факторов: экранирования внешнего из­лучения зда-нием и интенсивности излучения содержащихся в стройматериа­лах радионуклидов. При этом основное значение в формирование дозы вно­сят 40К, 226Ra, 232Th с продуктами распада, содержащимися в стройматериа­лах.

Сжигание органического топлива, в первую очередь, каменного угля является источником выбросов в окружающую среду ряда естественных радионуклидов, таких как 40К, 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Po, 210Рb. Отечественные электростанции, работающие на угле с большой зольностью при степенях очистки 90-99% дают значительное количество выбросов этих радионукли­дов, формирующее эффективную эквиваленту дозу в 5-40 раз большую, чем атомные станции аналогичной мощности. Индивидуаль-ная эффективная эквивалентная доза в СССР в 80-х годах от этого источника облучения оце­нивалась около 2 мкЗв/год.

Уровни облучения от использования фосфорных удобрений формируются за счет содержащихся в них 238U, 232Тh, 210Ро, 210Pb, 226Ra, 40К и оце­ниваются эффективной эквивалентной дозой 136 нв/год.

Еще меньший вклад в формирование суммарной эффективной экви­валентной дозы вносят полеты на самолетах и применение содержащих ра­дионуклиды предметов широкого потребления.

ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ

Искусственные радионуклиды попадают в окружающую среду при испытаниях ядерного оружия и работе предприятий ядерного топливного цикла.

Взрывы ядерных устройств

С 1945 по 1980 г. в атмосфере было испытано 423 ядерных устройст­ва. При этом образовалось и было выброшено в окружающую среду огромное количество радионуклидов. Большая доля глобального радиоактивного за­грязнения окружающей среды обусловлена выпадениями из стратосферы. Средняя продолжительность тропосферных осадков составляет около 30 сут., а территория загрязнения от них – от нескольких сот до тысяч километ­ров.

Считается, что 1 Мт энергии деления соответствует 1,45х1026 делений. Поэтому общая активность Q, Бк, образующихся при взрыве мощностью 1 Мт радионуклидов рассчитывается по формуле:

Q = l,45 · 1026 · k · λ,

где:

k – коэффициент выхода нуклида при делении, %;

λ – 0,693/т- постоянная распада, 1/сек.

Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР) вы­деляет 21 радионуклид, которые вносят тот или иной вклад в дозу облучения населения. Среди них особо опасными являются 8 радионуклидов. Это (в порядке уменьшения вклада в дозу) 14С, 137Cs, 95Zr, 106Ru, 90Sr, 144Ce, 3H, 131I.

При этом внутреннее облучение организма формируется за счет 14С, 90Sr, 106Ru, 131I, 137Cs, кроме того, выделяются 85Kr, 81Sr, плутоний и транс­плутониевые элементы, поступающие в организм человека с водой, продук­тами питания, воздухом.

Внешнее облучение формируется главным образом такими радионук­лидами, как 95Zr, 95Nb, 106Ru, 103Ru, 140Ba и 137Cs.

Работа предприятий ядерного топливного цикла

В ядерный топливный цикл входят предприятия по добыче урановой и ториевой руд, их переработке, получению топлива для атомных станций и оружейного урана и плутония, регенерации отработанного топлива.

В конце 1995 г. в 26 странах эксплуатировалось более 430 ядерных энергетичес-ких установок, а доля АЭС в производстве электроэнергии со­ставляет до 72% во Франции. Всего в мире на АЭС получают сейчас около 16% производимой в мире энергии. В России доля производимой АЭС элек­троэнергии составляет около 12%.

Выбросы естественных радионуклидов при добыче и переработке урановых и ториевых руд представлены в основном газообразным 222Rn из урановых шахт; твердыми отходами руды из хвостохранилищ, где основная активность формируется долгоживущим 232Тh с продуктами распада, и ура­новыми отходами с обогатительных фабрик, содержащих незначительное количество урана, тория и продуктов их распада.

Считается, что в урановый концентрат переходит 14% суммарной ак­тивности исходной руды, в которой содержится 90% урана.

Обогащение природного урана 235U и изготовление тепловыделяющих элементов сопровождается незначительными выбросами в окружающую среду. Твердые и жидкие отходы при этом изолируются.

Работа ядерного реактора сопровождается большим числом радио­нуклидов – продуктов деления и активации.

