Радіоактивне забруднення навколишнього середовища

ПЛАН
Загальні положення ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .3
Джерела радіоактивних випромінювань та їх характеристика ... ... ... ... ... ... 4
Космічне випромінювання ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 5
Випромінювання від розсіяних природних радіонуклідів ... ... ... ... ... ... ... .. 6
Техногенно-змінений радіаційний фон ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .6
Штучні радіонукліди ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .7
Вплив іонізуючих випромінювань на організм ... ... ... ... ... ... ... ... ... 9
Можливі наслідки опромінення людей ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. 12
Принципи радіаційної безпеки ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 15
Вплив на навколишнє середовище підприємств ядерного паливно-енергетичного циклу ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 19
Висновок ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 22
Список літератури ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. 23
ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ
Особливе місце серед забруднюють навколишнє середовище агентів займають радіоактивні речовини. Увага до нього сильно зросла після аварії на Чорнобильській АЕС у 1986 р. і ряду інцидентів на інших цивільних і військових об'єктах з ядерним паливом.
Радіоактивність - мимовільне перетворення (розпад) ядер елементів, що приводить до зміни їх атомного номера або масового числа.
Радіоактивне випромінювання як мимовільне випускання променів - це природний процес, що існував задовго до утворення Землі.
Радіоактивне випромінювання є частиною більш загального поняття - іонізуюче випромінювання.
Іонізуюче випромінювання - це потік корпускулярної (α-частинок, електронів, протонів, нейтронів і ін) і (або) електромагнітної (рентгенівські, γ-промені) енергії, пов'язаної з прямим або непрямим виникненням іонів.
Радіоактивні препарати випускають α-і β-частки, γ-і гальмівне випромінювання і нейтрони.
Ось вже більше 100 років з моменту випадкових відкриттів Вільгельмом Рентгеном рентгенівських променів в 1885 р. і Анрі Беккерелем самовільного випромінювання урану в 1886 р. ядерні дослідження стали найважливішим напрямком науки, а радіо-нукліди знайшли застосування в самих різних сферах діяльності людей.
α-промені були ідентифіковані як ядра атома гелію, β-промені являють потік електронів, а γ-промені - це потік квантів великої енергії, характеризуються частотою відповідного хвильового процесу.
γ-промені відрізняються від рентгенівських, що виникають при гальмуванні швидких електронів в рентгенівських трубках і прискорювачах, лише механізмом освіти. Основними властивостями іонізуючих випромінювань є проникаюча і іонізуюча здатність.
Проникаюча здатність характеризується шляхом пробігу частинки в середовищі. Вона максимальна для γ-променів і мінімальна для α-променів.
Іонізуюча здатність характеризує кількість іонів, що утворюються при русі частинки в середовищі на одиницю відстані. Вона, навпаки, максимальна для важких α-частинок і мінімальна для γ-випромінювання.
Чисті радіоактивні елементи випускають α-або β-промені, супроводжувані найчастіше γ-випромінюванням. Випущення тільки γ-променів спостерігається рідко.
Інтенсивність радіоактивного розпаду характеризується активністю.
Активність - це величина, що характеризується числом радіоактивних розпадів в одиницю часу.
dN
A = - - = λN,
dt
де:
А - активність, роз / сек;
N - кількість ядер;
λ - постійна розпаду, що характеризується ймовірність розпаду ядра атома нукліда в одиницю часу.
N _t = N ₀ · exp (-λt)
де: N ₀ і N _t - число радіоактивних ядер у початковий момент часу і через час t відповідно. У зв'язку зі зменшенням з часом числа ядер активність також зменшується.
Одиниця активності в системі СІ - Беккерель:
1 Бк = 1 роз / сек
Позасистемна одиниця активності - активність, створювана 1 г радію, називає-ся Кюрі:
1 Кі = 3,7 · ¹⁰ жовтня роз / сек
Джерела радіоактивного випромінювання
І ЇХ ХАРАКТЕРИСТИКА
У навколишньому нас природному середовищу налічується близько 300 радіонуклідів, як природних, так і одержуваних людиною штучних. У біосфері Землі міститься понад 60 природних радіонуклідів. При роботі реакторів утворюється близько 80, при ядерних вибухах - близько 200, промисловістю Росії випускається більше 140 радіонуклідів.
Радіоактивний фон нашої планети складається з чотирьох основних компонентів:
- Випромінювання, обумовленого космічними джерелами;
- Випромінювання від розсіяних у навколишньому середовищі первинних радіонуклідів;
- Випромінювання від природних радіонуклідів, що надходять у навколишнє середовище від виробництв, не призначених безпосередньо для їх отримання;
- Випромінювання від штучних радіонуклідів, утворених при ядерних вибухах і внаслідок надходження відходів від ядерного паливного циклу та інших підприємств, що використовують штучні радіонукліди.
Перші два компоненти визначають природний радіаційний фон. Третій компонент визначається як техногенно-змінений радіаційний фон і формується, головним чином, за рахунок викидів природних радіонуклідів при спалюванні органічного палива, надходження їх при внесенні мінеральних (в першу чергу, фосфорних) добрив та їх утримання в будівельних конструкціях і матеріалах.
