Введення
Великий переворот у житті людства, пов'язаний з впровадженням ядерної енергії, відкрив небачені раніше можливості у вирішенні багатьох проблем соціального та економічного характеру. У наші дні сфера застосування радіоактивних речовин і джерел іонізуючих випромінювань дуже багатогранна. Це - використання радіонуклідів в якості так званого методу мічених атомів з метою вивчення закономірностей протікання процесів у різних сферах, здійснення неруйнівного контролю структури сплавів, якості виробів, зміна фізичних і хімічних властивостей різного роду матеріалів, стерилізація перев'язувальних матеріалів і медичних виробів, дослідження функціонального стану різних систем організму, лікування злоякісних новоутворень і т. д.
Разом з тим, будучи могутнім засобом технічного прогресу, атомна енергія таїть у собі величезну потенційну небезпеку, яка може зробити шкідливий вплив на організм людини або порушити нормальну життєдіяльність людей.
Стрімко ввійшла в наше життя атомна енергія і її масове використання викликали необхідність встановлення надійного заслону можливості негативного впливу іонізуючого випромінювання на організм.
Властивості та особливості впливу іонізуючого випромінювання на людину багато в чому визначили специфіку розробки форм і методів захисту. Це, перш за все, регламентування радіаційного фактора, розробка спеціального санітарно-гігієнічного законодавства, системи профілактичних заходів та підготовки кваліфікованих кадрів, правового регулювання відносин, пов'язаних із забезпеченням радіаційної безпеки різних груп населення, а також захисту навколишнього середовища від радіоактивного забруднення.
Стрімкий розвиток ядерної енергетики, випуску різного виду радіаційної техніки та приладів, різке розширення виробництва радіоактивних ізотопів ще гостріше ставлять завдання радіаційного захисту осіб, які працюють у сфері дії радіації, і населення різних регіонів країни.
Вітчизняна і світова практика будівництва у багаторічній експлуатації різного роду підприємств, що виробляють та експлуатують джерела іонізуючих випромінювань, радіаційного техніки, особливо атомної енергетики, свідчить про те, що найважливішими завданнями науки є питання високого рівня забезпечення безпеки, надійності та ефективності їх використання.
Біда, що вибухнула на Чорнобильській АЕС, яка призвела до загибелі людей і яка вимагала проведення з метою охорони здоров'я населення евакуації в безпечні райони, трагічна загибель космічного корабля «Челенджер», інциденти на ядерному полігоні в Нева де, численні аварії на атомних електростанціях США, Англії та інших країн, радіаційний інцидент в Бразилії ще раз показали, до чого може при вести неконтрольована ядерна енергія, і підкреслили значення людського фактора в наш технічний вік.
Як відомо, в Республіці Казахстан, в колишніх республіках СРСР приділяється велика увага законодавчого регулювання атомної енергії, безпечного її застосування, що в значній мірі сприяє раціональному використанню енергії випромінювання в мирних цілях. Наслідком цього принципу є відображення в законодавчих і нормативні документах вимог щодо дотримання безпеки при використанні атомної енергії, охорони життя здоров'я теперішнього і майбутнього покоління, а також навколишнього середовища.
Жодна досить широко використовується в даний час технологія не може зрівнятися з радіаційної по повноті дотримання висунутих до неї вимог і нормативів. Це дозволяє практично безмежно розширювати діапазон вирішуваних завдань, як відокремлено, так і в комплексі з традиційними процесами та засобами (при високій ймовірності забезпечення радіаційної безпеки населення).
У нашій країні приділяється велика увага питанням радіаційної безпеки населення та екологічним аспектам. Це дозволяє в умовах широкого використання ядерної енергії в різних галузях народного господарства звести до мінімуму надходження радіоактивних речовин у навколишнє середовище. За відносно короткий період створені сприятливі умови праці у сфері дії радіаційного фактора. Величина радіаційного впливу на осіб, які безпосередньо працюють з джерелами іонізуючих випромінювань, не перевищує допустимих значень.
Успіхам у галузі радіаційної безпеки населення сприяла організація спеціалізованої системи санітарного нагляду - особливої ланки в системі органів державного управління, здійснюють контроль за забезпеченням радіаційної безпеки. У результаті закономірного розвитку атомної промисловості виникла необхідність встановлення в масштабі країни єдиного спеціалізованого контролю за радіаційною безпекою персоналу і населення.
Ядерна небезпека
Іонізуючі випромінювання є одним з екологічних факторів, які безпосередньо впливають на всі процеси перетворення навколишнього середовища.
Іонізуючі випромінювання - рентгенівські і гальмівні промені, альфа, бігу, гамма-випромінювання, потік протонів, нейтронів, важких частинок і інші, які при взаємодії з речовинами володіють: проникаючу здатність, викликають процес іонізації і надають біологічну дію, а також - потемніння фотоплівки і світіння деяких речовин.
Радіоактивні речовини у величезній кількості утворюються в результаті ядерних вибухів. Іонізуючі випромінювання утворюються в результаті розпаду радіоактивних речовин.
Радіоактивні речовини знаходяться в навколишньому середовищі і в нас. А велика кількість радіоактивних речовин утворюється в результаті ядерних вибухів - повітряних, наземних і підземних, а також у випадках катастроф на ядерних реакторах, атомних електростанціях, інших ситуаціях. У результаті вибуху утворюється радіоактивна хмара з наступним слідом. Відбувається забруднення навколишнього середовища радіоактивними речовинами (радіоактивний дощ, радіоактивні опади). Радіоактивна речовина - з самого поняття виходить, що воно активне. Активність його проявляється в тому, що мимовільно розпадається і при цьому утворюються випромінювання, нова речовина з виділенням енергії. А чому воно розпадається? Воно розпадається тому, що воно нестійке. А нестійкий тому, що ядро радіоактивної речовини перевантажено нейтронами, що і робить його нестійким.
Ядерна зброя - зброя масового ураження, знищення та руйнування, дія якого заснована на виділенні при ядерному вибуху великої кількості енергії у формі ударної хвилі, світлового та іонізуючого випромінювань, а також утворення радіоактивних продуктів ядерного вибуху.
Ядерний вибух - потужний вибух, викликаний вивільненням ядерної енергії, або при швидко розвинулася ланцюгової реакції поділу важких ядер, або при термоядерної реакції синтезу ядер гелію на більш легкі ядра.
Ядерний реактор: атомний реактор - пристрій для здійснення управління ядерною ланцюговою реакцією поділу. Перший ядерний реактор пущений в США в 1942 році.
Ядерна енергія: атомна енергія - внутрішня енергія атомів ядер, що виділяється при ядерних реакціях. Ядерна енергія заснована на використанні ланцюгових реакцій поділу ядер і реакції термоядерного синтезу.
Атомна електростанція (АЕС) - галузь енергетики, що використовує атомну енергію або ядерну. У Радянському Союзі в 1943 році була створена лабораторія атомної енергії ім. В. І. Курчатова, в якій в 1946 році був побудований атомний реактор. Лабораторія в 1955 р. була перейменована в Інститут атомної енергії.
Ядерне випромінювання - спочатку частинки і гамма-кванти, що випускаються при радіоактивному розпаді ядер. Надалі потоці частинок і гамма-випромінювання від прискорювачів, заряджених частинок, ядерних реакторів і ін, а також космічне випромінювання.
Ядерне паливо служить для отримання енергії в ядерному реакторі. Зазвичай являє собою суміш речовин, що містять як діляться ядра, так і ядра здатні в результаті нейтронної бомбардування утворювати діляться ядра.
БУДОВА АТОМА
Атомна теорія будови речовини зародилася ще в стародавній Греції. Велика заслуга у формулюванні наукової атомної гіпотези належить В. М. Ломоносову. Він писав, що атом характеризується певною масою, володіє хімічними властивостями, в молекулах атоми з'єднуються в певних кількісних відносинах. У 1913 р. датський фізик Бор прийнявши за основу ядерну модель атома, дав детальну картину будови електронної оболонки атома. Він виходив з того, що поглинання і випускання світла в атомі відбувається окремими порціями, квантами. З положень Бора випливає, що чим далі від ядра знаходиться електрон, тим більшим запасом енергії він володіє. Атом, незважаючи на свої незначні розміри 10 "13 - 10" '2 см представляє собою складне утворення. Атом представлений у вигляді ядра, що складається з важких елементарних частинок - нуклонів (протонів - що мають позитивний заряд, і нейтронів - не мають заряду), навколо якого обертаються з великою швидкістю елементарні частинки-електрони, що несуть негативний заряд. Протони і нейтрони в ядрі міцно пов'язані між собою за допомогою сил ядерного зчеплення. У нейтральному атомі сумарний заряд електронів за величиною дорівнює сумарному заряду протонів. Електрони мають негативний заряд і завдяки цьому утримують поблизу позитивно заряджені ядра. Маса електрона мізерно мала і становить 1 / 1240 частина маси нуклона. Придбання або втрата електрона атомом змінює його хімічні властивості, він нестійкий і легко вступає в хімічний зв'язок з іншими атомами й молекулами і називається іоном. Масове число атома визначається кількістю протонів і нейтронів в ядрі. Кількість протонів для хімічних елементів є строго визначеним і в таблиці Менделєєва воно вказує на порядковий номер. У ядрах атомів однієї речовини кількість нейтронів може бути різним і вони називаються ізотопами. У таблиці Менделєєва вони знаходяться в одній і тій же клітині.
Природна радіоактивність - це мимовільний розпад радіоактивної речовини з утворенням а-в і у-випромінювання і нової речовини з виділенням енергії.
Активність радіоактивної речовини - міра кількості радіоактивної речовини, виражена числом розпадів атомних ядер в одиницю часу. Одиниця радіоактивності розпад атома в секунду.
Кюрі - одиниця вимірювання активності, символічне позначення С. I кюрі = 3,7 х 10 10 актів розпаду в секунду. Похідні від кюрі одиниці активності 1 міллікюрн / 1 МКюрі = 0,001 кюрі мікрокюрі / I мк кюрі 0,00001 кюрі /.
Беккерель - один розпад в одну секунду.
Радій - в перекладі на російську означає Лучисте. Природні радіоактивні речовини - це елементи, що володіють властивістю мимовільно випускати невидимі промені. Радій випускає три види випромінювань, які були названі за першими трьома літерами грецького алфавіту: а-промені, 0-промені, у-промені.
Альфа - випромінювання це потік частинок з масою, що дорівнює 4 і подвійним позитивним зарядом. Альфа-частинка складається з двох протонів і двох нейтронів і являє собою ядра елемента гелію. Альфа-частинки виникають при розпаді радіоактивних речовин (природна радіоактивність) або при явищі штучної радіоактивності - в ядерному реакторі. Вони мають дуже маленькою проникаючу здатність, складову в тканинах людини 50 - 70 мкм. але викликаючи при цьому високу щільність іонізації 3-4 тис. пар іонів на одиницю пробігу. У повітрі одна альфа частка утворює 200 тис. пар іонів. Висока щільність іонізації обумовлює високу біологічну ефективність. Альфа-частинки, що несуть у собі високу енергію (до 800 МеВ), отримані в атомних реакторах, мають високу проникаючу здатність.
Бета-випромінювання - це позитивно чи негативно заряджені частинки. Вони утворюються при розпаді радіоактивних речовин (природна радіоактивність) або явище штучної радіоактивності в ядерному реакторі, а також в лінійних або циклі чеських прискорювачах (лінійний прискорювач, бетатрон). Проникаюча здатність бета-випромінювання, що утворюється при розпаді радіоактивної речовини в тканини дорівнює 8-10 мм. Щільність іонізації від бета-частинок в 100 разів менше, ніж альфа-часток. Разом з тим, потік електронів може мати велику проникаючу здатність, що утворюється в прискорювачах і залежить від енергії, яку вони мають.
Гамма-промені - електромагнітні коливання за своїми властивостями нагадують рентгенівські промені. Енергія у-променів, як правило, більше ренттенових, тому проникаюча здатність значно більше.
Гамма-випромінювання - електромагнітне коливання, що виникає при зміні енергетичного стану атомного ядра.
Таблиця 4
Властивості випромінювань
Незабаром після відкриття радіоактивності було виявлено існування декількох десятків елементів з різними атомними вагами, кожен з яких мав характерні властивості - радіоактивні.
Число їх значно перевищувала кількість клітин в таблиці Менделєєва, що залишилися вільними. Содді назвав ці різновиди ізотопами, що в перекладі з грецької мови означає "займає одне і те ж місце". Ізотопи даного елемента є атоми, ядра яких побудовані з одного і того ж числа протонів / володіють однаковими фізичними і хімічними властивостями /, але мають різну кількість нейтронів. В даний час у 102 елементів відомо 274 стабільних і близько 700 радіоактивних ізотопів. У ядрах радіоактивних ізотопів є невідповідність між числом нейтронів і протонів, в результаті чого ядро перебуває в енергетично нестійкому стані.
Стабілізація радіоактивного ядра відбувається мимовільно без якого б то не було зовнішнього впливу і цей процес називається радіоактивним розпадом. Кожному радіоактивного елементу властива різна, але для цього елемента цілком певна ймовірність розпаду. Час, протягом якого розпадається половина радіоактивної речовини, носить назву періоду напіврозпаду.
У 1934р. Ірен і Фредерік Жоліо Кюрі виявили, що після бомбардування альфа-променями атомних ядер деяких нерадіоактивних ізотопів хімічних елементів олі почали випускати проникаючі промені, тобто стають радіоактивними. Перший генератор нейтронів, так званий прискорювач важких заражених частинок циклотрон, був сконструйований 1930-1936 рр.. Лоуренсом. У ці ж роки Енріко Фермі зі своїми співробітниками показав можливість викликати штучну радіоактивність пошта всіх хімічних елементів шляхом впливу нейтронів. У 1934 р. подружжя Жоліо Кюрі вперше отримали влабораторіі штучні радіоактивні ізотопи. У 1939 р. Ган і Штрасман в Німеччині виявили поділ урану після бомбардування його нейтронами, а в 1942 р. під керівництвом Фермі в Чикаго був побудований перший атомний реактор. Цей успіх розширив можливості одержання радіоактивних ізотопів.
Штучна радіоактивність - розпад речовини під впливом енергії ззовні з утворенням потоків електронів, нейтронів, протонів, важких часток з виділенням величезної енергії.
Нейтронне випромінювання - потік нейтронів, що представляють собою елементарні частки не мають електричного заряду. У клінічно практиці знаходять застосування швидкі нейтрони з енергією від 20 кев до 200 МеВ. Основними джерелами нейтронів, що використовуються з лікувальною метою, є прискорювачі й атомні реактори.
Протонне випромінювання - це потік елементарних частинок, що несе позитивний заряд. Перевага протонного випромінювання полягає в тому що в кінці пробігу в тканинах вони утворюють максимум іонізації, іменованих піком Брегга-Грея. При цьому доза в піке перевершує таку в оточуючих тканинах у 2,5-3,5 рази.