Количество и качественный состав радионуклидов, поступающих в окружающую среду, зависит от типа реактора и систем очистки воздуха и сточных вод. В окружаю-щую среду удаляются газообразные отходы после очистки, а также частично аэрозоль-ные и жидкие. Твердые отходы хранятся на площадке с последующим захоронением.

ВОЗДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

НА ОРГАНИЗМ

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующих излучений.

Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением.

Различают внешнее облучение организма (тела) ионизирую­щим излучением, приходящее извне, и внутреннее облучение организма, его органов и тканей излуче-нием содержащихся в них радионукли­дов.

Облучение может быть хроническим, в течение длительного времени, и острым – однократным кратковременным облучением такой интенсивно­сти, при которой имеют место неблагоприятные последствия в состоянии организма.

По степени радиационной опасности с точки зрения потенциальной тяжести последствий внутреннего облучения радионуклиды разделены на группы радиацион-ной опасности. В порядке убывания радиационной опас­ности выделены 4 группы с индексами А, Б, В и Г.

Результатом облучения являются физико-химические и биологиче­ские изменения в организмах. Радиационный эффект является функцией физических характеристик Аi взаимодействия поля излучения с веществом:

η = F(Ai)

Величины Ai называются дозиметрическими. Основной из них явля­ется поглощенная доза D –  это средняя энергия, переданная излучением единице массы тела.

Единица поглощенной дозы – Грэй:

1 Гр = 1 Дж/кг

Повреждение тканей связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации, или, иначе, линейной передачей энергии (ЛПЭ). Чем выше ЛПЭ, тем больше степень биологического повреждения.

Для учета этого эффекта вводится понятие эквивалентной дозы Н, оп­ределяемой как произведением поглощенной дозы D на коэффициент каче­ства излучения К:

H = D · K

Коэффициент качества излучения К определяется как регламентиро­ванное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ) излу­чения, характери-зующей степень опасности данного излучения по отноше­нию к образцовому рентгеновскому излучению с граничной энергией 200 кэВ.

Таким образом, коэффициент качества позволяет учесть степень опасности облучения людей независимо от вида излучения. При хрониче­ском облучении всего тела его значение составляет:  а) для рентгеновского и γ-излучения – 1;  б) для β-излучения – 1;  в)  для протонов с энергией < 10 МэВ – 10;  г) для α-частиц с энергией < 10 МэВ – 20.

Единица измерения эквивалентной дозы – зиверт (Зв):

1 Зв = 1 Гр для излучений

В практике часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр:

1 3в= 100 бэр

В реальных условиях облучение бывает неравномерным по телу и ор­ганам. Необходимость сравнения ущерба здоровью от облучения различных органов привела к введению понятия эффективной эквивалентной дозы, определяемой соотношением:

HE = ∑i Li · Hi,

где

Hi – среднее значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани;

Li – взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результате облучения i-гo органа или ткани к риску смерти от облучения всего тела при одинако-вых эквивалентных дозах.

Т.е. коэффициент Li позволяет пересчитать дозу облучения i-гo органа на эквива-лентную по риску смерти дозу облучения всего тела. Понятие эф­фективной эквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различ­ные случаи облучения с точки зрения риска смерти человека, а также оце­нить суммарный риск при облучении раз-личных органов.

Сравнительная радиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность. Очевидно, коэффициент U дол­жен быть выше для наиболее радиочувствительных органов. МКРЗ рекомен­дованы следующие показатели Li для различных органов:

Половые железы…………………………………….0,20

Красный костный мозг……………………………..0,12

Легкие……………………………………………….0,12

Щитовидная железа………………………………...0,05

Кость (поверхность)……………………...…………0,01

Остальные органы (ткани)…………………………0,05

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обнов­ляющихся тканей (костный мозг, половые железы и т.п.).

В результате облучения живой ткани, на 75% состоящей из воды, проходят первичные физико-химические процессы ионизации молекул воды с образованием высокоактивных радикалов типа Н+ и ОН– и последующим окислением этими радика-лами молекул белка. Это косвенное воздействие излучений через продукты разложения воды. Прямое действие может сопро­вождаться расщеплением молекул белка, разрывом связей, отрывом радика­лов и т.п.

В дальнейшем под действием описанных первичных процессов в клетках происхо-дят функциональные изменения, следующие биологическим законам.

ВОЗМОЖНЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЛЮДЕЙ

В настоящее время накоплен большой объем знаний о последствиях облучения человека.