КОСМІЧНЕ ВИПРОМІНЮВАННЯ
Первинні космічні частинки, представлені в основному високоенергетіч-ними протонами і більше важкими ядрами, проникають до висоти близько 20 км над рівнем моря і утворюють при взаємодії з атмосферою вторинне високоенергетичне випромінювання з мезонів, нейтронів, протонів, електронів, фотонів і т.п. Частинки вторинного космічного випромінювання викликають ряд взаємо-дій з ядрами атомів азоту і кисню, при цьому утворюються космогенние радіонукліди, впливу яких зазнає населення Землі. До цієї категорії належить 14 радіонуклідів, з них основне значення з точки зору внутрішнього опромінення населення мають ³ Н і ¹⁴ С, зовнішнього - ⁷ Be, ²³ Na, ²² Na. Інтенсивність космічного випромінювання залежить від активності Сонця, географічного розташу-вання об'єкта і зростає з висотою. Для середніх широт на рівні моря ефек-ва еквівалентна доза складе приблизно 300 мкЗв / рік.
ВИПРОМІНЮВАННЯ від розсіяних
ПРИРОДНИХ РАДІОНУКЛІДІВ
Більшість зустрічаються в природі первинних радіонуклідів відноситься до продуктів розпаду урану, торію і актинія (актиноурана), що є родоначальні-ками 3 радіоактивних сімейств.
Сімейство урану починається ²³⁸ U, завершується стабільним ізотопом ²⁰⁶ Pb і містить 17 елементів.
Сімейство торію починається ²³² Th, завершується ²⁰⁸ Pb, містить 12 елементів.
Сімейство актиноурана починається ²³⁵ U, завершується ²⁰⁷ Pb, містить 17 елементів.
Крім того 12 довгоживучих радіонуклідів не входить до складу родин: ⁴⁰ K, ⁵⁰ V, ⁸⁷ Rb, ¹¹⁵ In, ¹²³ Te, ¹³⁸ La, ¹⁴⁴ Nd, ¹⁴⁷ Sm, ¹⁷⁶ Lu, ¹⁸⁰ W, ¹⁸⁷ Re, ¹⁹⁰ Pt.
Зовнішнє γ-опромінення людини від зазначених природних радіонуклідів поза приміщеннями обумовлено їх присутністю в компонентах навколишнього середовища. Основний внесок у дозу зовнішнього опромінення дають γ-радіонукліди рядів ²²⁸ Ас, ²¹⁴ Pb, ²¹⁴ Bi, а також ⁴⁰ К.
Внутрішнє опромінення людини обумовлюється радіонуклідами, Вступники-ми всередину організму через легені, шлунково-кишковий тракт. Найбільш значущими з точки зору внутрішнього опромінення є ⁴⁰ К, ¹⁴ C, ²¹⁰ Po, ²²⁶ Ra, ²²² Rn, ²²⁰ Rn.
Розрахункові значення річної ефективної еквівалентної дози від природних джерел для районів з нормальним фоном коливається від 1 до 2,2 мЗв.
Техногенно-Зміна радіаційної ФОН
Техногенний радіаційний фон формується природними радіонуклідами, які надходять у навколишнє середовище в результаті використання у виробництві при-рідних матеріалів, які містять радіонукліди. Це спалювання органічного палива, внесення мінеральних добрив, застосування светосоставов постійної дії, використання авіації і т.д. Деякі технологічні процеси можуть знижувати вплив природного радіаційного фону, наприклад, очищення питної води.
Внесок в опромінення населення за рахунок техногенного радіаційного фону вносять містяться в будматеріалах радіонукліди.
У приміщеннях доза зовнішнього опромінення змінюється в залежності від співвідношення двох різних чинників: екранування зовнішнього випромінювання рен-ням та інтенсивності випромінювання містяться в будматеріалах радіонуклідів. При цьому основне значення у формування дози вносять ⁴⁰ К, ²²⁶ Ra, ²³² Th з продуктами розпаду, що містяться в будматеріалах.
Спалювання органічного палива, в першу чергу, кам'яного вугілля є джерелом викидів у навколишнє середовище низки природних радіонуклідів, таких як ⁴⁰ К, ²²⁶ Ra, ²²⁸ Ra, ²³² Th, ²¹⁰ Po, ²¹⁰ Рb. Вітчизняні електростанції, що працюють на вугіллі з великою зольністю при ступенях очищення 90-99% дають значну кількість викидів цих радіонуклідів, яке формує ефективну еквіваленту дозу в 5-40 разів більшу, ніж атомні станції аналогічної потужності. Індивідуа-ва ефективна еквівалентна доза в СРСР у 80-х роках від цього джерела опромінення оцінювалася близько 2 мкЗв / год.
Рівні опромінення від використання фосфорних добрив формуються за рахунок містяться в них ²³⁸ U, ²³² Тh, ²¹⁰ Ро, ²¹⁰ Pb, ²²⁶ Ra, ⁴⁰ К і оцінюються ефективної еквівалентної дозою 136 нв / рік.