Пі-Меза випромінювання - потік елементарних частинок, що мають проміжну масу між електроном і протоном. Пі-мезони можуть бути позитивно зарядженими частинками, негативно і нейтральні. Заряд позитивних і негативних пі-мезонів дорівнює заряду електрона, а маса складає 273 маси електрона. Як і у протона щільність іонізації у пі-мезонів росте до кінця пробігу. Однак на відміну від протонів, негативні пі-мезони захоплюються ядрами атомів кисню, вуглецю, азоту, водню, а потім розщеплюються із вивільненням величезної кількості енергії, утворюючи при цьому максимум іонізації. При цьому співвідношення дози в піку до дозі оточуючих тканин сягає 10:1. Основним джерелом пі-мезонів є ядерні реактори. Великий переворот у житті людства, пов'язаний з впровадженням ядерної енергії, відкрив небачені раніше можливості у вирішенні багатьох проблем соціального та економічного характеру. У наші дні сфера застосування радіоактивних речовин і джерел іонізуючих випромінювань дуже багатогранна. Це - використання радіонуклідів в якості так званого методу мічених атомів з метою вивчення закономірностей протікання процесів у різних сферах, здійснення неруйнівного контролю структури сплавів, якості виробів, зміна фізичних і хімічних властивостей різного роду матеріалів, стерилізація перев'язувальних матеріалів і медичних виробів, дослідження функціонального стану різних систем організму, лікування злоякісних новоутворень і т. д.
Разом з тим, будучи могутнім засобом технічного прогресу, атомна енергія таїть у собі величезну потенційну небезпеку, яка може зробити шкідливий вплив на організм людини або порушити нормальну життєдіяльність людей.
Стрімко ввійшла в наше життя атомна енергія і її масове використання викликали необхідність встановлення надійного заслону можливості негативного впливу іонізуючого випромінювання на організм.
Властивості та особливості впливу іонізуючого випромінювання на людину багато в чому визначили специфіку розробки форм і методів захисту. Це, перш за все, регламентування радіаційного фактора, розробка спеціального санітарно-гігієнічного законодавства, системи профілактичних заходів та підготовки кваліфікованих кадрів, правового регулювання відносин, пов'язаних із забезпеченням радіаційної безпеки різних груп населення, а також захисту навколишнього середовища від радіоактивного забруднення.
Стрімкий розвиток ядерної енергетики, випуску різного виду радіаційної техніки та приладів, різке розширення виробництва радіоактивних ізотопів ще гостріше ставлять завдання радіаційного захисту осіб, які працюють у сфері дії радіації, і населення різних регіонів країни.
Вітчизняна і світова практика будівництва у багаторічній експлуатації різного роду підприємств, що виробляють та експлуатують джерела іонізуючих випромінювань, радіаційного техніки, особливо атомної енергетики, свідчить про те, що найважливішими завданнями науки є питання високого рівня забезпечення безпеки, надійності та ефективності їх використання.
Біда, що вибухнула на Чорнобильській АЕС, яка призвела до загибелі людей і яка вимагала проведення з метою охорони здоров'я населення евакуації в безпечні райони, трагічна загибель космічного корабля «Челенджер», інциденти на ядерному полігоні в Нева де, численні аварії на атомних електростанціях США, Англії та інших країн, радіаційний інцидент в Бразилії ще раз показали, до чого може при вести неконтрольована ядерна енергія, і підкреслили значення людського фактора в наш технічний вік.
Як відомо, в Республіці Казахстан, в колишніх республіках СРСР приділяється велика увага законодавчого регулювання атомної енергії, безпечного її застосування, що в значній мірі сприяє раціональному використанню енергії випромінювання в мирних цілях. Наслідком цього принципу є відображення в законодавчих і нормативні документах вимог щодо дотримання безпеки при використанні атомної енергії, охорони життя здоров'я теперішнього і майбутнього покоління, а також навколишнього середовища.
Жодна досить широко використовується в даний час технологія не може зрівнятися з радіаційної по повноті дотримання висунутих до неї вимог і нормативів. Це дозволяє практично безмежно розширювати діапазон вирішуваних завдань, як відокремлено, так і в комплексі з традиційними процесами та засобами (при високій ймовірності забезпечення радіаційної безпеки населення).
У нашій країні приділяється велика увага питанням радіаційної безпеки населення та екологічним аспектам. Це дозволяє в умовах широкого використання ядерної енергії в різних галузях народного господарства звести до мінімуму надходження радіоактивних речовин у навколишнє середовище. За відносно короткий період створені сприятливі умови праці у сфері дії радіаційного фактора. Величина радіаційного впливу на осіб, які безпосередньо працюють з джерелами іонізуючих випромінювань, не перевищує допустимих значень.
Успіхам у галузі радіаційної безпеки населення сприяла організація спеціалізованої системи санітарного нагляду - особливої ланки в системі органів державного управління, здійснюють контроль за забезпеченням радіаційної безпеки. У результаті закономірного розвитку атомної промисловості виникла необхідність встановлення в масштабі країни єдиного спеціалізованого контролю за радіаційною безпекою персоналу і населення.
Ядерна небезпека
Іонізуючі випромінювання є одним з екологічних факторів, які безпосередньо впливають на всі процеси перетворення навколишнього середовища.
Іонізуючі випромінювання - рентгенівські і гальмівні промені, альфа, бігу, гамма-випромінювання, потік протонів, нейтронів, важких частинок і інші, які при взаємодії з речовинами володіють: проникаючу здатність, викликають процес іонізації і надають біологічну дію, а також - потемніння фотоплівки і світіння деяких речовин.
Радіоактивні речовини у величезній кількості утворюються в результаті ядерних вибухів. Іонізуючі випромінювання утворюються в результаті розпаду радіоактивних речовин.
Радіоактивні речовини знаходяться в навколишньому середовищі і в нас. А велика кількість радіоактивних речовин утворюється в результаті ядерних вибухів - повітряних, наземних і підземних, а також у випадках катастроф на ядерних реакторах, атомних електростанціях, інших ситуаціях. У результаті вибуху утворюється радіоактивна хмара з наступним слідом. Відбувається забруднення навколишнього середовища радіоактивними речовинами (радіоактивний дощ, радіоактивні опади). Радіоактивна речовина - з самого поняття виходить, що воно активне. Активність його проявляється в тому, що мимовільно розпадається і при цьому утворюються випромінювання, нова речовина з виділенням енергії. А чому воно розпадається? Воно розпадається тому, що воно нестійке. А нестійкий тому, що ядро радіоактивної речовини перевантажено нейтронами, що і робить його нестійким.
Ядерна зброя - зброя масового ураження, знищення та руйнування, дія якого заснована на виділенні при ядерному вибуху великої кількості енергії у формі ударної хвилі, світлового та іонізуючого випромінювань, а також утворення радіоактивних продуктів ядерного вибуху.
Ядерний вибух - потужний вибух, викликаний вивільненням ядерної енергії, або при швидко розвинулася ланцюгової реакції поділу важких ядер, або при термоядерної реакції синтезу ядер гелію на більш легкі ядра.
Ядерний реактор: атомний реактор - пристрій для здійснення управління ядерною ланцюговою реакцією поділу. Перший ядерний реактор пущений в США в 1942 році.
Ядерна енергія: атомна енергія - внутрішня енергія атомів ядер, що виділяється при ядерних реакціях. Ядерна енергія заснована на використанні ланцюгових реакцій поділу ядер і реакції термоядерного синтезу.
Атомна електростанція (АЕС) - галузь енергетики, що використовує атомну енергію або ядерну. У Радянському Союзі в 1943 році була створена лабораторія атомної енергії ім. В. І. Курчатова, в якій в 1946 році був побудований атомний реактор. Лабораторія в 1955 р. була перейменована в Інститут атомної енергії.
Ядерне випромінювання - спочатку частинки і гамма-кванти, що випускаються при радіоактивному розпаді ядер. Надалі потоці частинок і гамма-випромінювання від прискорювачів, заряджених частинок, ядерних реакторів і ін, а також космічне випромінювання.
Ядерне паливо служить для отримання енергії в ядерному реакторі. Зазвичай являє собою суміш речовин, що містять як діляться ядра, так і ядра здатні в результаті нейтронної бомбардування утворювати діляться ядра.
БУДОВА АТОМА
Атомна теорія будови речовини зародилася ще в стародавній Греції. Велика заслуга у формулюванні наукової атомної гіпотези належить В. М. Ломоносову. Він писав, що атом характеризується певною масою, володіє хімічними властивостями, в молекулах атоми з'єднуються в певних кількісних відносинах. У 1913 р. датський фізик Бор прийнявши за основу ядерну модель атома, дав детальну картину будови електронної оболонки атома. Він виходив з того, що поглинання і випускання світла в атомі відбувається окремими порціями, квантами. З положень Бора випливає, що чим далі від ядра знаходиться електрон, тим більшим запасом енергії він володіє. Атом, незважаючи на свої незначні розміри 10 "13 - 10" '2 см представляє собою складне утворення. Атом представлений у вигляді ядра, що складається з важких елементарних частинок - нуклонів (протонів - що мають позитивний заряд, і нейтронів - не мають заряду), навколо якого обертаються з великою швидкістю елементарні частинки-електрони, що несуть негативний заряд. Протони і нейтрони в ядрі міцно пов'язані між собою за допомогою сил ядерного зчеплення. У нейтральному атомі сумарний заряд електронів за величиною дорівнює сумарному заряду протонів. Електрони мають негативний заряд і завдяки цьому утримують поблизу позитивно заряджені ядра. Маса електрона мізерно мала і становить 1 / 1240 частина маси нуклона. Придбання або втрата електрона атомом змінює його хімічні властивості, він нестійкий і легко вступає в хімічний зв'язок з іншими атомами й молекулами і називається іоном. Масове число атома визначається кількістю протонів і нейтронів в ядрі. Кількість протонів для хімічних елементів є строго визначеним і в таблиці Менделєєва воно вказує на порядковий номер. У ядрах атомів однієї речовини кількість нейтронів може бути різним і вони називаються ізотопами. У таблиці Менделєєва вони знаходяться в одній і тій же клітині.
Природна радіоактивність
Явище радіоактивності було відкрито в 1896 р. Анрі Беккерелем.
У 1898 р. М.Складовської-Кюрі встановила, що випромінювання випускають не тільки солі урану, але й елемент торій та його сполуки. Вона та її чоловік П'єр Кюрі виділили з уранової руди два нових радіоактивних елементи, які були названі полонієм і радієм.Природна радіоактивність - це мимовільний розпад радіоактивної речовини з утворенням а-в і у-випромінювання і нової речовини з виділенням енергії.
Активність радіоактивної речовини - міра кількості радіоактивної речовини, виражена числом розпадів атомних ядер в одиницю часу. Одиниця радіоактивності розпад атома в секунду.
Кюрі - одиниця вимірювання активності, символічне позначення С. I кюрі = 3,7 х 10 10 актів розпаду в секунду. Похідні від кюрі одиниці активності 1 міллікюрн / 1 МКюрі = 0,001 кюрі мікрокюрі / I мк кюрі 0,00001 кюрі /.
Беккерель - один розпад в одну секунду.
Радій - в перекладі на російську означає Лучисте. Природні радіоактивні речовини - це елементи, що володіють властивістю мимовільно випускати невидимі промені. Радій випускає три види випромінювань, які були названі за першими трьома літерами грецького алфавіту: а-промені, 0-промені, у-промені.
Альфа - випромінювання це потік частинок з масою, що дорівнює 4 і подвійним позитивним зарядом. Альфа-частинка складається з двох протонів і двох нейтронів і являє собою ядра елемента гелію. Альфа-частинки виникають при розпаді радіоактивних речовин (природна радіоактивність) або при явищі штучної радіоактивності - в ядерному реакторі. Вони мають дуже маленькою проникаючу здатність, складову в тканинах людини 50 - 70 мкм. але викликаючи при цьому високу щільність іонізації 3-4 тис. пар іонів на одиницю пробігу. У повітрі одна альфа частка утворює 200 тис. пар іонів. Висока щільність іонізації обумовлює високу біологічну ефективність. Альфа-частинки, що несуть у собі високу енергію (до 800 МеВ), отримані в атомних реакторах, мають високу проникаючу здатність.
Бета-випромінювання - це позитивно чи негативно заряджені частинки. Вони утворюються при розпаді радіоактивних речовин (природна радіоактивність) або явище штучної радіоактивності в ядерному реакторі, а також в лінійних або циклі чеських прискорювачах (лінійний прискорювач, бетатрон). Проникаюча здатність бета-випромінювання, що утворюється при розпаді радіоактивної речовини в тканини дорівнює 8-10 мм. Щільність іонізації від бета-частинок в 100 разів менше, ніж альфа-часток. Разом з тим, потік електронів може мати велику проникаючу здатність, що утворюється в прискорювачах і залежить від енергії, яку вони мають.
Гамма-промені - електромагнітні коливання за своїми властивостями нагадують рентгенівські промені. Енергія у-променів, як правило, більше ренттенових, тому проникаюча здатність значно більше.
Гамма-випромінювання - електромагнітне коливання, що виникає при зміні енергетичного стану атомного ядра.
Таблиця 4
Властивості випромінювань
| Вид, природа випромінювання | Швидкість | Енергія (Е) | Довжина пробігу повітря - тканини | Щільність іонізації в тканинах | |
| Ядра гелію | 15-20 тис. км / сек. | До 9 МеВ | 3-7 см | 50-70 мк | 3000-4000 пар іонів на 1 м |
| Потік електронів | 87-298 тис. км / сек | До 3 МеВ | до 13 м | до 10 мм | 50-70 пар іонів на 1 м |
| Електромагнітні коливання | 300 тис. км / сек. | До 3 МеВ | до 0,6 км | У CM | 3000 пар іонів на всьому шляху |
Незабаром після відкриття радіоактивності було виявлено існування декількох десятків елементів з різними атомними вагами, кожен з яких мав характерні властивості - радіоактивні.
Число їх значно перевищувала кількість клітин в таблиці Менделєєва, що залишилися вільними. Содді назвав ці різновиди ізотопами, що в перекладі з грецької мови означає "займає одне і те ж місце". Ізотопи даного елемента є атоми, ядра яких побудовані з одного і того ж числа протонів / володіють однаковими фізичними і хімічними властивостями /, але мають різну кількість нейтронів. В даний час у 102 елементів відомо 274 стабільних і близько 700 радіоактивних ізотопів. У ядрах радіоактивних ізотопів є невідповідність між числом нейтронів і протонів, в результаті чого ядро перебуває в енергетично нестійкому стані.
Стабілізація радіоактивного ядра відбувається мимовільно без якого б то не було зовнішнього впливу і цей процес називається радіоактивним розпадом. Кожному радіоактивного елементу властива різна, але для цього елемента цілком певна ймовірність розпаду. Час, протягом якого розпадається половина радіоактивної речовини, носить назву періоду напіврозпаду.
Штучні радіоактивні
Е. Резерфорд (1919) повідомив, що шляхом бомбардування атомів азоту частками домігся перетворення їх в ядра атомів кисню, тобто перетворення одного хімічного елемента в інший.У 1934р. Ірен і Фредерік Жоліо Кюрі виявили, що після бомбардування альфа-променями атомних ядер деяких нерадіоактивних ізотопів хімічних елементів олі почали випускати проникаючі промені, тобто стають радіоактивними. Перший генератор нейтронів, так званий прискорювач важких заражених частинок циклотрон, був сконструйований 1930-1936 рр.. Лоуренсом. У ці ж роки Енріко Фермі зі своїми співробітниками показав можливість викликати штучну радіоактивність пошта всіх хімічних елементів шляхом впливу нейтронів. У 1934 р. подружжя Жоліо Кюрі вперше отримали влабораторіі штучні радіоактивні ізотопи. У 1939 р. Ган і Штрасман в Німеччині виявили поділ урану після бомбардування його нейтронами, а в 1942 р. під керівництвом Фермі в Чикаго був побудований перший атомний реактор. Цей успіх розширив можливості одержання радіоактивних ізотопів.