Радиационные эффекты облучения людей делят на 3 группы:

1. Соматические (телесные) эффекты – это последствия воздействия на облученного человека, а не на его потомство. Соматические эффекты подразделяются на стохастические (вероятностные) и нестохастические.

К нестохастическим эффектам относятся последствия облучения, ве­роятность возникновения и тяжесть поражения от которых увеличиваются с увеличением дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Это локальные повреждения кожи (лучевой ожог), потемнение хрусталика глаз (катаракта), повреждение половых клеток (стерилизация). В настоящее время считается, что длительное профессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год не вызывает у взрослого человека никаких измене­ний, регистрируемых современными методами анализа.

2. Соматико-стохастические эффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для них отсутствует порог, а от дозы зави­сит вероятность возникновения, а не тяжесть поражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток: лейкозы (злокачест­венные повреждения кровообразую-щих клеток), опухоли разных органов и тканей.

3. Генетические эффекты – врожденные аномалии возникают в ре­зультате мутаций и других нарушений в половых клетках. Они являются стохастическими и не имеют порога действия.

Выход стохастических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или за всю жизнь.

Соматико-стохастические и генетические эффекты учитываются при оценке воздействия малых доз на большие группы людей. Для этой цели вводится понятие коллективной эквивалентной дозы S, определяемой выра­жением:

                                                          ∞

S = ∫ N(H) · H · dH,

                                                          0

где N(H)·dH – количество лиц, получивших дозу от Н до H+dH. В ка­честве Н может приниматься как Hi, так и НE органа или тела соответствен­но.

Единицей коллективной дозы является человеко-зиверт.

Если коллективная доза меньше 100 чел.Зв, выявление стохастиче­ских эффектов очень сложно, а при нескольких чел.Зв наиболее вероятно нулевое количество эффек-тов. При этом выявление эффекта у отдельного индивида является непредсказуемым.

При этом установлено, что в области средних и больших доз (более 0,25 Зв) био-логический эффект прямо пропорционален эквивалентной дозе.

Для целей радиационной защиты принято допущение, что стохастиче­ские эффекты имеют беспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно встречающихся условиях облучения (рис.1). В связи с тем, что коэффициенты зависимости доза-эффект были установлены на основе данных о стохастических воздействиях больших кратковременных доз, их перенос на обычные условия, как считается, вдвое завышает реаль­ный риск малых доз.

				Доза излучения, бэр

Рис.1. Зависимость биологического эффекта от дозы облучения

Было установлено, что выход заболеваний со смертельным исходом от злокачест-венных опухолей зависит не только от коллективной дозы, но от пола и возраста и составляет в среднем 125 случаев на 10 чел.Зв при одно­родном облучении всего тела. Соответствующий индивидуальный риск ра­вен 125 · 10 =1,25 · 10-2 (чел.Зв) ·год. Риск же генетических радиационных повреждений составляет 0,4 · 10-2 (чел.Зв) ·год.

Поэтому, если известна коллективная доза облучения S, ожидаемое число случаев смерти N от факторов стохастической природы будет выра­жаться формулой:

N = 10-4 · n · S,

где:

n – ожидаемое количество случаев смерти от злокачественных опухо­лей и генети-ческих дефектов при коллективной дозе 104 чел.Зв, коэффици­ент r = 10-4 · n называют параметром риска – средняя индивидуальная вероятность смерти в результате облуче-ния дозой  1 Зв.

Коэффициент (n) устанавливается на основании данных о случаях смерти от зло-качественных опухолей и генетических дефектов в первых 2-х поколениях потомства лиц, облученных при больших дозах.

Параметр риска r принят равным 1,25 · 10-4 Зв для канцерогенного эффекта и 0,4 · 10-4 Зв для генетического эффекта.

В соответствии с беспороговой линейной концепцией усредненный по населению бывшего СССР риск гибели от рака в 1979 г. был равен 10-3, а от раковых и генети-ческих заболеваний, вызванным естественным (фоновым) облучением – 1,65 · 10-4.

В связи с тем, что соматические эффекты проявляются при довольно высоких дозах облучения (>10 Зв), встает задача нормирования доз облуче­ния исходя из вероят-ностных эффектов в условия принятой беспороговости эффекта их действия. Поэтому норма облучения устанавливается на основе сравнения риска от облучения с риском смерти людей от других причин.

Для производств с низкой степенью опасности работ риск составляет 10-4. Это зна-чение и принимается при установлении нормы облучения для персонала, сотрудников, профессионально подвергающихся облучению.