Ще менший внесок у формування сумарної ефективної еквівалентної дози вносять польоти на літаках і застосування містять радіонукліди предметів широкого споживання.
Штучні радіонукліди
Штучні радіонукліди потрапляють в навколишнє середовище при випробуваннях ядерної зброї і роботі підприємств ядерного паливного циклу.
Вибухи ядерних пристроїв
З 1945 по 1980 р. в атмосфері було випробувано 423 ядерних пристрою. При цьому утворилося і було викинуто в навколишнє середовище величезну кількість радіонуклідів. Велика частка глобального радіоактивного забруднення навколишнього середовища зумовлена ​​випадіннями зі стратосфери. Середня тривалість тропосферних опадів становить близько 30 діб., А територія забруднення від них - від кількох сотень до тисяч кілометрів.
Вважається, що 1 Мт енергії розподілу відповідає 1,45 х10 ²⁶ поділок. Тому загальна активність Q, Бк, що утворюються при вибуху потужністю 1 Мт радіонуклідів розраховується за формулою:
Q = l, 45 · ^жовтня 1926 · k · λ,
де:
k - коефіцієнт виходу нукліда при розподілі,%;
λ - 0,693 / т-стала розпаду, 1/сек.
Науковий комітет ООН щодо дії атомної радіації (НКДАР) виділяє 21 радіонуклід, які вносять той чи інший внесок у дозу опромінення населення. Серед них особливо небезпечними є 8 радіонуклідів. Це (в порядку зменшення внеску в дозу) ¹⁴ З, ¹³⁷ Cs, ⁹⁵ Zr, ¹⁰⁶ Ru, ⁹⁰ Sr, ¹⁴⁴ Ce, ³ H, ¹³¹ I.
При цьому внутрішнє опромінення організму формується за рахунок ¹⁴ З, ⁹⁰ Sr, ¹⁰⁶ Ru, ¹³¹ I, ¹³⁷ Cs, крім того, виділяються ⁸⁵ Kr, ⁸¹ Sr, плутоній і трансплутонієві елементи, що надходять в організм людини з водою, продуктами харчування, повітрям.
Зовнішнє опромінення формується головним чином такими радіонуклідами, як ⁹⁵ Zr, ⁹⁵ Nb, ¹⁰⁶ Ru, ¹⁰³ Ru, ¹⁴⁰ Ba і ¹³⁷ Cs.
Робота підприємств ядерного паливного циклу
У ядерний паливний цикл входять підприємства з видобутку уранової і торієвої руд, їх переробки, отримання палива для атомних станцій і збройового урану і плутонію, регенерації відпрацьованого палива.
В кінці 1995 р. в 26 країнах експлуатувалося понад 430 ядерних енергетичних-ких установок, а частка АЕС у виробництві електроенергії становить до 72% у Франції. Усього у світі на АЕС отримують зараз близько 16% виробленої у світі енергії. У Росії частка виробленої АЕС електроенергії становить близько 12%.
Викиди природних радіонуклідів при видобутку і переробки уранових і торієвих руд представлені в основному газоподібним ²²² Rn з уранових шахт; твердими відходами руди з хвостосховищ, де основна активність формується довгоживучим ²³² Тh з продуктами розпаду, і урановими відходами з збагачувальних фабрик, що містять незначну кількість урану, торію і продуктів їх розпаду.
Вважається, що в урановий концентрат переходить 14% сумарної активності вихідної руди, в якій міститься 90% урану.
Збагачення природного урану ²³⁵ U і виготовлення тепловиділяючих елементів супроводжується незначними викидами в навколишнє середовище. Тверді та рідкі відходи при цьому ізолюються.
Робота ядерного реактора супроводжується великою кількістю радіонуклідів - продуктів поділу і активації.
Кількість і якісний склад радіонуклідів, які надходять у навколишнє середовище, залежить від типу реактора і систем очищення повітря та стічних вод. У навколиш-нє середовище видаляються газоподібні відходи після очищення, а також частково аерозоль-ні і рідкі. Тверді відходи зберігаються на майданчику з наступним похованням.
Вплив іонізуючих випромінювань
НА ОРГАНІЗМ
Всі живі організми на Землі є об'єктами впливу іонізуючих випромінювань.
Вплив іонізуючого випромінювання на живий організм називається опроміненням.
Розрізняють зовнішнє опромінення організму (тіла) іонізуючим випромінюванням, що приходить ззовні, і внутрішнє опромінення організму, його органів і тканин випромінюванням містяться в них радіонуклідів.
Опромінення може бути хронічним, протягом тривалого часу, і гострим - однократним короткочасним опроміненням такої інтенсивності, при якій мають місце несприятливі наслідки в стані організму.
За ступенем радіаційної небезпеки з точки зору потенційної тяжкості наслідків внутрішнього опромінення радіонукліди розділені на групи радіаційного-ної небезпеки. У порядку убування радіаційної небезпеки виділено 4 групи з індексами А, Б, В і Г.