Штучна радіоактивність - розпад речовини під впливом енергії ззовні з утворенням потоків електронів, нейтронів, протонів, важких часток з виділенням величезної енергії.
Нейтронне випромінювання - потік нейтронів, що представляють собою елементарні частки не мають електричного заряду. У клінічно практиці знаходять застосування швидкі нейтрони з енергією від 20 кев до 200 МеВ. Основними джерелами нейтронів, що використовуються з лікувальною метою, є прискорювачі й атомні реактори.
Протонне випромінювання - це потік елементарних частинок, що несе позитивний заряд. Перевага протонного випромінювання полягає в тому що в кінці пробігу в тканинах вони утворюють максимум іонізації, іменованих піком Брегга-Грея. При цьому доза в піке перевершує таку в оточуючих тканинах у 2,5-3,5 рази.
Гальмівне випромінювання високої енергії (вище 1 МеВ) є електромагнітним коливанням, іонізуюче випромінювання, що виникає при зміні кінетичної енергії заряджених часток з безперервним спектром.
Генерується воно в прискорювачах / лінійний прискорювач або бетатрон /. Основною властивістю їх є здатність проникати в щільні середовища і викликати процеси іонізації. Процес іонізації лежить в основі біологічної дії, відносна біологічна ефективність визначається щільністю іонізації в тканинах.
РОЗПОДІЛ ЯДЕР
Після відкриття нейтрона в 1932 р., а потім штучної радіоактивності в 1934 р. вчені захопилися «сучасної алхімією», тобто створенням нових радіоактивних елементів під впливом нейтронів.
Молодий ще в той час Фермі, прагнучи отримати новий невідомий світу дев'яносто третьому елемент, спробував опромінити нейтронами уран-92-й елемент таблиці Менделєєва. Однак у результаті захоплення нейтронів ядрами урану утворився не один штучно радіоактивний елемент, а принаймні цілий десяток.
Природа поставила людині нове завдання. Можна вважати, що з цього моменту почався новий етап в розвитку ядерної фізики - можливість використання енергії, таівшейся в надрах атома, стала реальністю.
Пояснення нового явища дали Фредерік Жоліо-Кюрі та Лізі Майтнер. Вони показали, що в процесі опромінення урану нейтронами відбувається новий тип ядерної реакції - поділ ядра урану на дві приблизно рівні частини (осколки). Енергія, що виділяється при цій реакції, становить близько 200 МеВ, тобто в десятки разів більше, ніж при звичайних відомих у той час ядерних реакціях.
Теорія розподілу урану була розроблена одночасно і незалежно один від одного радянським ученим Френкелем і датським вченим Бором.
Особливість реакції розподілу урану полягає в тому, що при кожному акті поділу, крім двох осколків, утворюються два-три нейтрона, які можуть викликати розподіл інших ядер. При кожному з цих процесів звільняються нові нейтрони, які в свою чергу викликають розподіл наступних ядер (рис). Таким чином один нейтрон може покласти початок цілій ланцюжку поділів, при цьому кількість ядер, які зазнали поділу, лавиноподібно наростає, тобто реакція ділення урану розвивається як ланцюгова реакція. Наприклад, частки секунди достатньо для того, щоб розділилися всі ядра, що містяться в 1 кг урану (приблизно 3 • 24 жовтня ядер). Енергія, що виділяється при цьому, дорівнює енергії, що звільняється під час вибуху 20 000 т тротилу або при спалюванні 2,5 тис. т кам'яного вугілля.
При поділі ядер урану приблизно 83% енергії перетворюється в кінетичну енергію уламків; 3% пов'язане з енергією g-квантів, які утворюються миттєво при розподілі, і 3% несеться утворюються при поділі нейтронами. Інші 11% енергії виділяються поступово у вигляді енергії (b-частинок і g-квантів в процесі радіоактивного розпаду ядер ізотопів (уламків), що утворюються при поділі.
Рис. Ланцюгова реакція ділення урану.
На шляху практичного використання ланцюгової реакції розподілу урану важливе значення мало відкриття радянських фізиків Г. Н. Флерова і К-А. Петржака, які в 1940 р. показали, що існує новий вид радіоактивності - мимовільне (спонтанне) розподіл ядер ізотопу U 235 з періодом напіврозпаду Т-~ 10 17 років. Таким чином для використання ланцюгової реакції поділу не потрібні сторонні нейтрони: вони утворюються в урані внаслідок спонтанного поділу.
Ланцюгова реакція поділу може здійснюватися під дією як швидких, так і повільних нейтронів тільки при бомбардуванні ядер ізотопу U 235. Природний уран являє собою в основному суміш ізотопів U 238 і U 238, причому зміст U 235 становить лише 0,7%. Решта - це ізотоп U 238. Тому для здійснення на практиці ланцюгової реакції необхідно розділити ці ізотопи, що є завданням хоча і можливо розв'язати, але вельми складною. Це пов'язано з тим, що U 238 може ділитися тільки під дією нейтронів з енергією більшою, ніж енергія нейтронів, що утворюються при поділі U 235. Таким чином, нейтрони, що утворюють при розподілі U 236 з енергією близько 1 МеВ, в основному розсіюються ядрами U 238, яких значно більше; енергія нейтронів поступово зменшується до тих пір, поки вони не досягнуть енергій, відповідних так званої резонансної області (приблизно 1 - 10 ев). У цій області енергій різко зростає ймовірність захоплення нейтронів ядрами U 238 у порівнянні з U 235. Розпочата в природному урані ланцюгова реакція розподілу швидко згасає, оскільки нейтрони в основному захоплюються ядрами U 238, не встигнувши викликати подальшого поділу ядер U 235. ,
При захопленні нейтронів ядрами U 238 утворюється ізотоп U 239, який в процесі b-розпаду перетворюється на новий дев'яносто третьому елемент Np 239. Період напіврозпаду U 239 дорівнює 23 хв.
Ізотоп Np 239 також є нестійким; в процесі b-розпаду (Т = 2, 3 дні) він перетворюється на елемент з атомним номером 94, названий плутонієм:
Плутоній також радіоактивний: у процесі a-розпаду він перетворюється на ізотоп U 235 92. Період напіврозпаду плутонію дорівнює 24 000 років.
Плутоній цікавий у тому відношенні, що в ньому під дією нейтронів, так само як і в U 235, може відбуватися ланцюгова реакція поділу. Таким чином, плутоній, поряд з U 235, є ядерним пальним, яке служить для отримання атомної енергії.
Ядра урану або плутонію, захопивши нейтрони, можуть розділитися різними способами (до 30-40). Масові числа утворюються продуктів поділу мають значення від 72 до 158. Наприклад, при поділі утворюються ізотопи стронцію, барію, лантану, цезію, йоду, цирконію, ніобію, аргону, ксенону і інших елементів. Найбільш ймовірно поділ ядра на осколки з масовими числами 95 і 139.
Більшість продуктів, що утворяться поділу є нестабільними і в результаті одного, а іноді і трьох послідовних р-розпадів перетворюються на стабільний ізотоп. У деяких продуктів поділу цей розпад супроводжується g-випромінюванням. Періоди напіврозпаду різних продуктів поділу змінюються в дуже широких межах: від часток секунди до багатьох тисяч років.
РАДІАЦІЙНИЙ КОНТРОЛЬ
В установах, де проводяться роботи з радіоактивними речовинами або джерелами іонізуючих випромінювань, повинен здійснюватися радіаційний дозиметричний контроль. Залежно від обсягу та характеру робіт контроль проводиться або штатної службою радіаційної безпеки (У кожній зміні), або спеціально виділеним особою.
Радіаційний контроль повинен бути організований так, щоб у приміщеннях, де ведуться роботи на стаціонарних установках з джерелами з керма-еквівалентом більше 2000 нгр * м / с (1 г-екв. Ra) на прискорювачах заряджених частинок, з нейтронними джерелами з виходом більше 10 9 нейтр. / с, з матеріалами, що діляться, а також на ядерних реакторах і критичних збірках, були встановлені дозиметричні прилади з автоматичними звуковими та світловими сигналізують пристроями. При необхідності передбачається сигналізація трьох рівнів: нормального, попереднього, аварійного.
При проведенні оперативного дозиметричного контролю, згідно НРБ-76/87, слід керуватися допустимими і контрольними рівнями. Обсяг контролю встановлюється в залежності від дози b-, g-, n-та інших випромінювань; вмістом газів і аерозолів в повітрі і радіонуклідів у твердих і рідких відходах; викидом радіонуклідів в атмосферу; рівнем забруднення радіонуклідами поверхонь, шкірних покривів і одягу, об'єктів зовнішньої середовища, транспортних засобів; індивідуальною дозою зовнішнього і внутрішнього опромінення. Результати всіх видів радіаційного контролю повинні зберігатися протягом 50 років.
Персонал, який працює з матеріалами, що діляться речовинами, на ядерних реакторах і критичних збірках, а також в умовах непередбаченого аварійного опромінення, повинен бути забезпечений індивідуальними аварійними дозиметрами.
Персонал, для якого умови праці такі, що доза не може перевищувати 1 / 3 ППД, не обов'язково забезпечувати індивідуальними дозиметрами, що дозволяють контролювати квартальну, річну та денну дози зовнішнього опромінення. Для цієї групи здійснюється контроль потужності дози зовнішнього випромінювання і об'ємної активності радіонуклідів у повітрі робочої зони. Оцінка опромінення проводиться за цими даними.
САНІТАРНІ ПРАВИЛА ПРОЕКТУВАННЯ ТА ЕКСПЛУАТАЦІЇ АТОМНИХ СТАНЦІЇ, дослідницьких ядерних реакторів І КРИТИЧНИХ СТЕНДІВ (збірок)
Санітарні правила розроблені у розвиток і доповнення до норм радіаційної безпеки і відображають специфіку забезпечення радіаційної безпеки відповідних об'єктів і установок.
При проектуванні, будівництві і введенні в експлуатацію зазначених об'єктів і установок слід керуватися також санітарними нормами проектування промислових підприємств (СН 245-71).
ПРАВИЛА ДЛЯ АС (СП АС-88), ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ ДОСЛІДНОГО ПРИЗНАЧЕННЯ (СП ІР-89) І КРИТИЧНИХ СТЕНДІВ (СП КС-88)
Санітарні правила для АС (СП АС-88) та дослідницьких ядерних реакторів містять кілька розділів: загальні положення, основні вимоги до технічних засобів і організаційних заходів забезпечення радіаційної безпеки, захисту персоналу, населення й охорону навколишнього середовища; вимоги до вибору майданчика розміщення реакторів на місцевості і генеральним планом; радіаційного контролю, планування і обробці виробничих приміщень; вимоги до організації робіт, організації технологічного процесу і до устаткування, окремими операціями при експлуатації та виконанні ремонтних робіт; вимоги до попередження радіаційних аварій та проведення робіт з ліквідації їх наслідків; вимоги в загальнообмінної та технологічної вентиляції, очищення і видалення газоподібних і рідких відходів, систем водопостачання і каналізації; вимоги до санітарно-побутових приміщень, заходів індивідуального захисту, правилами особистої гігієни та організації медичного обслуговування; вимоги до персоналу і заходам підвищення ступеня надійності оперативного персоналу, який бере участь в експлуатації ; заходи щодо зняття реактора з експлуатації; вимоги по транспортуванню відпрацьованого ядерного палива. Ці правила не поширюються на транспортні ядерні енергетичні установки і реакторні установки спеціального призначення.
«Санітарні вимоги до проектування і експлуатації систем централізованого теплопостачання від атомних станцій» (СТ ТАС-84) є доповненням до СП АС-88. У них викладено вимоги, які обумовлені специфікою атомного джерела тепла до системи теплопостачання: до систем централізованого теплопостачання, приєднується до системи відпустки тепла від АС; до систем безпеки відпустки тепла від АС; до обладнання системи відпустки тепла від АС; до організації та обсягом радіаційного та санітарного контролю.
Критичний стенд-комплекс, що включає ядерну критичну збірку та обладнання, необхідне для проведення експериментів, управління крітсборкой та радіаційної безпеки і дозволяє здійснювати керовану реакцію поділу ядер у заданих умовах.
У санітарних правилах СП КС-88 відображені додаткові специфічні вимоги для крітстендов. Вони повинні розміщуватися в спеціальній будівлі поза або всередині міської забудови. Кожна крітсборка-в ізольованому приміщенні (бокс, каньйон), що забезпечує локалізацію і витримку радіоактивних газів і аерозолів в разі аварії з максимальними радіаційними наслідками.
Ядерний реактор, як і критична збірка, являє собою пристрій, в якому здійснюється керована ланцюгова реакція поділу важких ядер (уран, плутоній, торій).
Процес поділу ядерного палива в реакторі супроводжується випусканням нейтронного випромінювання з утворенням радіоактивних продуктів поділу, а також радіонуклідів активації нейтронами.
Реактори класифікуються за типом активної зони (гетерогенні, гомогенні), по режиму роботи (стаціонарний, імпульсний), по енергії нейтронів, що використовуються для розподілу палива (реактор на теплових, швидких або проміжних нейтронах), по виду сповільнювача й теплоносія (графітові, важководні, водо-водяні, жидкометаллическим, газові, органічні та ін), по режиму теплос'ема (вода під тиском або кипляча вода).
Основними видами радіаційного впливу на персонал в умовах нормальної роботи і зупинки реактора є зовнішні b -, g-і нейтронні випромінювання (в основному g-випромінювання) і внутрішнє опромінення в результаті надходження радіоактивних аерозолів (головним чином у період ремонтних робіт). Як правило, на зупиненому реакторі нейтронне випромінювання відсутнє, за винятком реакторів, що мають в активній зоні берилієвий відбивач [утворюються швидкі фотонейтрони за реакцією (g, n)].
Характерною особливістю енергетичних реакторів для АЕС є напружений теплової і гідравлічний режим активної зони, що може поступово приводити до розгерметизації металевих оболонок невеликої частки твелів, в яких укладено ядерне паливо, і до виходу частини продуктів поділу в теплоносій з стали негерметичними твелів Газоподібні і летючі продукти поділу (криптон, ксенон, йод, цезій та ін) внаслідок невеликих неорганізованих протечек цього теплоносія з контуру теплос'ема потрапляють в технологічні приміщення реактора, а потім віддаляються в атмосферу. Для АЕС імовірно незначне забруднення продуктами поділу приміщень і обладнання, а також навколишнього середовища.
Дослідницькі реактори, як правило, обладнані експериментальними каналами, що проходять через активну зону, для опромінення в них різних зразків. Вони мають горизонтальні чи вертикальні пучки виведених нейтронів, містять експериментальні радіоактивні петлі, в яких можуть проводитися випробування окремих твелів, або радіаційні контури для активації. теплоносія з подальшим використанням його як високоактивного опромінювача і т. д. На дослідних реакторах зовнішнє опромінення більш імовірно, ніж внутрішнє.
Безпека АЕС і дослідницьких реакторів забезпечується за рахунок застосування системи бар'єрів на шляху розповсюдження іонізуючих випромінювань і радіаційних речовин за ці бар'єри в обслуговувані приміщення і в навколишнє середовище і системи технічних організаційних заходів із захисту бар'єрів і збереження їх ефективності для захисту персоналу та населення.
Система бар'єрів включає паливну матрицю, оболонки твелів, кордон контуру теплоносія, що охолоджує активну зону, герметичні приміщення і локалізують системи безпеки для уловлювання та утримання радіоактивних речовин (фільтри, барботер, спринклерні установки і т п.).