Для ограниченной части населения МКРЗ считает, что риск должен быть не большим, чем риск от факторов другой природы, но не более 0,1 риска, принятого для персонала. Т.е. для населения риск устанавливается в диапазоне 10-6–10-5 в год.

Исходя из этого устанавливаются основные дозовые пределы.

ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Необходимость разработки и внедрения стандартов радиационной защиты была понята еще в начале века.

В 1925 г. в качестве допустимой была предложена 1/10 часть дозы, вызывающей эритему (покраснение) почки за 30 сут.

В 1928 г. создана Международная комиссия по радиационной за­щите МКРЗ и опубликованы ее рекомендации.

В 1934 г. – первые официальные рекомендации МКРЗ для нацио­нальных комите-тов, где в качестве толерантной (переносимрй) была указана доза внешнего облучения 200 мР (~ 2 мГр) в сутки. По мере накопления данных и расширения масштабов использования ионизирующего излучения термин "толерантная доза" был заменен на "предельно-допустимая доза" (ПДД), а норматив сни­жен до 50 мР (~ 0,5 мГр)/сут.

В публикациях МКРЗ № 9 (1966 г.) и № 26 (1977 г.) определены прин­ципы установления ПДД, обоснованы нормативы и обобщен мировой опыт работы с ионизи-рующим излучением.

В СССР (РФ) основным документом, определяющим принципы ра­диационной защиты и устанавливающим нормы облучения являются "Нор­мы радиационной безопасности", принятые национальной комиссией по радиационной защите (НКРЗ) в 1976 г. (НРБ 76/87).

Цель радиационной защиты по определению МКРЗ – обеспечить за­щиту от ионии-зирующего облучения отдельных лиц, их потомства и челове­чества в целом и создать условия для необходимой практической деятельно­сти человека.

При этом МКРЗ полагает, что необходимый для зашиты человека уровень безопасности будет достаточен для защиты других компонентов биосферы, в частности, флоры и фауны. К этому положению следует отно­ситься с известной долей осторожности, т.к. сведений по радиоэкологии еще сравнительно немного, а дозы облучения многих биообъектов много больше доз, которые получает человек.

В настоящее время НКРЗ сформулированы следующие принципы радиационной безопасности:

1. Не превышать установленного основного дозового предела. В каче­стве основного дозового предела устанавливается:

Предельно-допустимая доза – наибольшее значение индиви­дуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в тече-ние 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья рабо­тающих изменений, обнаружи-ваемых современными методами.

Этот предел устанавливается для лиц – профессионально связанных с работой в условиях возможного облучения – лиц категории А (персонал по НРБ);

Предел дозы – наибольшее среднее значение индивидуальной эк­вивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при кото­ром равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Этот предел устанавливается для ограниченной части населения (категория Б по НРБ), т.е. для лиц, которые не работают непосред­ственно с источниками ионизи-рующих излучений, но по условиям работы и проживания могут быть подвержены об-лучению.

Критическая группа, по которой определяется уровень облучения лиц категории Б, определяется из условия максимально возможного радиацион­ного воздействия.

2. Исключить всякое необоснованное облучение.

3. Снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

Эти принципы исходят из принятой беспороговой концепции дейст­вия ионизи-рующих излучений. Поэтому любое дополнительное облучение, даже самое неболь-шое, увеличивает риск образования стохастических эф­фектов.

Полностью исключить облу­чение, хотя бы из-за наличия естественного фона, невозможно. Сам же есте­ственный фон неравномерен (0,8 – 3 мЗв). Кроме того, нельзя избе­жать облучения от диагностических процедур, строительных материалов и т.п.

В связи с тем, что различные органы тела имеют различную чувстви­тельность к ионизирующему излучению, их разбивают на 3 группы критических органов, облу-чение которых в условиях неравномерного облу­чения может причинить максимальный ущерб.

С учетом этого можно дать табл.1 основных дозовых пределов внешнего и внутреннего облучения.

Табл. 1

Основные дозовые пределы, мЗв/год

МКРЗ для предотвращения нестохастических эффектов установлен предел эквивалентной дозы 0,15 Зв для хрусталика глаза и 0,5 Зв для всех остальных органов. В национальных нормативах для всех этих органов уста­новлена ПДД 150 мЗв.

Для ограничения стохастических эффектов установлена ПДД = 50 мЗВ в год исходя из представления о допустимом риске для профессиональ­ных работников 10-4, а для ограниченной части населения 10-5–10-6.