Результатом опромінення є фізико-хімічні та біологічні зміни в організмах. Радіаційний ефект є функцією фізичних характеристик А _i взаємодії поля випромінювання з речовиною:
η = F (A _i)
Величини A _i називаються дозиметричними. Основний з них є поглинена доза D - це середня енергія, передана випромінюванням одиниці маси тіла.
Одиниця поглиненої дози - Грей:
1 Гр = 1 Дж / кг
Пошкодження тканин пов'язано не тільки з кількістю поглиненої енергії, але і з її просторовим розподілом, характеризується лінійною щільністю іонізації, або, інакше, лінійної передачею енергії (ЛПЕ). Чим вище ЛПЕ, тим більше ступінь біологічного ушкодження.
Для врахування цього ефекту вводиться поняття еквівалентної дози Н, яка визначається як добуток поглиненої дози D на коефіцієнт якості випромінювання К:
H = D · K
Коефіцієнт якості випромінювання До визначається як регламентоване значення відносної біологічної ефективності (ОБЕ) випромінювання, характери-рюючої ступінь небезпеки даного випромінювання по відношенню до зразкового рентгенівського випромінювання з граничною енергією 200 кеВ.
Таким чином, коефіцієнт якості дозволяє врахувати ступінь небезпеки опромінення людей незалежно від виду випромінювання. При хронічному опроміненні всього тіла його значення становить: а) для рентгенівського та γ-випромінювання - 1, б) для β-випромінювання - 1, в) для протонів з енергією <10 МеВ - 10; г) для α-частинок з енергією < 10 МеВ - 20.
Одиниця виміру еквівалентної дози - зіверт (Зв):
1 Зв = 1 Гр для випромінювань
У практиці часто використовується позасистемна одиниця еквівалентної дози - бер:
1 3в = 100 бер
У реальних умовах опромінення буває нерівномірним по тілу і органам. Необхідність порівняння шкоди здоров'ю від опромінення різних органів привела до введення поняття ефективної еквівалентної дози, яка визначається співвідношенням:
H _E = Σ _i L _i · H _i,
де
H _i - середнє значення еквівалентної дози в i-му органі чи тканині;
L _i - ваговий коефіцієнт, рівний відношенню ризику смерті в результаті опромінення i-гo органу або тканини до ризику смерті від опромінення всього тіла при однаковий-вих еквівалентних дозах.
Тобто коефіцієнт L _i дозволяє перерахувати дозу опромінення i-гo органу на еквівалентна за ризиком смерті дозу опромінення всього тіла. Поняття ефективної еквівалентна дози дозволяє, таким чином, порівняти різні випадки опромінення з точки зору ризику смерті людини, а також оцінити сумарний ризик при опроміненні раз-особистих органів.
Порівняльна радіопоражаемость органів і тканин характеризується поняттям радіочутливість. Очевидно, коефіцієнт U повинен бути вище для найбільш радіочутливих органів. МКРЗ рекомендовані наступні показники L _i для різних органів:
Статеві залози ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .0,20
Червоний кістковий мозок ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .. 0,12
Легкі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .0,12
Щитовидна залоза ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 0,05
Кость (поверхня) ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 0,01
Решта органів (тканини) ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 0,05
Найбільш радіочутливим є клітини постійно оновлюються тканин (кістковий мозок, статеві залози тощо).

У результаті опромінення живої тканини, на 75% складається з води, проходять первинні фізико-хімічні процеси іонізації молекул води з утворенням високоактивних радикалів типу Н ⁺ і ОН ^- і подальшим окисленням цими радика-лами молекул білка. Це непрямий вплив випромінювань через продукти розкладання води. Пряма дія може супроводжуватися розщепленням молекул білка, розривом зв'язків, відривом радикалів і т.п.
Надалі під дією описаних первинних процесів у клітинах відбувається із-дять функціональні зміни, які випливають біологічним законам.
МОЖЛИВІ НАСЛІДКИ ОПРОМІНЕННЯ ЛЮДЕЙ
В даний час накопичений великий обсяг знань про наслідки опромінення людини.
Радіаційні ефекти опромінення людей ділять на 3 групи:
1. Соматичні (тілесні) ефекти - це наслідки впливу на опроміненого людини, а не на його потомство. Соматичні ефекти поділяються на стохастичні (імовірнісні) і нестохастичних.
До нестохастичних ефектів належать наслідки опромінення, ймовірність виникнення і тяжкість ураження від яких збільшуються зі збільшенням дози опромінення і для виникнення яких існує дозовий поріг. Це локальні пошкодження шкіри (променевої опік), потемніння кришталика очей (катаракта), пошкодження статевих клітин (стерилізація). В даний час вважається, що тривалий професійне опромінення дозами до 50 мЗв на рік не викликає у дорослої людини ніяких змін, що реєструються сучасними методами аналізу.
2. Соматики-стохастичні ефекти виникають в опромінених людей і, на відміну від нестохастичних, для них відсутнє поріг, а від дози залежить ймовірність виникнення, а не тяжкість ураження. До них відносять канцерогенні ефекти ураження нестатевих клітин: лейкози (злоякісні пошкодження кровообразую-щих клітин), пухлини різних органів і тканин.