У систему технічних і організаційних заходів забезпечення безпеки АЕС і дослідницьких реакторів включається:
вибір майданчика для розміщення;
встановлення санітарно-захисної зони навколо реакторної установ-ки з урахуванням вимог НРБ-76/87, ОСП-72/87, СПАС-88;
розробку якісного проекту на основі консервативного підходу з розвиненим властивістю самозащіщенності реакторної установки і застосуванням систем безпеки;
забезпечення необхідної якості елементів всіх технологічних систем і виконуваних робіт;
експлуатація відповідно до нормативно-технічною документацією за обгрунтованим технологічним регламентом і експлуатаційними інструкціями;
підтримання у справному стані важливих для безпеки систем шляхом проведення профілактичних заходів і заміни виробило ресурс обладнання;
своєчасне діагностування дефектів і виявлення відхилень від нормальної роботи і вжиття заходів щодо їх усунення;
запобігання за допомогою автоматизованих та / або автоматичних технічних засобів переростання вихідних подій в проектні аварії, а проектних аварій в запроектні та гіпотетичні аварії;
ослаблення наслідків аварій, які не вдалося запобігти, д шляхом локалізації виділяються радіоактивних речовин;
підготовка і чітке здійснення при необхідності планів аварійних заходів на майданчику та за її межами; підбір і необхідний рівень підготовки експлуатаційного персоналу для дії в нормальних і аварійних умовах, формування культури безпеки.
При нормальній експлуатації всі бар'єри й засоби їх захисту повинні бути в працездатному стані. При пошкодженні будь-якого з бар'єрів або засобів його захисту вище встановлених меж, згідно з умовами безпечної експлуатації, реактор повинен бути зупинений.
Радіаційний вплив на персонал ядерних критичних стендів невелика при дотриманні санітарних правил проектування та експлуатації критичних стендів (СП КС-88) та положення по ядерної безпеки (ПБЯ 02-90). Однак воно істотно зростає при активаційних вимірах і особливо при аваріях - самовільних ланцюгових реакціях (СЦР).
Критична збірка відрізняється від реактора низькою потужністю (не більше 100 Вт), достатньою лише для впевненої роботи системи управління й захисту при проведенні фізичних експериментів, а також гнучкістю конструкції, що дозволяє легко змінювати, як правило, дистанційно, але іноді вручну геометрію і склад активної зони , рівень сповільнювача й відбивача. В іншому критична збірка - повномасштабний прототип ядерного реактора (за розміром та складом активної зони), але не має фундаментальної біологічного захисту та системи примусового охолодження активної зони.
Оскільки частина операцій по перебудові активної зони проводять поблизу критичної збірки, часто без достатнього рівня водної зашиті (вода є і сповільнювачем), на критичних збірках ймовірно раптове аварійне опромінення персоналу, якщо в момент перебудови відбудеться СЦР
ВИДИ РАДІАЦІЇ
Основну частину опромінення населення земної кулі одержує від природних джерел радіації. Більшість з них такі, що уникнути опромінення від них зовсім неможливо. Протягом всієї історії існування Землі різні види випромінювання падають на поверхню Землі з космосу і надходять від радіоактивних речовин, що знаходяться в земній корі. Людина піддається опроміненню двома способами. Радіоактивні речовини можуть знаходитися поза організмом і опромінювати його зовні; в цьому випадку говорять про зовнішнє опромінення. Або ж вони можуть опинитися в повітрі, яким дихає людина, в їжі або у воді і потрапити всередину організму. Такий спосіб опромінення називають внутрішнім.
Опромінення від природних джерел радіації піддається будь-який житель Землі, проте одні з них одержують більші дози, ніж інші. Це залежить, зокрема, від того, де вони живуть. Рівень радіації в деяких місцях земної кулі, там, де залягають особливо радіоактивні породи, виявляється значно вище середнього, а в інших місцях - відповідно нижчий. Доза опромінення залежить також від способу життя людей. Застосування деяких будівельних матеріалів, використання газу для приготування їжі, відкритих вугільних жаровень, герметизація приміщень і навіть польоти на літаках - все це збільшує рівень опромінення за рахунок природних джерел радіації.
Земні джерела радіації в сумі відповідальні за більшу частину опромінення, якому піддається людина за рахунок природної радіації. У середньому вони забезпечують понад 5 / 6 річної ефективної еквівалентної дози, одержуваної населенням, в основному внаслідок внутрішнього опромінення. Іншу частину вносять космічні промені, головним чином шляхом зовнішнього опромінення. За останні кілька десятиліть людина створила кілька сотень штучних радіонуклідів і навчилася використовувати енергію атома в самих різних цілях: у медицині і для створення атомної зброї, для виробництва енергії і виявлення пожеж, для виготовлення світних циферблатів годин і пошуку корисних копалин. Все це призводить до збільшення дози опромінення як окремих людей, так і населення Землі в цілому.
Індивідуальні дози, одержувані різними людьми від штучних джерел радіації, сильно різняться. У більшості випадків ці дози досить невеликі, але іноді опромінення за рахунок техногенних джерел виявляється у багато тисяч разів інтенсивніше, ніж за рахунок природних.
Як правило, для техногенних джерел радіації згадана варіабельність виражена набагато сильніше, ніж для природних. Крім того, породжене ними випромінювання звичайно легше контролювати, хоча опромінення, пов'язане з радіоактивними опадами від ядерних вибухів, майже так само неможливо контролювати, як і опромінення, зумовлене космічними променями або земними джерелами.
Джерела, що використовуються в медицині
В даний час основний внесок у дозу, одержувану людиною від техногенних джерел радіації, вносять медичні процедури і методи лікування, пов'язані із застосуванням радіоактивності. У багатьох країнах це джерело відповідальний практично за всю дозу, одержувану від техногенних джерел радіації.
Радіація використовується в медицині як у діагностичних цілях, так і для лікування. Одним з найпоширеніших медичних приладів є рентгенівський апарат. Отримують все більше поширюється і нові складні діагностичні методи, що спираються на використання радіоізотопів.
Ядерні вибухи
За останні 40 років кожен з нас піддавався опроміненню від радіоактивних опадів, які утворилися в результаті ядерних вибухів. Мова йде не про тих радіоактивних опадах, які випали після бомбардування Хіросіми і Нагасакі в 1945 році, а про опади, пов'язаних з випробуванням ядерної зброї в атмосфері.
Максимум цих випробувань доводиться на два періоди: перший на 1954-1958 роки, коли вибухи проводили Великобританія, США і СРСР, і другий, більш значний, на 1961-1962 роки, коли їх проводили в основному Сполучені Штати і Радянський Союз. Під час першого періоду більшу частину випробувань провели США, під час другого-СРСР.
Ці країни в 1963 році підписали Договір про обмеження випробувань ядерної зброї, що зобов'язує не випробовувати його в атмосфері, під водою і в космосі. З тих пір лише Франція і Китай провели серію ядерних вибухів в атмосфері, причому потужність вибухів була істотно менше, а самі випробування проводилися рідше (останнє з них у 1980 році). Підземні випробування проводяться до цих пір, але вони зазвичай не супроводжуються утворенням радіоактивних опадів.
Частина радіоактивного матеріалу випадає неподалік від місця випробування, якась частина затримується в тропосфері (самому нижньому шарі атмосфери), підхоплюється вітром і переміщується на великі відстані, залишаючись приблизно на одній і тій же широті. Перебуваючи в повітрі в середньому близько місяця (рис. 4.8), радіоактивні речовини під час цих переміщень поступово випадають на землю. Однак більша частина радіоактивного матеріалу викидається в стратосферу (наступний шар атмосфери, що лежить на висоті 10-50 км), де він залишається багато місяців, повільно опускаючись і розсіюючись по всій поверхні земної кулі.
Радіоактивні опади містять кілька сотень різних радіонуклідів, проте більшість з них має незначну концентрацію або швидко розпадається; основний внесок в опромінення людини дає лише невелике число радіонуклідів. Внесок у очікувану колективну ефективну еквівалентну дозу опромінення населення від ядерних вибухів, що перевищує 1%, дають лише чотири радіонукліда. Це вуглець-14, цезій-137, цирконій-95 і стронцій-90.
Дози опромінення за рахунок цих та інших радіонуклідів розрізняються в різні періоди часу після вибуху, оскільки вони розпадаються з різною швидкістю. Так, цирконій-95, період напіврозпаду якого становить 64 діб, вже не є джерелом опромінення. Цезій-137 і стронцій-90 мають періоди напіврозпаду ~ 30 років, тому вони будуть давати внесок в опромінення приблизно до кінця цього століття. І тільки вуглець-14, у якого період напіврозпаду дорівнює 5730 років, буде залишатися джерелом радіоактивного випромінювання (хоча і з низькою потужністю дози) навіть у віддаленому майбутньому: в 2000 році він втратить лише 7% своєї активності.
Річні дози опромінення чітко корелюють з випробуваннями ядерної зброї в атмосфері: їх максимум припадає на ті ж періоди (рис. 4.9, 4.10 і 4.11). У 1963 році колективна середньорічна доза, пов'язана з ядерними випробуваннями, склала близько 7% дози опромінення від природних джерел; в 1966 році вона зменшилася до 2%, а на початку 80-х-до 1%. Якщо випробування в атмосфері більше проводитися не будуть, то річні дози опромінення будуть ставати все менше і менше.
Всі наведені цифри, звісно, є середніми. На Північна півкуля, де проводилося більшість випробувань, випала і велика частина радіоактивних опадів. Пастухи на Крайній Півночі отримують дози опромінення від цезію-137, в 100-1000 разів перевищують середню індивідуальну дозу для іншої частини населення (втім, вони отримують великі дози і від природних джерел - цезій накопичується в ягель і по ланцюгу живлення потрапляє в організм людини) . До нещастя, ті люди, які знаходилися недалеко від випробувальних полігонів, отримали в результаті значні дози; мова йде про частину населення Маршаллових островів і команді японського риболовецького судна, випадково проходив неподалік від місця вибуху.
Сумарна очікувана колективна ефективна еквівалентна доза від усіх ядерних вибухів в атмосфері, зроблених до теперішнього часу, становить 30000000 осіб-зв. До 1980 року людство отримало лише 12% цієї дози,
іншу частину воно буде отримувати ще мільйони років.
Атомна енергетика
Джерелом опромінення, навколо якого ведуться найбільш інтенсивні суперечки, є атомні електростанції, хоча в даний час їх внесок є дуже незначний внесок в сумарне опромінення населення. При нормальній роботі ядерних установок викиди радіоактивних матеріалів у навколишнє середовище дуже невеликі.
До кінця 1984 року в 26 країнах працювало 345 ядерних реакторів, що виробляють електроенергію. Їх потужність становила 13% сумарної потужності всіх джерел електроенергії і була дорівнює 220 ГВт (рис. 4.12). До цих пір кожні ~ 5 років ця потужність подвоювалася, проте, чи збережеться такий темп зростання в майбутньому, неясно. Оцінки передбачуваної сумарної потужності атомних електростанцій на кінець століття мають постійну тенденцію до зниження. Причини цього - економічний спад, реалізація заходів з економії електроенергії, а також протидія з боку громадськості. Згідно з останньою оцінкою МАГАТЕ (1983р.), в 2000 році потужність атомних електростанцій становитиме 720-950 ГВт.
Атомні електростанції є лише частиною ядерного паливного циклу, який починається з видобутку і збагачення уранової руди. Наступний етап-виробництво ядерного палива. Відпрацьоване в АЕС ядерне паливо іноді піддають вторинній обробці, щоб витягти з нього уран і плутоній. Закінчується цикл, як правило, захороненням радіоактивних відходів.
На кожній стадії ядерного паливного циклу в навколишнє середовище потрапляють радіоактивні речовини. НКДАР оцінив дози, які отримує населення на різних стадіях циклу за короткі проміжки часу і за багато сотень років. Зауважимо, що проведення таких оцінок дуже складне і трудомістке ми з атомної енергетики. Однак отримані оцінки, звичайно ж, не можна беззастережно застосовувати до будь-якої конкретної установці. Ними слід користуватися украй обережно, оскільки вони залежать від багатьох спеціально обумовлених у доповіді НКДАР припущень.
Приблизно половина всієї уранової руди добувається відкритим способом, а половина - шахтним. Здобуту руду везуть на збагачувальну фабрику, звичайно розташовану неподалік. І рудники, і збагачувальні фабрики служать джерелом забруднення навколишнього середовища радіоактивними речовинами. Якщо розглядати лише нетривалі періоди часу, то можна вважати, що майже всі забруднення пов'язане з місцями видобутку уранової руди. Збагачувальні ж фабрики створюють проблему довготривалого забруднення: в процесі переробки руди утворюється величезна кількість відходів-«хвостів». Поблизу діючих збагачувальних фабрик (в основному в Північній Америці) уже накопичилося 120 млн. т відходів, і якщо становище не зміниться, до кінця століття ця величина зросте до 500 млн. т.
Ці відходи будуть залишатися радіоактивними протягом мільйонів років, коли фабрика давно перестане існувати. Таким чином, відходи є головним довгоживучим джерелом опромінення населення, пов'язаних з атомною енергетикою. Проте їх внесок в опромінення можна значно зменшити, якщо відвали заасфальтувати або покрити їх полівінілхлоридом. Звичайно, покриття необхідно буде регулярно міняти.
Урановий концентрат, який із збагачувальної фабрики, піддається подальшій переробці та очищенні і на спеціальних заводах перетворюється на ядерне паливо. У результаті такої переробки утворюються газоподібні і рідкі радіоактивні відходи, проте дози опромінення від них набагато менше, ніж на інших стадіях ядерного паливного циклу.
Тепер ядерне паливо готове до використання в ядерному реакторі. Існує п'ять основних типів енергетичних реакторів: водо-водяні реактори з водою під тиском (Pressurised Water Reactor, PWR), водо-водяні реактори киплячі (Boiling Water Reactor, BWR), розроблені в США і найбільш поширені в даний час; реактори з газовим охолодженням , розроблені і застосовуються у Великобританії і Франції; реактори з важкою водою, широко поширені в Канаді; водо-графітові канальні реактори, які експлуатуються тільки в СРСР. Крім реакторів цих п'яти типів в Європі та СРСР є також чотири реакторах на швидких нейтронах, які представляють собою ядерні реактори наступного покоління.
Величина радіоактивних викидів у різних реакторів коливається в широких межах: не тільки від одного типу реактора до іншого і не тільки для різних конструкцій реактора одного і того ж типу, але також і для двох різних реакторів одній конструкції. Викиди можуть істотно відрізнятися навіть для одного й того ж реактора в різні роки, тому що розрізняються обсяги поточних ремонтних робіт, під час яких і відбувається велика частина викидів.
Останнім часом спостерігається тенденція до зменшення кількості викидів із ядерних реакторів, незважаючи на збільшення потужності АЕС. Частково це пов'язано з технічними вдосконаленнями, частково - з введенням більш суворих заходів з радіаційного захисту.
У світовому масштабі приблизно 10% використаного на АЕС ядерного палива направляється на переробку для витягу урану і плутонію з метою повторного їх використання. Зараз є лише три заводи, де займаються такою переробкою в промисловому масштабі: у Маркулов і Ла-Аге (Франція) і в Уиндскейле (Великобританія). Самим «чистим» є завод у Маркулов, на якому здійснюється особливо суворий контроль, оскільки його стоки потрапляють у річку Рону. Відходи двох інших заводів потрапляють у море, причому завод в Уиндскейле є набагато більшим джерелом забруднення, хоча основна частина радіоактивних матеріалів потрапляє в навколишнє середовище не при переробці, а в результаті корозії ємностей, в яких ядерне паливо зберігається до переробки.
