Взрывы ядерных устройств
С 1945 по 1980 г. в атмосфере было испытано 423 ядерных устройст-ва. При этом образовалось и было выброшено в окружающую среду огромное количество радионуклидов. Большая доля глобального радиоактивного за-грязнения окружающей среды обусловлена выпадениями из стратосферы. Средняя продолжительность тропосферных осадков составляет около 30 сут., а территория загрязнения от них - от нескольких сот до тысяч километ-ров.
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 · л,
где:
k - коэффициент выхода нуклида при делении, %;
л - 0,693/т- постоянная распада, 1/сек.
Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР) вы-деляет 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 транс-плутониевые элементы, поступающие в организм человека с водой, продук-тами питания, воздухом.
Внешнее облучение формируется главным образом такими радионук-лидами, 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 со-ставляет до 72% во Франции. Всего в мире на АЭС получают сейчас около 16% производимой в мире энергии. В России доля производимой АЭС элек-троэнергии 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 ура-новыми отходами с обогатительных фабрик, содержащих незначительное количество урана, тория и продуктов их распада.
Считается, что в урановый концентрат переходит 14% суммарной ак-тивности 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 радио-нуклидов - 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 ио-низирующих излучений.
Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением.
Различают внешнее облучение организма (тела) ионизирую-щим излучением, приходящее извне, и внутреннее облучение организма, его органов и тканей излуче-нием содержащихся в них радионукли-дов.
Облучение может быть хроническим, в течение длительного времени, и острым - однократным кратковременным облучением такой интенсивно-сти, 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 опас-ности выделены 4 группы с индексами А, Б, В и Г.
Результатом облучения являются физико-химические и биологиче-ские изменения в организмах. Радиационный эффект является функцией физических характеристик Аi взаимодействия поля излучения с веществом:
з = F(Ai)
Величины Ai называются дозиметрическими. Основной из них явля-ется 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, оп-ределяемой как произведением поглощенной дозы D на коэффициент каче-ства излучения К:
H = D · K
Коэффициент качества излучения К определяется как регламентиро-ванное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ) излу-чения, характери-зующей степень опасности данного излучения по отноше-нию к образцовому рентгеновскому излучению с граничной энергией 200 кэВ.
Таким образом, коэффициент качества позволяет учесть степень опасности облучения людей независимо от вида излучения. При хрониче-ском облучении всего тела его значение составляет: а) для рентгеновского и г-излучения - 1; б) для в-излучения - 1; в) для протонов с энергией < 10 МэВ - 10; г) для б-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 ор-ганам. 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 эф-фективной эквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различ-ные случаи облучения с точки зрения риска смерти человека, а также оце-нить суммарный риск при облучении раз-личных органов.
Сравнительная радиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность. Очевидно, коэффициент U дол-жен быть выше для наиболее радиочувствительных органов. МКРЗ рекомен-дованы 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 обнов-ляющихся 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 сопро-вождаться расщеплением молекул белка, разрывом связей, отрывом радика-лов 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, ве-роятность 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 измене-ний, регистрируемых современными методами анализа.
2. Соматико-стохастические эффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для них отсутствует порог, а от дозы зави-сит вероятность возникновения, а не тяжесть поражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток: лейкозы (злокачест-венные повреждения кровообразую-щих клеток), опухоли разных органов и тканей.
3. Генетические эффекты - врожденные аномалии возникают в ре-зультате 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 выра-жением:
?
S = ? N(H) · H · dH,
0
где N(H)·dH - количество лиц, получивших дозу от Н до H+dH. В ка-честве Н может приниматься как Hi, так и НE органа или тела соответствен-но.
Страницы: 1, 2, 3