3. Генетичні ефекти - вроджені аномалії виникають в результаті мутацій та інших порушень в статевих клітинах. Вони є стохастичними і не мають порогу дії.
Вихід стохастичних ефектів мало залежить від потужності дози, а визначається сумарною накопиченою дозою незалежно від того, отримана вона за 1 добу або за все життя.
Соматики-стохастичні та генетичні ефекти враховуються при оцінці впливу малих доз на великі групи людей. Для цієї мети вводиться поняття колективної еквівалентної дози S, яка визначається виразом:
∞
S = ∫ N (H) · H · dH,
0
де N (H) · dH - кількість осіб, які отримали дозу від Н до H + dH. Як Н може прийматися як H _i, так і Н _E органу або тіла відповідно.
Одиницею колективної дози є людино-зіверт.
Якщо колективна доза менше 100 чел.Зв, виявлення стохастичних ефектів дуже складно, а при декількох чел.Зв найбільш ймовірно нульову кількість ефек-тів. При цьому виявлення ефекту в окремого індивіда є непередбачуваним.
При цьому встановлено, що в області середніх і великих доз (більше 0,25 Зв) біо-логічний ефект прямо пропорційний еквівалентній дозі.
Для цілей радіаційного захисту прийнято припущення, що стохастичні ефекти мають безпорогове лінійну залежність ймовірності виникнення при звичайно зустрічаються умовах опромінення (рис.1). У зв'язку з тим, що коефіцієнти залежності доза-ефект були встановлені на основі даних про стохастичних впливах великих короткочасних доз, їх перенесення на звичайні умови, як вважається, вдвічі завищує реальний ризик малих доз.

Наявність порогу в області малих доз

Безпорогова залежність

Біологічний ефект

				Доза випромінювання, бер

Рис.1. Залежність біологічного ефекту від дози опромінення
Було встановлено, що вихід захворювань зі смертельним результатом від злокачест-ських пухлин залежить не тільки від колективної дози, але від статі і віку і становить у середньому 125 випадків на 10 чел.Зв при однорідному опроміненні всього тіла. Відповідний індивідуальний ризик дорівнює 125 · 10 = 1,25 · 10 ^-2 (чел.Зв) · год. Ризик же генетичних радіаційних пошкоджень складає 0,4 · 10 ^-2 (чел.Зв) · год.
Тому, якщо відома колективна доза опромінення S, очікуване число випадків смерті N від факторів стохастичної природи буде виражатися формулою:
N = 10 ^-4 · n · S,
де:
n - очікувана кількість випадків смерті від злоякісних пухлин і генети-чеських дефектів при колективній дозі ¹⁰ квітня чел.Зв, коефіцієнт r = 10 ^-4 · n називають параметром ризику - середня індивідуальна ймовірність смерті в результаті опромінення-ня дозою 1 Зв.
Коефіцієнт (n) встановлюється на підставі даних про випадки смерті від зло-якісних пухлин і генетичних дефектів у перших 2-х поколіннях потомства осіб, опромінених при великих дозах.
Параметр ризику r прийнятий рівним 1,25 · 10 ^-4 Зв для канцерогенного ефекту і 0,4 · 10 ^-4 Зв для генетичного ефекту.
Відповідно до безпорогової лінійною концепцією усереднений по населенню колишнього СРСР ризик загибелі від раку в 1979 р. дорівнював 10 ^-3, а від ракових та генети-чеських захворювань, викликаним природним (фоновим) опроміненням - 1,65 · 10 ^-4.
У зв'язку з тим, що соматичні ефекти проявляються при досить високих дозах опромінення (> 10 Зв), постає завдання нормування доз опромінення виходячи з імовірність невих ефектів в умови прийнятої безпорогового ефекту їх дії. Тому норма опромінення встановлюється на основі порівняння ризику від опромінення з ризиком смерті людей від інших причин.
Для виробництв з низьким ступенем небезпеки робіт ризик становить 10 ^-4. Це зна-чення і приймається при встановленні норми опромінення для персоналу, співробітників, професійно піддаються опроміненню.
Для обмеженої частини населення МКРЗ вважає, що ризик має бути не більшою, ніж ризик від чинників іншої природи, але не більше 0,1 ризику, прийнятого для персоналу. Тобто для населення ризик встановлюється в діапазоні 10 ^-6 -10 ^-5 на рік.
Виходячи з цього встановлюються основні дозові межі.
ПРИНЦИПИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ
Необхідність розробки і впровадження стандартів радіаційного захисту була зрозуміла ще на початку століття.
У 1925 р. як допустимої була запропонована 1 / 10 частина дози, що викликає еритему (почервоніння) нирки за 30 діб.
У 1928 р. створена Міжнародна комісія з радіаційного захисту МКРЗ і опубліковані її рекомендації.
У 1934 р. - перші офіційні рекомендації МКРЗ для національних комітетом тов, де в якості толерантної (переносімрй) була вказана доза зовнішнього опромінення 200 мР (~ 2 мГр) на добу. У міру накопичення даних і розширення масштабів використання іонізуючого випромінювання термін "толерантна доза" був замінений на "гранично-допустима доза" (ПДР), а норматив знижений до 50 мР (~ 0,5 мГр) на добу.