За період з 1975 по 1979 рік на кожен гігават-рік виробленої енергії рівень забруднень від заводу в Уиндскейле по b-активності приблизно в 3,5 рази, а за a-активності у 75 разів перевищував рівень забруднень від заводу в Ла-Аге.
З тих пір ситуація на заводі в Уиндскейле значно покращилася, проте в перерахунку на одиницю переробленого ядерного пального це підприємство як і раніше залишається більш «брудним», ніж завод в Ла-Аге. Можна сподіватися, що в майбутньому витоку на переробних підприємствах будуть нижчими, ніж зараз. Існують проекти установок з дуже низьким рівнем витоку в воду, і НКДАР взяв за модельну установку, будівництво якої планується в Уиндскейле.
Проблеми, пов'язані з останньою стадією ядерного паливного циклу - захороненням високоактивних відходів АЕС. Ці проблеми знаходяться у віданні урядів відповідних країн. У деяких країнах ведуться дослідження з отверждению відходів з метою подальшого їх захоронення в геологічно стабільних районах на суші, на дні океану або в розташованих під ними пластах. Передбачається, що поховані таким чином радіоактивні відходи не будуть джерелом опромінення населення в доступному для огляду майбутньому. НКДАР не оцінював очікуваних доз опромінення від таких відходів, проте в матеріалах за програмою «Міжнародна оцінка ядерного паливного циклу» за 1979 рік зроблена спроба передбачити долю радіоактивних матеріалів, похованих під землею. Оцінки показали, що помітна кількість радіоактивних речовин досягне біосфери лише через 10 5 -10 6 років.
За даними НКДАР, весь ядерний паливний цикл дає очікувану колективну ефективну еквівалентну дозу опромінення за рахунок короткоживучих ізотопів близько 5,5 чол-Зв на кожен гігават-рік вироблюваної на АЕС електроенергії. З них процес видобутку руди дає внесок 0,5 чол-Зв, її збагачення-0.04 чол-Зв, виробництво ядерного палива-0, 002 чол-Зв, експлуатація ядерних реакторів - близько 4 чол-Зв (найбільший внесок) і, нарешті, процеси, пов'язані з. регенерацією палива, -1 чол-зв. Як вже зазначалося, дані по регенерації отримані з оцінок очікуваних витоків на заводах, які передбачається побудувати в майбутньому. Насправді ж для сучасних установок ці цифри в 10-20 разів вище, але ці установки переробляють лише 10% відпрацьованого ядерного палива, таким чином, наведена вище оцінка залишається справедливою.
90% всієї дози опромінення, зумовленої короткоживучими ізотопами, населення отримує протягом року після викиду, 98%-протягом 5 років. Майже вся доза припадає на людей, що живуть не далі кількох тисяч кілометрів від АЕС.
Ядерний паливний цикл супроводжується також утворенням великої кількості довгоживучих радіонуклідів, які поширюються по всій земній кулі. НКДАР оцінює колективну ефективну очікувану еквівалентну дозу опромінення такими ізотопами в 670 чол-Зв на кожен гігават-рік вироблюваної електроенергії, з яких на перші 500 років після викиду припадає менше 3%.
Таким чином, від довгоживучих радіонуклідів все населення Землі одержує приблизно таку ж середньорічну дозу опромінення, як і населення, що живе поблизу АЕС, від короткоживучих радіонуклідів, при цьому довго-живуть ізотопи роблять свій вплив протягом набагато більш тривалого часу-90% всієї дози населення отримає за час від тисячі до сотень мільйонів років після викиду. Отже, люди, що живуть поблизу АЕС, навіть при нормальній роботі реактора отримують всю дозу сповна від короткоживучих ізотопів і малу частину дози від довгоживучих.
Ці цифри не враховують внесок в опромінення від радіоактивних відходів, що утворюються в результаті переробки руди, і від відпрацьованого палива. Є підстави вважати, що в найближчі декілька тисяч років внесок радіоактивних поховань в загальну дозу опромінення буде залишатися дуже незначним, 0,1-1% від очікуваної колективної дози для всього населення. Однак радіоактивні відвали збагачувальних фабрик, якщо їх не ізолювати відповідним чином, без сумніву, створять серйозні проблеми. Якщо врахувати ці два додаткових джерела опромінення, то для населення Землі очікувана колективна ефективна еквівалентна доза опромінення за рахунок довгоіснуючих радіонуклідів складе близько 4000 чол-Зв на кожен гігават-рік вироблюваної енергії. Всі подібні оцінки, однак, неминуче виявляються орієнтованими, оскільки важко судити не тільки про майбутню технології переробки відходів, чисельності населення та місцях його проживання, а й про дозу, яка буде мати місце через 10000 років. Тому НКДАР радить не надто покладатися на ці оцінки при прийнятті будь-яких рішень.
Річна колективна ефективна доза опромінення від усього ядерного циклу в 1980 році становила близько 500 чол-зв. Очікується, що до 2000 року вона зросте до 10000 чол-Зв, а до 2100 року-до 200000 чол-зв. Ці оцінки засновані на песимістичному припущенні, що нинішній рівень викидів збережеться і не будуть введені істотні технічні удосконалення. Але навіть і в цьому випадку середні дози будуть малі в порівнянні з дозами, що отримуються від природних джерел, в 2100 році вони складуть лише 1% від природного фону.
Люди, що проживають поблизу ядерних реакторів, без сумніву, отримують набагато більші дози, ніж населення в середньому. Тим не менш в даний час ці дози звичайно не перевищують кількох відсотків природного радіаційного фону. Більш того, навіть доза, отримана людьми, що живуть біля заводу в Уиндскейле, в результаті викиду цезію-137 в 1979 році була, мабуть, менше 1 / 4 дози, отриманої ними від природних джерел за той же рік.
Всі наведені вище цифри, звичайно, отримані в припущенні, що ядерні реактори працюють нормально. Однак кількість радіоактивних речовин, що надійшли в навколишнє середовище при аваріях, може виявитися набагато більше. В одному з останніх доповідей НКДАР була зроблена спроба оцінити дози, отримані в результаті аварії в Тримайл-Айленді в 1979 році і в Уиндскейле в 1957 році. Виявилося, що викиди при аварії на АЕС у Тримайл-Айленді були незначними, однак, згідно з оцінками, в результаті аварії в Уиндскейле очікувана колективна ефективна еквівалентна доза склала 1300 чол-зв. Комітет, однак, вважає, що не можна прогнозувати рівень аварійних викидів на підставі аналізу наслідків цих двох аварій.
Професійне опромінення
Найбільші дози опромінення, джерелом якого є об'єкти атомної промисловості, отримують люди, які на них працюють. Професійні дози майже повсюдно є найбільшими з усіх видів доз.
Спроби оцінити професійні дози ускладнюються двома обставинами; значним різноманітністю умов роботи і відсутністю необхідної інформації. Дози, які отримує персонал, що обслуговує ядерні реактори, так само як і види випромінювання, сильно варіюють, а дозиметричні прилади рідко дають точну інформацію про значення доз; вони призначені лише для контролю за тим, щоб опромінення персоналу не перевищувало припустимий рівень.
Оцінки показують, що доза, яку отримують робочі уранових рудників і збагачувальних фабрик, складає в середньому 1 чол-Зв на кожен гігават-рік електроенергії. Приблизно 90% цієї дози припадає на частку рудників, причому персонал, працюю; в шахтах, піддається більшому опроміненню. Колективна еквівалентна від заводів, на яких отримують ядерне паливо, також становить 1 чол-Зв г гігават-рік.
НОРМИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ
При роботі з радіоактивними речовинами у відкритому вигляді можливе забруднення рук, одягу, обладнання, повітря, тому обов'язковий радіаційний контроль. Мета його - стежити за дотриманням норм радіаційної безпеки у відділеннях та кімнатах променевої терапії та діагностики, а також за опроміненням осіб, професійно пов'язаних з роботою у сфері дії іонізуючих випромінювань. Національною комісією радіаційного захисту / ПКРЗ / ще при МОЗ СРСР були встановлені норми радіаційної безпеки / норми РБ /.
Норми РБ передбачають дотримання таких принципів:
1 \ не перевищення встановленого дозового межі;
2 \ виключення всякого необгрунтованого випромінювання;
3 \ зниження дози випромінювання до можливо низького рівня.
З метою обмеження опромінення та дозиметричного контролю за ним введені поняття: гранично допустима доза, межа дози, категорія опромінюваних осіб і група критичних органів.
Встановлено такі категорії опромінюваних осіб: категорія А-персонал, який безпосередньо працює з джерелами іонізуючих випромінювань; категорія Б - обмежена частина населення, особи, які безпосередньо не працюють з джерелами випромінювань, але в умовах розташування робочих місць, або проживання можуть бути схильні до опромінення; категорія В - населення в цілому.
Гранично допустима доза / ПДР / - найбільше значення індивідуальної дози за рік, яка при рівномірному впливі протягом 50 років не викликає у людини будь-яких несприятливих змін, які виявляються сучасними методами дослідження. У міру розширення наших знань величина гранично допустимої дози може уточнюватися. ПДР є основним дозовим межею для категорії А.
Межа дози / ПД / - гранична доза за рік, що встановлюється для запобігання необгрунтованого опромінення обмеженої частини населення, але пов'язаної з джерелами іонізуючих випромінювань професійною діяльністю. Ця доза зазвичай у кілька разів менше правил дорожнього руху. Вона є основним дозовим межею для осіб категорії Б.
ПДР і ПД встановлюються з урахуванням категорії опромінюваних осіб і сучасних уявлень про радіочувствнтельності критичних органів.
Критичний орган - орган, тканину і все село, опромінення якого в конкретних умовах може заподіяти найбільшої шкоди цій особі або його потомству. У залежності від радіочутливості розрізняють три групи критичних органів:
1 група - все тіло, статеві органи і червоний кістковий мозок;
2 група - м'язи, щитовидна залоза, жирова тканина, печінка, нирки, селезінка, травний тракт, легені, кришталик ока та інші органи, за винятком тих, які відносяться до 1 і 3 груп;
3 група - шкірний покрив, кісткова тканина, кисті, передпліччя, щиколотки і стопи. Дані з правил дорожнього руху і ПД для різних категорій опромінюваних осіб і груп критичних органів у таблиці.
Для осіб, які тривалий час працюють з джерелами іонізуючих випромінювань (персонал відділень променевої терапії та рентгентерапевтіческіх кабінетів), сумарні еквівалентні дози, за всі роки професійної діяльності, не повинні перевищувати для жінок 37,5 бер і чоловіків 50 бер.
З метою радіаційної безпеки здійснюється дозиметричний контроль.
КРИТЕРІЇ, ЩО ВИКОРИСТОВУЮТЬСЯ В РАДІАЦІЙНОЇ ЗАХИСТУ
Небезпека іонізуючих випромінювань вперше була виявлена, коли стали відомі випадки захворювання серед радіологів та промислових робітників, що мали справу з люмінесцентними фарбами, які містили радіоактивні речовини. Необхідність суворого контролю умов праці змусила Міжнародний конгрес з радіології заснувати в 1928 р. Міжнародну комісію із захисту від випромінювань радію і рентгенівських променів. Робота цієї комісії заклала фундамент, на якому через 15 років був заснований кодекс правил захисту, коли з подібного роду проблемами в набагато більш широких масштабах зіткнулися при створенні атомної промисловості. У 1950 р. ця комісія була перейменована b Міжнародну комісію з радіаційного захисту (МКРЗ). Вона стала визнаним міжнародним керівним органом: нею були підготовлені докладні доповіді в 1955 і 1959 рр.., А пізніше-у 1964 р. МКРЗ виклала свої погляди з деяких аспектів ще більш детально.
У цей період комісія цікавилася в основному питаннями захисту осіб, які піддаються професійному опроміненню. Але деякий увага приділялася і тим працівникам, які, не працюючи постійно з джерелами іонізуючих випромінювань, за родом своєї діяльності можуть періодично піддаватися опроміненню. Прийнято також до уваги населення, яке проживає в безпосередній близькості від атомних енергетичних установок. Були розроблені деякі керівні принципи щодо захисту населення в цілому. Огляд МКРЗ з цього питання, опублікований в 1959 р., був присвячений розробці рекомендацій у Зв'язку з розвитком ядерної енергетики та індустрії, а не оцінки наслідків глобальних випадінь. Це цілком з'ясовно. Коли збирали дані для доповіді 1959 р., випадіння тільки починалися і не залучали серйозної уваги. Але цілком природно, що, після того як рекомендації МКРЗ були опубліковані, їх широко використовували для оцінки нової ситуації. Однак, як було зазначено в останньому доповіді МКРЗ (1964 р.), проблеми, що виникають при забрудненнях великих територій від неконтрольованих джерел, можуть сильно відрізнятися від тих проблем, які виникають при промисловому опроміненні.
ПРОФЕСІЙНЕ ОПРОМІНЕННЯ
При захисті працівників, які зазнають професійного опромінення, забруднення харчових продуктів звичайно не розглядається. Основний інтерес представляють зовнішнє опромінення і вдихання радіоактивних речовин. Хоча специфічні проблеми захисту від професійного опромінення виходять за рамки цієї книги, доцільно розглянути вироблені тут критерії, - так як вони покладені в основу загальноприйнятих норм, які використовуються при оцінці забруднення навколишнього середовища.
У доповіді МКРЗ за 1959 р. введено поняття гранично допустимі дози опромінення (ПДР). Раніше використовували термін допустима доза, який був визнаний неточним, тому що опромінення в будь-якій дозі, якою би малою вона не була, не може не викликати біологічні ефекти. Принципи, прийняті МКРЗ за основу у визначенні правил дорожнього руху, викладені у відповідних параграфах її рекомендацій.
Гранично допустимі рівні (ПДУ) іонізуючих випромінювань, визначені таким способом, не є абсолютною нормою. Якась невелика ступінь ризику все ж вважається допустимою, проте МКРЗ прийняла граничне значення дози настільки низьким, що в нормальних умовах наявність небезпеки констатувати практично неможливо. Таким чином, хоча опромінення в будь-яких малих дозах в принципі не можна вважати безпечним, вживати це слово в додатку до терміну гранично допустима доза, введеному МКРЗ, більш розумно, ніж до прийнятих гарантіям проти багатьох інших видів небезпеки, які іноді популярно характеризуються такими словами. МКРЗ були запропоновані нові норми для промислових підприємств і висловлені побажання, щоб її рекомендації розглядалися в якості обов'язкових.
Для контролю над професійним опроміненням МКРЗ встановила середні дози, які можуть бути отримані протягом 13 тижнів, і. Ввела спеціальні обмеження на деякі типи опромінення для осіб віком до 18 років. Якщо виразити відповідні величини в річних дозах при тривалому опроміненні, то по відношенню до "розглядаються тут найбільш важливим. Випадків рекомендації були наступними:
все тіло, гонади і кровотворні органи - 5 бер / рік
кістки і щитовидна залоза - 30 бер / рік
більшість інших органів -15 бер / рік
Для осіб, які не працюють безпосередньо з джерелами випромінювань, але можуть опинитися в зонах, де такі роботи проводяться, запропоновані більш низькі граничні значення. Більш жорсткі обмеження в подібних випадках обумовлені менш суворим контролем за здоров'ям цих людей. Рекомендації МКРЗ, що відносяться до розробки заходів по захисту населення, розглядаються в наступних розділах цієї глави.