Приведенные дозовые пределы не включают доз, получаемых челове­ком при медицинских процедурах и от естественного фона.

Облучение всего населения (категория В) не нормируются. По отно­шению к ней основным принципом радиационной защиты является макси­мальное ограничение возможного облучения.

Принятые Госсанэпиднадзором РФ новые нормы радиационной безо­пасности –  НРБ-96 – вносят ряд серьезных корректив в действующие норма­тивы. В частности, под персоналом в НРБ-96 понимаются лица, как рабо­тающие с техногенными источниками (группа А), так и находящиеся по условиям их работы в сфере воздействия (группа Б). Категория Б, как тако­вая, исключена из НРБ-96, а лица, ранее входившие в нее отнесены к насе­лению. Основные дозовые пределы, срок введения которых установлен с 01.01.2000 г., представлены в табл.2.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизи­рующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специаль-ные ограничения.

При этом предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается 1,0 · 10-3 за год, а населения – 5,0 · 10-5 за год.

Табл. 2

Основные дозовые пределы

Примечания:

* Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персо­нала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя – 40 мг/см2.

Дозовые нагрузки на население РФ от разных источников представлены на рис.2.

Рис.2. Дозовая нагрузка населения от разных источников радиации

При нормировании дозовых нагрузок учитываются следующие факторы:

1.   Одновременное действие внешнего и внутреннего облучения.

При этом устанавливаются возможные пути попадания радионукли­дов в организм через органы дыхания, желудочно-кишечный тракт и через кожу. Поэтому реальные допустимые нормативы содержания радионуклидов в природных средах всегда ниже нормируемых НРБ, установленных в пред­положении формирования основных дозовых пределов одним радионукли­дом по одному пути поступления.

2.   Физико-химическая форма радионуклидов: растворимость в воде, размер аэрозольных частиц и т.п.

3.   Параметры метаболизма конкретных радионуклидов: всасывание в кровь, выведение, отложения в критических органах. Например, биологиче­ские периоды полувыведения нуклидов из критических тканей и органов колеблется от десятков суток (Н, С, Na) до полного усвоения (Sr, P).

По характеру распределения нуклидов в организме можно выделить 3 группы радионуклидов: концентрирующихся в костях – остеотропные (Sr Ra, Pu, Am и др.), в печени (Се, Ро, Am и др.) и во всем теле (Н, Со, Ru, Cr и др).

ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЦИКЛА

Если исключить взрывы атомных устройств и аварийные ситуации, то основным источником радиационного воздействия на биосферу являются предприятия ядерного топливно-энергетического цикла (ЯТЦ) в штатном режиме.

Известны следующие виды воздействия ЯТЦ на окружающую среду:

1. Расход природных ресурсов (земельные угодья, вода, сырье для ос­новных фондов ЯТЦ и т.д.).

При добыче и переработке урановой руды отчуждаются значительные земельные плошади для размещения пустой породы. На каждый Гвт (эл.) энергии, получаемой на атомной станции, образуется несколько миллионов тонн пустой породы.

Большая часть земельных угодий, расходуемых при переработке ру­ды, прихо-дится на пруды – хвостохранилитца, куда поступает около 10 т на 1 ГВт (эл.) в год хвостовых растворов.

Расход воды предприятий ЯТЦ обусловлен необходимостью охлаж­дения техноло-гического оборудования и применения в технологиях. Макси­мальное водопотребление на единицу электроэнергии приходится на охлаж­дение оборудования АЭС и пред-приятия по обогащению изотопов урана (10 м3 на 1 ГВт (эл.) и 5x10 на ГВт (эл.) соответственно).

2. Тепловое загрязнение окружающей среды.

Тепловые сбросы имеют место на всех стадиях ЯТЦ, достигая макси­мальных значений на АЭС, где мощность тепловых сбросов достигает 2 ГВт на каждый ГВт электрической мощности при 33% КПД. Тепловые сбросы АЭС вносят вклад в антропогенное поступление тепла в биосферу и в при­ближение к предельно допусти-мому уровню антропогенных сбросов тепло­вой энергии, равному в среднем 2 Вт/м2. Этот предел рассчитан из принципа недопущения изменения среднегодовой темпера-туры на 1°С.

3. Выброс загрязняющих веществ химической природы в окружаю­щую среду. Он имеет место на всех стадиях цикла, достигая максимальных размеров на предприятиях по переработке руды со сбросами хвостовых рас­творов и при сжигании органического топлива на предприятиях цикла и ТЭЦ, обеспечивающих его энергией.