У публікаціях МКРЗ № 9 (1966 р.) та № 26 (1977 р.) визначені принципи встановлення правил дорожнього руху, обгрунтовані нормативи та узагальнено світовий досвід роботи з іонізуюче випромінюванням.
У СРСР (РФ) основним документом, що визначає принципи радіаційного захисту та встановлює норми опромінення є "Норми радіаційної безпеки", прийняті Національною комісією з радіаційного захисту (НКРЗ) в 1976 р. (НРБ 76/87).
Мета радіаційного захисту з визначення МКРЗ - забезпечити захист від ионии-зірующего опромінення окремих осіб, їх потомства і людства в цілому і створити умови для необхідної практичної діяльності людини.
При цьому МКРЗ вважає, що необхідний для захисту людини рівень безпеки буде достатній для захисту інших компонентів біосфери, зокрема, флори і фауни. До цього положення слід ставитися з певною часткою обережності, тому що відомостей з радіоекології ще порівняно небагато, а дози опромінення багатьох біооб'єктів багато більше доз, які отримує людина.
В даний час НКРЗ сформульовані наступні принципи радіаційної безпеки:
1. Не перевищувати встановленого основної дозової межі. В якості основної дозової межі встановлюється:
Гранично-допустима доза - найбільше значення індивідуальної еквівалентної дози за календарний рік, при якому рівномірний опромінення Протя-гом 50 років не може викликати в стані здоров'я працюючих змін, виявив-ваних сучасними методами.
Ця межа встановлюється особам - професійно пов'язаних з роботою в умовах можливого опромінення - осіб категорії А (персонал по НРБ);
Межа дози - найбільше середнє значення індивідуальної еквівалентної дози за календарний рік у критичної групи осіб, при якому рівномірний опромінення протягом 70 років не може викликати в стані здоров'я несприятливих змін, які виявляються сучасними методами.
Ця межа встановлюється для обмеженої частини населення (категорія Б по НРБ), тобто для осіб, які не працюють безпосередньо з джерелами іонізуючого випромінювань, але за умовами роботи та проживання можуть бути схильні до об-жання.
Критична група, за якою визначається рівень опромінення осіб категорії Б, визначається з умови максимально можливого радіаційного впливу.
2. Виключити всяке необгрунтоване опромінення.
3. Знижувати дози опромінення до можливо низького рівня.
Ці принципи виходять з прийнятої безпорогової концепції дії іонізуючого випромінювань. Тому будь-яке додаткове опромінення, навіть саме невеликі-шое, збільшує ризик утворення стохастичних ефектів.
Повністю виключити опромінення, хоча б через наявність природного фону, неможливо. Сам же природний фон нерівномірний (0,8 - 3 мЗв). Крім того, не можна уникнути опромінення від діагностичних процедур, будівельних матеріалів і т.п.
У зв'язку з тим, що різні органи тіла мають різну чутливість до іонізуючого випромінювання, їх розбивають на 3 групи критичних органів, опромінення-чення яких в умовах нерівномірного опромінення може заподіяти максимальний збиток.
З урахуванням цього можна дати табл.1 основних дозових меж зовнішнього і внутрішнього опромінення.
Табл. 1
Основні дозові межі, мЗв / рік

Група критичних органів	ПДР для категорії А (персонал)	ПД для категорії Б
Все тіло, гонади, червоний кістковий мозок	5	0,5
Щитовидна залоза, молочна заліза, м'язи, печінка, нирки, селезінка, шлунково-кишкового тракту, легені, кришталик	15	1,5
Шкірний покрив, кісткова тканина, кисті, передпліччя, щиколотки, стопи	30	3

МКРЗ для запобігання нестохастичних ефектів встановлена ​​межа еквівалентної дози 0,15 Зв для кришталика ока і 0,5 Зв для всіх інших органів. У національних нормативах для всіх цих органів встановлено ПДР 150 мЗв.
Для обмеження стохастичних ефектів встановлена ​​ПДР = 50 мЗв на рік виходячи з уявлення про допустимий ризик для професійних працівників 10 ^-4, а для обмеженої частини населення 10 ^-5 -10 ^-6.
Наведені дозові межі не включають доз, одержуваних людиною при медичних процедурах і від природного фону.
Опромінення всього населення (категорія В) не нормуються. По відношенню до неї основним принципом радіаційного захисту є максимальне обмеження можливого опромінення.
Прийняті Держсанепіднагляду РФ нові норми радіаційної безпеки - НРБ-96 - вносять ряд серйозних коректив у діючі нормативи. Зокрема, під персоналом в НРБ-96 розуміються особи, як працюють з техногенними джерелами (група А), так і що знаходяться за умовами їх роботи в сфері впливу (група Б). Категорія Б, як така, виключена з НРБ-96, а особи, що раніше входили до неї віднесені до населення. Основні дозові межі, термін введення яких встановлений з 01.01.2000 р., представлені в табл.2.