Для оцінки ролі заковтування або вдихання радіоактивних речовин МКРЗ ввела фізіологічні характеристики стандартного людини. Гранично допустимі концентрації (ГДК) різних радіонуклідів, відповідні ПДУ іонізуючих випромінювань, були розраховані у припущенні, що людина споживає 2,2 л / добу води, а об'єм вдихуваного повітря складає 20 м з / cyткu.
Крім ПДУ для випадку безперервного професійного опромінення МКРЗ дала також рекомендації на випадок промислових аварій. Для цих обмежених періодів цілком обгрунтовано запропоновані значно більш високі значення потужності дози, у порівнянні з ПДУ професійного опромінення.
ОПРОМІНЕННЯ НАСЕЛЕННЯ
Про будь-які запобіжні заходи можна судити, виходячи з імовірності їх здійснення та можливого впливу на добробут населення при всіх мислимих обставин. Слід передбачити
Опромінення від неконтрольованих джерел
Необхідні критерії
Більша частина дози опромінення, якому піддається населення у мирний час, як правило, обумовлена забрудненням харчових продуктів, хоча в початковий період після аварійних випадків важливу роль можуть грати вдихання радіоактивних речовин або зовнішнє опромінення. Отже, якщо джерело забруднення не піддається контролю, то для захисту населення може знадобитися або зміна. джерел постачання харчовими продуктами, або евакуація. Подібні заходи загрожують населенню новими небезпеками, пов'язаними із соціальними змінами і породженням тривоги або з перемиканням служби побуту на більш першочергові потреби. Ці небезпеки можна розглядати як «суспільні витрати захисту». Іноді суспільні витрати виявляються невеликими, наприклад, у разі, коли надзвичайна ситуація виникає у зв'язку з забрудненням молока I 131 в країні, добре забезпеченої харчовими продуктами і має добре розвинений транспорт. Якщо надзвичайна ситуація виникає на відносно обмеженій території, то її наслідки можна запобігти доставкою свіжого молока з інших районів, а в разі виникнення загрози опромінення дітей (групи населення, що піддається найбільшій небезпеці) в масштабах всієї країни цю небезпеку можна було б зменшити, забезпечивши дітей сухим молоком .. Наслідки першої ситуації були успішно подолані в Англії після - аварії в Уиндскейле в 1957 р. Підготовка до відповідних заходів більш широкого масштабу була здійснена, коли глобальні випадіння призвели врешті- 1961 р. до збільшення рівня забруднення молока.Можна розглянути й інші ситуації, при яких суспільні витрати захисту будуть набагато більше, наприклад у разі забруднення Sr 90. Без суттєвої перебудови всього сільськогосподарського виробництва в цій ситуації було б не можна домогтися значного зниження забруднення раціону дітей, підлітків та дорослих людей.
Про доцільність тих або інших оздоровчих заходів можна судити на підставі оцінки можливих наслідків опромінення, з одного боку, і суспільних витрат захисту - з іншого. Однак не можна розраховувати на точність подібних оцінок. Поряд з неможливістю точних оцінок небезпеки від опромінення в малих дозах, не можна передбачати і розміри суспільних витрат на оздоровчі заходи. Як і в багатьох інших проблемах, пов'язаних з добробутом людини, тут необхідний ретельний аналіз всієї доступної інформації, і його неможливо замінити який-небудь простою формулою. Тим не менш, відповідні радіобіологічні критерії все-таки необхідні: по-перше, потрібні рекомендації щодо найменших значень доз, починаючи з яких слід щось робити для обмеження опромінення, якщо громадські витрати невеликі, по-друге, слід виробити принципи оцінки розмірів радіаційної небезпеки при даних рівнях опромінення »
Опромінення від контрольованих джерел
Якщо джерело опромінення контролюється, наприклад ядерний реактор при нормальних умовах роботи, то регулюванням режиму роботи устаткування можна домогтися того, щоб дози опромінення населення не досягали неприйнятних рівнів. Можна було б виключити будь-яке втручання у звичний спосіб життя населення і в постачання його продовольством, якби контрольна система давала відповідне попередження про зміни потужності викидів.
У ситуаціях такого роду є багато спільного з захистом населення, від неконтрольованих джерел і захистом персоналу, що працює з випромінюваннями. Методи визначення розмірів забруднення навколишнього середовища однакові незалежно від того, є джерело контрольованим або неконтрольованим. Небезпека, пов'язана з даним рівнем опромінення, не залежить від типу джерела, тому для оцінки біологічних наслідків опромінення людини придатні одні й ті ж критерії (тобто рекомендовані межі опромінення). Проте, коли рівні опромінення стають такими, що потрібні рішучі заходи щодо захисту населення, то ці два типи ситуацій будуть різко відрізнятися. Якщо джерело не піддається контролю, то відповідні заходи полягають в оцінці небезпеки від опромінення в порівнянні з суспільними витратами щодо захисту. У разі контрольованого джерела оператор установки зобов'язаний стежити за тим, щоб рівень опромінення не перевищив ліміт для професійного опромінення.
Рекомендовані межі дози опромінення в навколишньому середовищі
Рекомендовані межі опромінення в навколишньому середовищі можна визначити як рівні опромінення, які не слід перевищувати без ретельної оцінки можливих розмірів небезпеки опромінення в порівнянні з суспільними витратами з її ліквідації. Ці суспільні витрати оцінюються як свого роду нова «небезпеку», сполучена із здійсненням спеціальних заходів з охорони здоров'я.
Біологічна дія іонізуючих випромінювань. МЕХАНІЗМ БІОЛОГІЧНОГО ДІЇ ВИПРОМІНЮВАННЯ
Дія випромінювання на організм людини починається з фізичного процесу - взаємодії випромінювання з речовиною, тобто атомами й молекулами тканин і органів. При цьому взаємодії енергія квантів і частинок витрачається на іонізацію і збудження атомів і молекул. Залежно від виду випромінювання і величини енергії механізм взаємодії різний.
Протони, а-частинки і електрони поступово втрачають свою енергію при зіткненні з ядрами атомів і зовнішніми електронами. Оскільки маса а-частинок і протонів значна в порівнянні з масою електронів атомів, з якими вони соударяются, то траєкторія а-частнц і протонів прямолінійна. Дорога ж електрона в речовині звивистий, оскільки він володіє малою масою, легко змінює напрям під дією електричних полів атомів. Тому початковий пучок електронів в тканинах має тенденцію до розбіжності / розсіювання електронів /.
Біологічна дія іонізуючого випромінювання умовно можна підрозділити на: 1) первинні фізико-хімічні процеси, що виникають в молекулах живих клітин та прилеглої до них субстрату, 2) порушень функцій цілого організму як наслідок первинних процесів.
У результаті опромінення в живій тканині, як і в будь-якому середовищі, поглинається енергія і виникають збудження та іонізація атомів речовини, що опромінюється. Оскільки у людини (і ссавців) основну частину маси тіла становить вода (близько 75%), первинні процеси багато в чому визначаються поглинанням випромінювання водою клітин, іонізацією молекул води з утворенням високоактивних в хімічному відношенні вільних радикалів типу ОН або Н і наступними ланцюговими каталітичними реакціями ( в основному окисленням цими радикалами молекул білка). Це є непряме (непряме) дія випромінювання через продукти радіолізу води. Пряма дія іонізуючого випромінювання може викликати розщеплення молекул білка, розрив найменш міцних зв'язків, відрив радикалів і інші денатураціонние зміни.
Необхідно зауважити, що пряма іонізація і безпосередня передача енергії тканинам тіла не пояснюють ушкоджуючої дії випромінювання. Так, при абсолютно смертельній дозі, рівної для людини 6 Гр на все тіло, в 1 см 3 тканини утворюється 15 жовтня іонів, що становить одну ионизованного молекулу води з 10 млн. молекул.
Надалі під дією первинних процесів в клітинах виникають функціональні зміни, що підкоряються вже біологічним законам життя і загибелі клітин.
Найбільш важливі зміни в клітинах: а) пошкодження механізму мітозу (розподілу) і хромосомного апарату опроміненої клітини. Причому самі ранні ефекти в клітинах викликаються не мітотичної загибеллю, а зазвичай пов'язані з пошкодженням мембран, б) блокування процесів оновлення і диференціювання клітин; в) блокування процесів проліферації і подальшої фізіологічної регенерації тканин.
Найбільш радіочутливим є клітини постійно оновлюються (дифференцирующихся) тканин деяких органів (кістковий мозок, статеві залози, селезінка і т. п.) Причому стволові і проліферативні клітини, претерпевающие безліч поділів, найбільш радіочутливості. Зміни на клітинному рівні, загибель клітин призводять до таких порушень у тканинах, у функціях окремих органів і в міжорганні взаємопов'язаних процесах організму, які викликають різні наслідки для організму або загибель організму.
МОЖЛИВІ НАСЛІДКИ ОПРОМІНЕННЯ ЛЮДЕЙ
Соматичні (тілесні) ефекти - це наслідки впливу опромінення на самого опроміненого, а не на його потомство. Соматичні ефекти опромінення ділять на стохастичні (імовірнісні) і нестохастичних.
До нестохастичних соматичним ефектів відносять ураження, імовірність виникнення і ступінь тяжкості яких зростають у міру збільшення дози опромінення і для виникнення яких існує дозовий поріг. До таких ефектів відносять, наприклад, локальне незлоякісних пошкодження шкіри (променевої опік), катаракта очей (потемніння кришталика), пошкодження статевих клітин (короткочасна або постійна стерилізації) та ін Час появи максимального ефекту також залежить від дози: після більш високих доз він наступає раніше.
ПРОМЕНЕВА ХВОРОБА ЛЮДИНИ
Загибель клітини і втрата функцій тканин і органів приводять до появи клінічних симптомів у опроміненого людини, які називаються радіаційними синдромами. У зв'язку з відмінністю в радіочутливості клітин, структуру і функції кожної тканини дисфункція органів починається в різні терміни і після різних доз. Теоретично при однорідному опроміненні всього тіла дозою, що перевищує певний поріг, можна виділити три основні синдроми; нервово-васкулярний, шлунково-кишковий та гематологічний. На практиці ці синдроми часто зливаються і їх важко розпізнати окремо.
Променеву хворобу поділяють на гостру і хронічну. Перебіг променевої хвороби різного ступеня тяжкості може проходити в стертій або явно вираженій формі, що залежить від сумарної дози і ритму опромінення.
У вираженій формі променевої хвороби чітко розрізняють період первинної реакції, прихований (латентний) період формування хвороби, відновний період і період віддалених наслідків і результатів захворювання.
Початкові явні симптоми опромінення всього тіла виявляються протягом перших 48 год До них відносяться шлунково-кишкові (анорексія, нудота, блювота, діарея, кишкові спазми, підвищене слиновиділення, дегідратація) і нервово-м'язові (почуття втоми, апатія, підвищене потовиділення, головні болю, гіпотензія). Імовірність н тривалість до моменту прояву цих симптомів залежать від дози. Наприклад, доза, що викликає блювоту у 50% опромінених, складає близько 2 Гр, а період до її появи приблизно 3 год; доза 3 Гр викликає блювоту у 100% опромінених через 2 ч.
Дози порядку декількох грей призводять до кістково-мозкового синдрому і лейкопенії. Концентрація лімфоцитів - найбільш ранній чутливий симптом ураження крові, причому дози 1-2 Гр знижують в їх концентрацію приблизно до 50% норми через 48 годин після опромінення.
Час прояви первинної реакції залежить від дози опромінення. Променева хвороба виникає при дозі більше 1 Гр у більшості постраждалих.
Латентний період-позірна клінічне благополуччя-коливається в людини від 14 до 32 на добу, залежно від тяжкості ураження. При дозі істотно більшою 10 Гр після первинної реакції майже відразу настає остання фаза хвороби. При дозі менше 1 Гр клінічні симптоми гострої променевої хвороби не розвиваються.
У період удаваного клінічного благополуччя, як правило, зменшується загальна слабкість, зникає сонливість, поліпшується апетит, самопочуття стає цілком задовільним. Однак ці поліпшення перебувають у явному протиріччі зі станом кровотворних органів (знижується кількість лейкоцитів і тромбоцитів у крові, спустошується кістковий мозок), шкіри, шлунково-кишкового тракту та гонад.
За ступенем тяжкості гостра променева хвороба поділяється на ряд груп залежно від дози на все тіло: I-легка (1-2 Гр), І-середня (2-1 Гр), III-важка (4 - 6 Гр), вкрай важка (6 Гр і більше).
Радіонукліди, що потрапили в організм людини, викликають різні наслідки, схожі з наслідками від зовнішнього опромінення пр рівних поглинених дозах.
У залежності від природи нукліда та особливостей його локалізації в організмі можуть виникати радіаційні ураження (гіпопластична анемія, пневмосклерози, гепатити, остеита, пухлини різної локалізації, лейкози і т. п.).
Гостра форма місцевого променевого ураження (від локального опромінення) характеризується великою тривалістю перебігу захворювання і може призводити до утворення рецидивуючих набряків, раку шкіри.
Хронічна променева хвороба формується поступово при тривалому опроміненні дозами, значно перевищують гранично допустимі для професійного опромінення. Ця форма хвороби може виникнути як при загальному опроміненні (зовнішньому чи внутрішньому) всього тіла, так і при переважному ураженні окремих органів або систем організму. Період формування хронічної променевої хвороби співпадає з часом накопичення дози опромінення. Після зниження опромінення до допустимого рівня або повного припинення настає період відновлення, а потім треба тривалий період наслідків хронічної хвороби.
Хронічна променева хвороба від загального опромінення підрозділяється на наступні ступені:
I ступінь (легка) характеризується нерворегуляторнимі порушеннями серцево-судинної системи і нестійкої помірною лейкопенією і рідше тромбоцитопенією.
При II ступеня (середньої) спостерігається поглиблення нерворегуляторних порушень з появою функціональної недостатності травних залоз, серцево-судинної і нервової системи, порушення деяких обмінних процесів: стійка помірна лейко-і тромбоцитопенія.
При III ступеня (важкої) з'являється різка лейко-, тромбоцітепенія, розвивається анемія, виникають атрофічні процеси в слизовій ШКТ.
При тривалому опроміненні окремих органів хронічна променева хвороба характеризується тим або іншим ступенем їхньої поразки. Тільки в найбільш важких випадках у зв'язку з недостатністю функцій ураженого органу виникає комплекс вторинних змін інших органів і систем.
Віддаленими наслідками хронічної променевої хвороби мот бути лейкоз, пухлини, гіпопластична анемія.
Біологічна дія РАДІОНУКЛІДІВ, що потрапили всередину організму, І доза внутрішнього опромінення
Підвищена небезпека радіонуклідів, що потрапили всередину організму, зумовлена кількома причинами. Одна з них - здатність деяких нуклідів вибірково накопичуватися в окремих органах тіла, званих критичними (наприклад, до 30% йоду депонується в щитовидній залозі, яка становить лише 0,03% маси тіла), і, таким чином, віддавати свою енергію відносно невеликому обсягом тканини. Інша причина - значна тривалість опромінення до моменту виведення нукліда з органу або зменшення активності внаслідок радіоактивного розпаду нукліда. Швидкість біологічного виведення (при допущенні, що виведення радіоактивних речовин з органів відбувається за експоненціальним законом) характеризується постійною l б, а ефективна швидкість-сумою постійних lеф = l б + lр, де lр-постійна радіоактивного розпаду. Тоді ефективний період напіввиведення радіонукліду з організму дорівнює
Т еф = 0,693 / l еф == T б Т 1 / 2 / Т б + T 1 / 2,
Третя причина - зростання небезпеки впливу високоіонізірующіх a-і b-випромінювань, які не дієві або малодійові для внутрішніх органів при зовнішньому опроміненні через низьку проникаючої здатності.