4. Радиоактивное загрязнение окружающей среды.

Важнейшей особенностью ЯТЦ является то, что в процессах произ­водства энергии на АЭС и переработки отработанного топлива образуется большое количество опасных искусственных радионуклидов. Основная часть радиоактивных отходов ЯТЦ имеет высокую удельную активность. Некоторые из радионуклидов имеют значительные (от сотен до миллионов и более лет) периоды полураспада. Это предопределяет необхо-димость надеж­ной изоляции высокоактивных отходов ЯТЦ от биосферы.

Наиболее значимый вклад в загрязнение биосферы дают долгоживущие радио-нуклиды 14С, 85Кr, 3Т, 129I. Это обусловлено высокой миграцион­ной способностью, приводящей к их рассеиванию на большие расстояния за время, меньше периодов полураспада. Из всего количества четырех радио­нуклидов, поступающих в биосферу с отходами ЯТЦ до 70-80% 14С прихо­дится на стадию переработки облученного топлива на радиохимическом заводе, остальная часть – на АЭС. 99% 85Кr, 3Т, 129I выбрасывается при пере­работке топлива и около 1% – с АЭС.

К основным проблемам радиационной безопасности для окружающей среды при работе ЯТЦ в штатном режиме можно отнести следующие:

1.   Возможное увеличение отрицательных последствий за счет сто­хастических эф-фектов, особенно в зонах влияния действующих АЭС.

2.   Влияние инертных газов на биоту. Известно, что радиоактивный йод концен-трируется в щитовидной железе, другие изотопы, еще недавно считавшиеся без-вредными, накапливаются в клеточных структурах – хлоропластах, митохондриях, кле-точных мембранах. Их влияние на метаболизм еще не до конца изучено.

3.   Нерегулируемый выброс радионуклида криптона-85 в атмосферу от АЭС и предприятий по переработке отработанных ТВЭЛ. Уже сейчас ясна его роль в изменении электропроводности атмосферы и формировании парникового эффекта. Уже сейчас его содержание в миллионы раз превыша­ет содержание в доядерную эпоху и прибывает 5% ежегодно.

4.   Накопление в пищевых цепях радиоактивность-излучения Н. Он связывается протоплазмой клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепях. При распаде он превращается в гелий и испускает сильное β-излучение, вызывая генетические нару-шения. Содержание трития в хвое деревьев в районе дислокации АЭС (США) в десят-ки раз выше, чем в удале­нии от них.

5.   Накопление углерода-14 в биосфере. Предполагается, что оно ве­дет к резкому замедлению роста деревьев. Такое замедление роста фиксиру­ется на Земле повсемест-но и может быть связано с 25% увеличением содер­жания С в атмосфере по сравнению с доядерной эпохой.

6.   Образование трансурановых элементов. Особенно опасным является  239Рu.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, радиоактивные вещества занимают особое место среди загрязняющих окружающую среду агентов. Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа. Радиоактивные вещества испускают α- и β-частицы, γ- и тормозное излучение и нейтроны.

Радиоактивный фон нашей планеты складывается из четырех основ­ных компонентов:

-    Излучения от космических источников;

-    излучения от рассеянных в окружающей среде первичных радио­нуклидов;

-    излучения от естественных радионуклидов, поступающих в окру­жающую среду от производств, не предназначенных непосредст­венно для их получения;

-    излучения от искусственных радионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствие поступления отходов от ядерного топливного цикла и других предприятий, использующих искусст­венные радионуклиды.

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующих излучений. Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением. Результатом облучения являются физико-химические и биологиче­ские изменения в организмах.

Радиационные эффекты облучения людей делят на 3 группы:

-    соматические (телесные) эффекты;

-    соматико-стохастические ;

-    генетические эффекты.

Принципы радиационной безопасности:

1. Не превышать установленного основного дозового предела;

2. Исключить всякое необоснованное облучение;

3. Снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1.    Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика: человек и окру-жающая среда. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 235 с.

2.    Козлов Ф.В. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатом-издат, 1991. – 352 с.

3.    Москалев Ю.И. Отдаленные последствия воздействия ионизирующих излуче-ний. – М.: Медицина, 1991. – 464 с.

4.    Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер. с англ. Ю.А.Банникова. – М.: Мир, 1988. – 79 с.

5.    Сивинцев Ю.В.  Радиация и человек. – М.: Знание, 1987. – 235 с.