Основні дозові межі опромінення осіб з персоналу і населення не включають в себе дози від природних, медичних джерел іонізуючого випромінювання і дозу внаслідок радіаційних аварій. На ці види опромінення встановлюються спеціаль-ні обмеження.
При цьому межа індивідуального ризику для техногенного опромінення осіб з персоналу приймається 1,0 · 10 ^-3 за рік, а населення - 5,0 · 10 ^-5 за рік.
Табл. 2
Основні дозові межі

Нормовані величини	Дозові межі
	Особи з персоналу * (група А)	Особи з населення
Ефективна доза	20 мЗв на рік в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв на рік	1 мЗв на рік в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 5 мЗв на рік
Еквівалентна доза за рік: в кришталику, шкірі **, кистях і стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примітки:
^* Дози опромінення, як і всі інші допустимі похідні рівні персоналу групи Б, не повинні перевищувати 1 / 4 значень для персоналу групи А. Далі в тексті всі нормативні значення для категорії персонал наводяться тільки для групи А.
^** Відноситься до середнього значення у шарі товщиною 5 мг / см ² під покривним шаром товщиною 5 мг / см ^2. На долонях товщина покривного шару - 40 мг / см ^2.
Дозові навантаження на населення РФ від різних джерел представлені на рис.2.
\ S
Рис.2. Дозове навантаження населення від різних джерел радіації
При нормуванні дозових навантажень враховуються наступні фактори:
1. Одночасна дія зовнішнього і внутрішнього опромінення.
При цьому встановлюються можливі шляхи потрапляння радіонуклідів в організм через органи дихання, шлунково-кишковий тракт і через шкіру. Тому реальні допустимі нормативи вмісту радіонуклідів у природних середовищах завжди нижче нормованих НРБ, встановлених у припущенні формування основних дозових меж одним радіонуклідом по одному шляху надходження.
2. Фізико-хімічна форма радіонуклідів: розчинність у воді, розмір аерозольних часток і т.п.
3. Параметри метаболізму конкретних радіонуклідів: всмоктування в кров, виведення, відкладення в критичних органах. Наприклад, біологічні періоди напіввиведення нуклідів з критичних тканин і органів коливається від десятків діб (Н, С, Na) до повного засвоєння (Sr, P).
За характером розподілу радіонуклідів в організмі можна виділити 3 групи радіонуклідів: концентруються в кістках - остеотропні (Sr Ra, Pu, Am і ін), в печінці (Се, Ро, Am тощо) і у всьому тілі (Н, З, Ru, Cr та ін).
ВПЛИВ НА НАВКОЛИШНЄ СЕРЕДОВИЩЕ
ПІДПРИЄМСТВ ЯДЕРНОГО
ПАЛИВНО-ЕНЕРГЕТИЧНОГО ЦИКЛУ
Якщо виключити вибухи атомних пристроїв та аварійні ситуації, то основним джерелом радіаційного впливу на біосферу є підприємства ядерного паливно-енергетичного циклу (ЯПЦ) в штатному режимі.
Відомі такі види впливу ЯПЦ на навколишнє середовище:
1. Витрата природних ресурсів (земельні угіддя, вода, сировина для основних фондів ЯПЦ і т.д.).
При видобутку і переробки уранової руди відчужуються значні земельні плоша для розміщення порожньої породи. На кожен Гвт (ел.) енергії, одержуваної на атомній станції, утворюється кілька мільйонів тонн порожньої породи.
Велика частина земельних угідь, що витрачаються при переробці руди, прихо-диться на ставки - хвостохранілітца, куди надходить близько 10 т на 1 ГВт (ел.) на рік хвостових розчинів.
Витрата води підприємств ЯПЦ обумовлений необхідністю охолодження техноло-ня обладнання та застосування в технологіях. Максимальне водоспоживання на одиницю електроенергії припадає на охолодження обладнання АЕС і підприємства з збагачення ізотопів урану (10 м ³ на 1 ГВт (ел.) і 5x10 на ГВт (ел.) відповідно).
2. Теплове забруднення навколишнього середовища.
Теплові скиди мають місце на всіх стадіях ЯПЦ, досягаючи максимальних значень на АЕС, де потужність теплових скидів досягає 2 ГВт на кожен ГВт електричної потужності при 33% ККД. Теплові скиди АЕС вносять внесок у антропогенний надходження тепла в біосферу і в наближення до гранично допусти-мому рівнем антропогенних скидів теплової енергії, рівному в середньому 2 Вт / м ^2. Ця межа розрахований з принципу недопущення зміни середньорічної температури тури на 1 ° С.
3. Викид забруднюючих речовин хімічної природи в навколишнє середовище. Він має місце на всіх стадіях циклу, досягаючи максимальних розмірів на підприємствах з переробки руди зі скидами хвостових розчинів і при спалюванні органічного палива на підприємствах циклу і ТЕЦ, що забезпечують його енергією.
4. Радіоактивне забруднення навколишнього середовища.