Розглядаються три шляхи проникнення радіоактивних речовин в організм: через органи дихання, через шлунково-кишкового тракту і через шкіру або пошкодження шкіри. Цими шляхами нукліди спочатку потрапляють в кров, а потім струмом крові розносяться по всьому тілу або переважно в критичні органи.
У деяких випадках критичним органом стає ШКТ, його окремі ділянки, а також легкі. Найбільш небезпечний перший шлях, оскільки за робочу зміну людина, як це рекомендують приймати в розрахунках НРБ -76/87, вдихає за 6 робочих годин 9 м 3 повітря (в цілому за 1 добу 20 м 3), а з їжею споживає лише 2,2 л води.
Крім того, засвоєння і відкладення в організмі нуклідів, що потрапляють через органи дихання, як правило, вище, ніж при ковтанні. Засвоєння через неушкоджену шкіру в 200-300 разів менше, ніж через шлунково-кишкового тракту, і не має істотного значення в порівнянні з першими двома шляхами. Тільки оксид тритію, а також нітрат уранілу та ізотопи йоду легко проникають через шкіру і всмоктуються в кров.
Фонове опромінення ЛЮДИНИ
Фонове опромінення людини створюється космічним випромінюванням, природними і штучними радіоактивними речовинами, що містяться в тілі людини і в навколишньому середовищі. Опромінення від природних джерел перевершує опромінення від багатьох інших джерел і є важливим чинником мутагенезу, істотного для еволюції живих організмів у біосфері,
ДОЗА КОСМІЧНОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ
Космічне випромінювання поділяють на галактичне випромінювання в сонячне, яке пов'язане з сонячними спалахами. Сонячне космічне випромінювання грає важливу роль за межами земної атмосфери, але через порівняно низької енергії (приблизно до 40 МеВ) не призводить до помітного збільшення дози випромінювання на поверхні землі. Слід розрізняти первинні космічні частинки, вторинні і фотонні випромінювання, які утворюються в результаті взаємодії первинних частинок з ядрами атомів атмосфери.
Первинні космічні частинки складають в основному протони, а також більш важкі ядра, які мають надзвичайно високою енергією (окремі частинки до 19 жовтня еВ). Взаємодіючи з атмосферою Землі, ці частинки проникають до висоти 20 км над рівнем моря і утворюють вторинне високоенергетичне випромінювання, що складається з мезонів, нейтронів, протонів, електронів, фотонів і т. п.
Інтенсивність космічного випромінювання залежить від сонячної активності, географічного розташування об'єкта і зростає з висотою над рівнем моря. Для середніх широт на рівні моря доза на відкритій місцевості на м'які тканини внаслідок космічного випромінювання (без нейтронної компоненти) становить 0,28 мГр / рік, нейтронна компонента дає додаткову дозу 3,5 * 10 -6 Гр / рік. Якщо коефіцієнт якості опромінення нейтронами прийняти рівним шести то ефективна еквівалентна доза космічного випромінювання становить приблизно 300 мкЗв / рік.
ДОЗА ВІД ПРИРОДНИХ ДЖЕРЕЛ
У біосфері Землі міститься понад 60 природних радіонуклідів, які можна розділити на дві категорії; первинні і космогенние. Первинні поділені на дві групи: радіонукліди уранорадієвих та торієвого рядів (табл. 3.2 та 3.3) та радіонукліди, що знаходяться поза цих радіоактивних рядів.
У першу групу входить 32 радіонукліда - продукти розпаду урану і торію; в другу - 11 довгоживучих радіонуклідів (40 К, 87 Rb і ін), що мають T 1 / 2 від 10 7 до 10 15 років.
Космогенние радіонукліди утворюються в основному в атмосфері в результаті взаємодії протонів і нейтронів з ядрами N, О і Аr, а потім надходять на земну поверхню з атмосферними опадами. До них відкосити 3 H, 14 С, 7 Be, 22 Na і ін (всього 14 радіонуклідів).
Зовнішнє g-опромінення людини від зазначених природних радіонуклідів поза приміщень (будівель) обумовлено їхньою присутністю в різних природних середовищах (грунті, приземному повітрі, гідросфері і біосфері). Основний внесок у дозу зовнішнього у-опромінення дають у-ізлучаюшіе нукліди уранорадієвих та торієвого рядів, а також 40 К.
Головними джерелами зовнішнього у-опромінення в повітрі торієвої серії радіонуклідів є 228 Th і 238 Ас, а в урановій ряду 99% дози визначається у-випромінюванням 214 Pb (RaB) і 214 Bi (RaC). За безпосереднім вимірюваннями в ряді країн потужність поглиненої дози в повітрі (на висоті 1 м) від радіонуклідів, що знаходяться у зовнішньому середовищі, коливається в межах від 3,7 до 9,4 * 10 -8 Гр / год залежно від різних умов на місцевості .
Дози опромінення від ВИПРОБУВАНЬ ЯДЕРНОЇ ЗБРОЇ
Джерелом штучної радіоактивності у зовнішньому середовищі в помітній кількості є радіоактивні випадання від випробувальних ядерних вибухів в атмосфері.
Випробування ядерної зброї в атмосфері були розпочаті США в 1945 р. Найбільшого розмаху випробувань і вихід радіоактивних продуктів в атмосферу мав місце в період 1954-1958 рр.. і 1961-1962 рр.. Після цього випробування ядерної зброї (крім підземних) були заборонені в більшості країн світу.
За період 1945-1962 рр.. США, Великобританією, СРСР і Францією проведені випробування зброї загальною потужністю еквівалентної 513 Мт тринітротолуолу (тротилового еквівалента). Після 1963р. випробування проводили Франція і Китай. Загальна потужність випробувань до 1981 р. склала 32,5 Мт. Вибуху потужністю в 1 Мт відповідає 1,45 * 10 26 актів поділу ядерного палива. Один акт розподілу еквівалентний 3,2 * 10 -11 Дж. 1 Вт == 1 Дж / с = 3,1 * 10 10 актів поділу в 1 с.
Після атмосферного вибуху близько 50% утворилися активні продуктів випадають в районі випробувань (у радіусі близько 100 км) на земну або водну поверхню. Інша частина іде в тропосферу або стратосферу. У тропосферу потрапляють дрібні аерозольні частинки і знаходяться в ній до 30 діб, протягом яких вони випадають на землю. Тому з точки зору дози опромінення в результаті випадінь з тропосфери найбільше значення мають радіонукліди з періодом напіврозпаду від декількох діб до двох місяців, такі, як 131 I, 140 Ва і 89 Sr.
У стратосферу йде велика частина радіонуклідів, які глобально перемішуються в стратосфері і потім довгий час випадають у різній кількості на різні ділянки поверхні всієї земної кулі. Тому глобальні випадіння зі стратосфери в порядку спадання значимості визначаються довгоживучими продуктами поділу - 14 С, 137 Cs, 95 Zr, 90 Sr, 106 Ru, 144 Ce, 3 Н і 239 Pu, 240 Рu, 241 Am, причому три останні нукліда вносять 0 , 1% загальної дози.
Опромінення людей радіоактивними продуктами, які виникли після випробувань ядерної зброї, складається з внутрішнього опромінення (інгаляція радіонуклідів з приземним повітрям і надходження їх з їжею і водою) і зовнішнього опромінення (випромінювання радіонуклідів, що містяться в приземному повітрі і на поверхні землі).
Зовнішнє опромінення дає близько 0,7 мЗв.
Дози опромінення від ВИКИДІВ ПІДПРИЄМСТВ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ
В кінці 1989 р. в 26 країнах експлуатувалося в загальній складності 416 енергетичних реакторів загальною потужністю 274 МВт. 100 реакторів будується.
Робота АЕС вимагає видобутку уранової руди, її переробки в збагачене 235 U ядерне паливо, виробництва твелів, переробки відпрацьованого палива для подальшого використання видобутої подільного матеріалу, переробки та захоронення радіоактивних відходів.
Перераховані стадії входять в так званий ЯПЦ (ядерний паливний цикл). До них додається також транспортування радіоактивних матеріалів для забезпечення всіх цих стадій.
Закон Республіки Казахстан від 14 квітня 1997 року N 93-1
Про використання атомної енергії
Цей Закон визначає правову основу та принципи регулювання суспільних відносин в галузі використання атомної енергії і спрямований на захист здоров'я і життя людей, охорону навколишнього середовища, забезпечення режиму нерозповсюдження ядерної зброї, ядерної та радіаційної безпеки при використанні атомної енергії.
Основні поняття
У цьому Законі використовуються такі основні поняття:
державне регулювання - діяльність повноважних державних органів з розробки, прийняття та введення в дію норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки, ліцензування видів діяльності, пов'язаної з використанням атомної енергії, здійсненню нагляду;
поховання - розміщення радіоактивних відходів без наміру їх вилучення за умов, що забезпечують ядерну та радіаційну безпеку; джерела іонізуючого випромінювання - радіоактивні речовини, установки (що не відносяться до ядерних установок), апарати та об'єкти, що випускають або здатні випускати іонізуюче випромінювання;
контроль - дії, постійно здійснюються повноважними органами та експлуатуючою організацією з перевірки виконання вимог норм, правил та інструкцій;
нагляд - дії повноважного державного органу з перевірки виконання правових актів Республіки Казахстан, умов ліцензій і міжнародних договорів у межах своєї компетенції з метою регулювання процесу використання атомної енергії;
пункти розміщення - спеціальні стаціонарні об'єкти і споруди, призначені для зберігання радіоактивних речовин або захоронення радіоактивних відходів;
радіоактивна безпека - стан радіаційної обстановки, забезпечене комплексом заходів, що обмежують радіаційний вплив на персонал, населення і навколишнє середовище відповідно до встановлених норм;
радіоактивні речовини - матеріали, що містять хімічні елементи, ядра яких здатні до мимовільного розпаду;
радіоактивні відходи - матеріали і речовини в будь-якому агрегатному стані, що містять радіоактивні речовини в кількостях та концентраціях, що перевищують регламентовані нормативними правовими актами значення, утворені в результаті господарської діяльності і не підлягають подальшому використанню;
спеціальні неядерні матеріали - матеріали, що визначаються підзаконними актами як такі в зв'язку з міжнародно-правовим режимом регулювання ядерної експорту;
товари і послуги в галузі використання атомної енергії - ядерні установки, обладнання, технології, радіоактивні речовини, спеціальні неядерні матеріали, використовувані для виробництва ядерних матеріалів, джерела іонізуючого випромінювання, а також пов'язані з ними послуги;
рівень вилучення - комплекс величин, виражених в одиницях активності, при якій або нижче якої джерела іонізуючих випромінювань можуть бути виключені з-під контролю у відповідності з діючими нормами;
фізичний захист ядерних матеріалів та ядерних установок - єдина система організаційних і технічних заходів, спрямованих на запобігання несанкціонованого доступу осіб до ядерних матеріалів установок;
зберігання - тимчасове розміщення в спеціально підготовлених місцях (у тому числі в спеціальних контейнерах) радіоактивних речовин та радіоактивних відходів, що передбачає можливість їх вилучення для використання, переробки або захоронення;
експлуатуюча організація - організація, що має ліцензію повноважного державного органу на здійснення діяльності з використання атомної енергії;
ядерна безпека - властивість ядерного об'єкту, що забезпечує з певною ймовірністю неможливість ядерної аварії;
ядерні матеріали - матеріали, що містять або здатні відтворити діляться (розщеплюються) ядерні речовини;
ядерні установки - ядерні реактори, у тому числі реактори атомних станцій, космічних і літальних апаратів, транспортних засобів; промислові, експериментальні дослідницькі реактори, ядерні стенди; будь-які споруди, комплекси, установки, обладнання та технічні засоби для виробництва, використання, переробки, транспортування і розміщення ядерних матеріалів.
Основні принципи державної політики в галузі використання атомної енергії
Основними принципами державної політики в галузі використання атомної енергії є:
забезпечення ядерної та радіаційної безпеки при використанні атомної енергії;
доступність, об'єктивність і своєчасність інформації про вплив об'єктів атомної енергії на населення і навколишнє середовище;
заборона поховання радіоактивних відходів інших держав на території Республіки Казахстан;
забезпечення державного контролю і нагляду за ядерною і радіаційною безпекою при використанні атомної енергії;
забезпечення соціального захисту персоналу об'єктів використання атомної енергії, а також населення, що проживає і здійснює трудову діяльність у районах їх розташування;
відшкодування шкоди, заподіяної радіаційним впливом;
участь громадян, громадських об'єднань та інших юридичних осіб в обговоренні державної політики, проектів законів та інших нормативних правових актів Республіки Казахстан в галузі використання атомної енергії.
На території Республіки Казахстан будь-яка діяльність юридичних і фізичних осіб з використання атомної енергії з метою розробки, створення, виробництва, випробування, зберігання і розповсюдження ядерної зброї категорично забороняється.
Об'єкти і суб'єкти в галузі використання атомної енергії Об'єктами використання атомної енергії є:
ядерні установки;
пункти розміщення;
джерела іонізуючого вище рівнів вилучення;
організації, що використовують джерела іонізуючого випромінювання, включаючи медичні, навчальні, дослідницькі, комерційні, сільськогосподарські і промислові, в тому числі гірничодобувні, переробні, а також інші організації.
Суб'єктами в галузі використання атомної енергії є:
фізичні особи;
повноважні державні органи регулювання, нагляду і управління;
організації, що займаються діяльністю з використання атомної енергії.
Основні види діяльності в галузі використання атомної енергії
До діяльності, пов'язаної з використанням атомної енергії, належать:
розміщення, проектування, спорудження, введення в експлуатацію, експлуатація, консервація та виведення з експлуатації об'єктів використання атомної енергії;
виконання робіт і надання послуг, пов'язаних з використанням атомної енергії;
поводження з ядерними матеріалами, джерелами іонізуючого випромінювання та радіоактивними речовинами, розвідка і видобуток корисних копалин, що містять ці матеріали і речовини, а також виробництво, використання, переробка, транспортування та розміщення ядерних матеріалів, радіоактивних речовин і радіоактивних відходів;
здійснення наукових досліджень з використанням ядерних установок, джерел іонізуючого випромінювання, ядерних матеріалів і радіоактивних речовин;
управління використанням атомної енергії;
всі види діяльності у місцях проведення ядерних вибухів;
забезпечення безпеки при використанні атомної енергії;
фізичний захист ядерних установок та ядерних матеріалів;
облік і контроль ядерних матеріалів, джерел іонізуючого випромінювання, радіоактивних речовин і радіоактивних відходів;
експорт та імпорт ядерних матеріалів, технології та обладнання, спеціальних неядерних матеріалів; матеріалів, технології та обладнання подвійного призначення, джерел іонізуючого випромінювання, радіоактивних речовин;
контроль за радіаційною обстановкою на території Республіки Казахстан;
транзитне перевезення ядерних матеріалів і радіоактивних речовин через територію Республіки Казахстан;
підготовка та атестація фахівців і персоналу.