Найважливішою особливістю ЯПЦ є те, що в процесах виробництва енергії на АЕС та переробки відпрацьованого палива утворюється велика кількість небезпечних штучних радіонуклідів. Основна частина радіоактивних відходів ЯПЦ має високу питому активність. Деякі з радіонуклідів мають значні (від сотень до мільйонів і більше років) періоди напіврозпаду. Це зумовлює необхід-ність надійної ізоляції високоактивних відходів ЯПЦ від біосфери.
Найбільш значущий внесок у забруднення біосфери дають довгоживучі радіо-нукліди ¹⁴ С, ⁸⁵ Кr, ³ Т, ¹²⁹ I. Це обумовлено високою міграційною здатністю, що приводить до їх розсіювання на великі відстані за час, менше періодів напіврозпаду. З усієї кількості чотирьох радіонуклідів, які надходять в біосферу з відходами ЯПЦ до 70-80% ¹⁴ С припадає на стадію переробки опроміненого палива на радіохімічний завод, інша частина - на АЕС. 99% ⁸⁵ Кr, ³ Т, ¹²⁹ I викидається при переробці палива і близько 1% - з АЕС.
До основних проблем радіаційної безпеки для навколишнього середовища при роботі ЯПЦ в штатному режимі можна віднести наступні:
1. Можливе збільшення негативних наслідків за рахунок стохастичних еф-тів, особливо в зонах впливу діючих АЕС.
2. Вплив інертних газів на біоту. Відомо, що радіоактивний йод концен-трирему в щитовидній залозі, інші ізотопи, ще недавно вважалися без-шкідливими, накопичуються в клітинних структурах - хлоропластах, мітохондріях, кле-точних мембранах. Їх вплив на метаболізм ще не до кінця вивчений.
3. Нерегульований викид радіонукліда криптону-85 в атмосферу від АЕС і підприємств з переробки відпрацьованих ТВЕЛ. Вже зараз зрозуміла його роль у зміні електропровідності атмосфери і формуванні парникового ефекту. Вже зараз його вміст у мільйони разів перевищує вміст у доядерние епоху і прибуває 5% щорічно.
4. Накопичення в харчових ланцюгах радіоактивність-випромінювання Н. Він зв'язується протоплазмою клітин і тисячократно накопичується в харчових ланцюгах. При розпаді він перетворюється в гелій і випускає сильне β-випромінювання, викликаючи генетичні нару-шення. Зміст тритію в хвої дерев в районі дислокації АЕС (США) в десят-ки разів вище, ніж у видаленні від них.
5. Накопичення вуглецю-14 у біосфері. Передбачається, що воно веде до різкого уповільнення росту дерев. Таке уповільнення зростання фіксується на Землі повсюдний-но і може бути пов'язано з 25% збільшенням вмісту С в атмосфері в порівнянні з доядерние епохою.
6. Освіта трансуранових елементів. Особливо небезпечним є ²³⁹ Рu.
ВИСНОВОК
Таким чином, радіоактивні речовини займають особливе місце серед забруднюють навколишнє середовище агентів. Радіоактивність - мимовільне перетворення (розпад) ядер елементів, що приводить до зміни їх атомного номера або масового числа. Радіоактивні речовини випускають α-і β-частки, γ-і гальмівне випромінювання і нейтрони.
Радіоактивний фон нашої планети складається з чотирьох основних компонентів:
- Випромінювання від космічних джерел;
- Випромінювання від розсіяних у навколишньому середовищі первинних радіонуклідів;
- Випромінювання від природних радіонуклідів, що надходять у навколишнє середовище від виробництв, не призначених безпосередньо для їх отримання;
- Випромінювання від штучних радіонуклідів, утворених при ядерних вибухах і внаслідок надходження відходів від ядерного паливного циклу та інших підприємств, що використовують штучні радіонукліди.
Всі живі організми на Землі є об'єктами впливу іонізуючих випромінювань. Вплив іонізуючого випромінювання на живий організм називається опроміненням. Результатом опромінення є фізико-хімічні та біологічні зміни в організмах.
Радіаційні ефекти опромінення людей ділять на 3 групи:
- Соматичні (тілесні) ефекти;
- Соматики-стохастичні;
- Генетичні ефекти.
Принципи радіаційної безпеки:
1. Не перевищувати встановленого основної дозової межі;
2. Виключити всяке необгрунтоване опромінення;
3. Знижувати дози опромінення до можливо низького рівня.
СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ
1. Бабаєв Н.С., Дьомін В.Ф., Ільїн Л.А. та ін Ядерна енергетика: людина і навколишнє середовище. - М.: Вища школа, 1984. - 235 с.
2. Козлов Ф.В. Довідник з радіаційної безпеки. - М.: Енергоатом-издат, 1991. - 352 с.
3. Москальов Ю.І. Віддалені наслідки впливу іонізуючих випромінювань-ний. - М.: Медицина, 1991. - 464 с.
4. Радіація: Дози, ефекти, ризик. Пер. з англ. Ю. А. Баннікова. - М.: Мир, 1988. - 79 с.
5. Сівінцев Ю.В. Радіація і людина. - М.: Знание, 1987. - 235 с.