Усі види діяльності, пов'язані з використанням атомної енергії, здійснюються під постійним контролем з боку держави.
Облік і контроль ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання
Ядерні матеріали та джерела іонізуючого випромінювання підлягають державному обліку і контролю. Для цих цілей повноважними державними органами створюються державні системи обліку і контролю ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання.
Державні системи обліку і контролю ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання забезпечують визначення наявної кількості ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання, місць їх знаходження, запобігання втрат, несанкціонованого використання та розкрадань, надання оперативної інформації про наявність і переміщення ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання, а також відомостей про списання та захоронення джерел, про експорт та імпорт джерел та ядерних матеріалів повноважним державним органам Республіки Казахстан, а у випадках, передбачених міжнародними договорами, - міжнародним організаціям та іншим державам.
Експлуатуюча організація, що здійснює діяльність з використанням ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання, забезпечує їх облік та подання достовірних даних повноважним державним органам.
Порядок організації державних систем обліку і контролю ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання встановлюється Урядом Республіки Казахстан.
Основні вимоги до безпеки при виборі майданчиків і споруд ядерних установок і пунктів розміщення
Вибір майданчика та спорудження ядерних установок і пунктів розміщення повинні здійснюватися на підставі норм і правил в галузі використання атомної енергії і в області охорони навколишнього середовища.
Рішення про спорудження ядерної установки та пункту розміщення приймається Урядом Республіки Казахстан з урахуванням:
потреб у них для вирішення господарських завдань країни та окремих її регіонів;
наявності необхідних умов, що відповідають нормам і правилам в області використання атомної енергії, для розміщення вказаних об'єктів;
відсутності загрози безпеки зазначених об'єктів з боку розташованих поблизу цивільних і військових об'єктів;
можливих соціальних і економічних наслідків розміщення зазначених для промислового, сільськогосподарського, соціального і культурно-побутового розвитку регіону.
Проектні документи зазначених об'єктів в обов'язковому порядку проходять державну екологічну, санітарну та технічну експертизу.
Вимоги з транспортування ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання
Транспортування ядерних матеріалів і джерел іонізуючого лікування здійснюється відповідно до законодавства Республіки Казахстан та міжнародними угодами, ратифікованими Республікою Казахстан.
Правила транспортування ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання повинні передбачати права, обов'язки і відповідальність вантажовідправника, перевізника та одержувача вантажу, заходи безпеки, фізичного захисту, систему узгоджених заходів щодо недопущення транспортних пригод та аварій, вимоги до упаковки, маркування і транспортних засобів, заходу щодо локалізації наслідків можливих аварій.
Ядерна та радіаційна безпека
1. Будь-яка діяльність, пов'язана з використанням атомної енергії, здійснюється за умови забезпечення охорони здоров'я населення і навколишнього середовища, захищеності майна фізичних і юридичних осіб від шкідливого впливу іонізуючого випромінювання.
2. Ядерна та радіаційна безпека забезпечується експлуатуючою організацією відповідно до встановлених норм і правил.
Поводження з радіоактивними відходами
1. Всі радіоактивні відходи, що утворюються на території Республіки Казахстан, мають бути поховані таким чином, щоб забезпечити радіаційний захист населення та навколишнього середовища на весь період часу, протягом якого вони можуть становити потенційну небезпеку.
2. Розміщення радіоактивних відходів має передбачатися проектної та технічної документації - як обов'язкового етапу будь-якого виду діяльності, що веде до створення радіоактивних відходів. Порядок організації збору та захоронення відходів, а також органи та організації, які здійснюють цю діяльність, визначається Урядом відповідно до законодавства Республіки Казахстан.
Фізичний захист ядерних матеріалів та ядерних установок
1. Забезпечення фізичного захисту ядерних матеріалів і ядерних установок здійснюється на всіх етапах спорудження, експлуатації та виведення з експлуатації об'єктів, де проводяться операції з ядерними матеріалами, а також при транспортуванні цих матеріалів.
2. Забороняється експлуатація ядерних установок і проведення будь-яких робіт, пов'язаних з ядерними матеріалами, що знаходяться на будь-якій стадії виготовлення, використання, переробки або зберігання, якщо не вжито заходів, щоб забезпечити виконання вимог фізичного захисту.
3. Фізичний захист ядерних матеріалів та ядерних установок забезпечується експлуатуючими організаціями. Нагляд за забезпеченням фізичного захисту ядерних установок і ядерних матеріалів здійснюється повноважними державними органами.
8.1. Організація радіаційного контролю ставить своїм завданням недопущення перевищення встановлених нормативних величин радіаційної безпеки, а також розробку та впровадження заходів щодо зниження основних дозових навантажень на населення.
8.2. При відведенні земельних ділянок під забудову населених пунктів, житлово-побутових об'єктів, промислових підприємств, зон відпочинку і рекреації, садівничих товариств в обсяг обов'язкових вишукувальних робіт повинні бути включені вимірювання потужності експозиційної дози зовнішнього гамма-випромінювання на території відведеного ділянки. Результати оформляються протоколом, пропонованим комісії з вибору ділянки під будівництво.
8.3. При здачі в експлуатацію житлових будівель і споруд будівельною організацією представляється Державної комісії акт радіаційного обстеження згідно з додатком N 8. Потужність експозиційної дози зовнішнього гамма-випромінювання вимірюється у кожній квартирі, концентрація радону в одній з квартир першого поверху кожного під'їзду. При виявленні перевищень допустимих концентрацій радону, дослідження проводяться в усіх квартирах будинку.
8.4. Вимірювання потужності дози зовнішнього гамма-випромінювання проводяться на висоті 1 м від поверхні землі або підлоги приміщення. Для вимірювання використовуються радіометри на газорозрядних лічильниках (ДРГ-01 Т, ДРГ-107Ц та ін.) Для орієнтовної оцінки рівня природного радіаційного фону можуть використовуватися радіометри типу СРП-68-01, СРП-88 Н з коефіцієнтом перерахунку 0.6-0.8, установлюваним по порівняльним показниками дозиметрів на газорозрядних лічильниках.
Прилади в обов'язковому порядку піддаються державній повірці або метрологічної атестації.
8.5. Контроль за вмістом еквівалентної рівноважної об'ємної активності радону здійснюється відповідно до методичних вказівок Міністерства охорони здоров'я Республіки Казахстан та іншими методиками, атестованими в установленому порядку. Рекомендуються прилади типу: радоновий монітор РАМОН-01, радіометр РВ-4 та інші прилади прямо показують величину рівноважної еквівалентної об'ємної активності радону в повітрі або дозволяють визначити її розрахунковим шляхом, а також радіометри з накопичувачами-адсорберами.
8.6. Результати вимірювань на об'єктах будівництва, що здаються в експлуатацію, оформляються у вигляді актів радіаційного обстеження, один примірник якого додається до акта державної приймальної комісії з введення об'єкта в експлуатацію.
Відповідальність за проведення вимірювань покладається на підприємство (установа) незалежно від форми власності, що здійснює будівництво і пред'являє об'єкт до здачі в експлуатацію.
8.7. Можливість, необхідність, обсяги і терміни проведення заходів щодо зниження гама-фону в приміщеннях і вмісту радону визначаються комісією місцевих органів державного управління з обов'язковою участю представників органів Госсанемпідслужби і Мінекобіоресурсов.
8.8. Визначення питомої ефектною активності будівельних матеріалів, мінеральних добрив, меліорантів і вугілля здійснюється відповідно до міждержавної стандартом ГОСТ 30108-94 "Матеріали і вироби будівельні", "Визначення питомої ефективної активності природних радіонуклідів".
8.9. Підприємство до початку розробки родовища будівельних матеріалів, мінеральних добрив, меліорантів та паливно-енергетичної сировини повинні отримати санітарно-гігієнічний висновок про ступінь їх радіаційної небезпеки та умови їх використання.
Висновок видається органами державної екологічної санітарної експертизи на підставі проекту розробки родовища, що включає розділ радіаційно-гігієнічної оцінки корисної копалини за результатами геолого-розвідувальних робіт.
8.10. При відсутності радіаційно-гігієнічної оцінки родовища, а також при неоднорідному складі корисної копалини, проектом розробки родовища повинна передбачатися організація служби радіаційного контролю.
8.11. Служба радіаційного контролю підприємства забезпечує виконання вимог проекту з розробки родовища, результати радіаційного контролю документально оформляються згідно ГОСТу 30108-94 (Додаток Б і В).
8.12. Радіаційний якість продукції підтверджується висновком органів держконтролю на підставі лабораторних досліджень, виконаних атестованими лабораторіями. Порядок і періодичність підтвердження якості продукції встановлюється при експертизі проектів розробки родовища.
8.13. На підставі висновку органів держконтролю центрами з сертифікації Держстандарту Республіки Казахстан видаються сертифікати відповідності. Копії сертифікатів відповідності додаються до кожної партії поставляється споживачеві продукції.
Космогенние радіонукліди утворюються в основному в атмосфері в результаті взаємодії протонів і нейтронів з ядрами N, О і Аr, а потім надходять на земну поверхню з атмосферними опадами. До них відкосити 3 H, 14 С, 7 Be, 22 Na і ін (всього 14 радіонуклідів).
Зовнішнє g-опромінення людини від зазначених природних радіонуклідів поза приміщень (будівель) обумовлено їхньою присутністю в різних природних середовищах (грунті, приземному повітрі, гідросфері і біосфері). Основний внесок у дозу зовнішнього у-опромінення дають у-ізлучаюшіе нукліди уранорадієвих та торієвого рядів, а також 40 К.
Головними джерелами зовнішнього у-опромінення в повітрі торієвої серії радіонуклідів є 228 Th і 238 Ас, а в урановій ряду 99% дози визначається у-випромінюванням 214 Pb (RaB) і 214 Bi (RaC). За безпосереднім вимірюваннями в ряді країн потужність поглиненої дози в повітрі (на висоті 1 м) від радіонуклідів, що знаходяться у зовнішньому середовищі, коливається в межах від 3,7 до 9,4 * 10 -8 Гр / год залежно від різних умов на місцевості .
Дози опромінення від ВИПРОБУВАНЬ ЯДЕРНОЇ ЗБРОЇ
Джерелом штучної радіоактивності у зовнішньому середовищі в помітній кількості є радіоактивні випадання від випробувальних ядерних вибухів в атмосфері.
Випробування ядерної зброї в атмосфері були розпочаті США в 1945 р. Найбільшого розмаху випробувань і вихід радіоактивних продуктів в атмосферу мав місце в період 1954-1958 рр.. і 1961-1962 рр.. Після цього випробування ядерної зброї (крім підземних) були заборонені в більшості країн світу.
За період 1945-1962 рр.. США, Великобританією, СРСР і Францією проведені випробування зброї загальною потужністю еквівалентної 513 Мт тринітротолуолу (тротилового еквівалента). Після 1963р. випробування проводили Франція і Китай. Загальна потужність випробувань до 1981 р. склала 32,5 Мт. Вибуху потужністю в 1 Мт відповідає 1,45 * 10 26 актів поділу ядерного палива. Один акт розподілу еквівалентний 3,2 * 10 -11 Дж. 1 Вт == 1 Дж / с = 3,1 * 10 10 актів поділу в 1 с.
Після атмосферного вибуху близько 50% утворилися активні продуктів випадають в районі випробувань (у радіусі близько 100 км) на земну або водну поверхню. Інша частина іде в тропосферу або стратосферу. У тропосферу потрапляють дрібні аерозольні частинки і знаходяться в ній до 30 діб, протягом яких вони випадають на землю. Тому з точки зору дози опромінення в результаті випадінь з тропосфери найбільше значення мають радіонукліди з періодом напіврозпаду від декількох діб до двох місяців, такі, як 131 I, 140 Ва і 89 Sr.
У стратосферу йде велика частина радіонуклідів, які глобально перемішуються в стратосфері і потім довгий час випадають у різній кількості на різні ділянки поверхні всієї земної кулі. Тому глобальні випадіння зі стратосфери в порядку спадання значимості визначаються довгоживучими продуктами поділу - 14 С, 137 Cs, 95 Zr, 90 Sr, 106 Ru, 144 Ce, 3 Н і 239 Pu, 240 Рu, 241 Am, причому три останні нукліда вносять 0 , 1% загальної дози.
Опромінення людей радіоактивними продуктами, які виникли після випробувань ядерної зброї, складається з внутрішнього опромінення (інгаляція радіонуклідів з приземним повітрям і надходження їх з їжею і водою) і зовнішнього опромінення (випромінювання радіонуклідів, що містяться в приземному повітрі і на поверхні землі).
Зовнішнє опромінення дає близько 0,7 мЗв.
Дози опромінення від ВИКИДІВ ПІДПРИЄМСТВ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ
В кінці 1989 р. в 26 країнах експлуатувалося в загальній складності 416 енергетичних реакторів загальною потужністю 274 МВт. 100 реакторів будується.
Робота АЕС вимагає видобутку уранової руди, її переробки в збагачене 235 U ядерне паливо, виробництва твелів, переробки відпрацьованого палива для подальшого використання видобутої подільного матеріалу, переробки та захоронення радіоактивних відходів.
Перераховані стадії входять в так званий ЯПЦ (ядерний паливний цикл). До них додається також транспортування радіоактивних матеріалів для забезпечення всіх цих стадій.
Закон Республіки Казахстан від 14 квітня 1997 року N 93-1
Про використання атомної енергії
Цей Закон визначає правову основу та принципи регулювання суспільних відносин в галузі використання атомної енергії і спрямований на захист здоров'я і життя людей, охорону навколишнього середовища, забезпечення режиму нерозповсюдження ядерної зброї, ядерної та радіаційної безпеки при використанні атомної енергії.
Основні поняття
У цьому Законі використовуються такі основні поняття:
державне регулювання - діяльність повноважних державних органів з розробки, прийняття та введення в дію норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки, ліцензування видів діяльності, пов'язаної з використанням атомної енергії, здійсненню нагляду;
поховання - розміщення радіоактивних відходів без наміру їх вилучення за умов, що забезпечують ядерну та радіаційну безпеку; джерела іонізуючого випромінювання - радіоактивні речовини, установки (що не відносяться до ядерних установок), апарати та об'єкти, що випускають або здатні випускати іонізуюче випромінювання;
контроль - дії, постійно здійснюються повноважними органами та експлуатуючою організацією з перевірки виконання вимог норм, правил та інструкцій;
нагляд - дії повноважного державного органу з перевірки виконання правових актів Республіки Казахстан, умов ліцензій і міжнародних договорів у межах своєї компетенції з метою регулювання процесу використання атомної енергії;
пункти розміщення - спеціальні стаціонарні об'єкти і споруди, призначені для зберігання радіоактивних речовин або захоронення радіоактивних відходів;
радіоактивна безпека - стан радіаційної обстановки, забезпечене комплексом заходів, що обмежують радіаційний вплив на персонал, населення і навколишнє середовище відповідно до встановлених норм;
радіоактивні речовини - матеріали, що містять хімічні елементи, ядра яких здатні до мимовільного розпаду;
радіоактивні відходи - матеріали і речовини в будь-якому агрегатному стані, що містять радіоактивні речовини в кількостях та концентраціях, що перевищують регламентовані нормативними правовими актами значення, утворені в результаті господарської діяльності і не підлягають подальшому використанню;
спеціальні неядерні матеріали - матеріали, що визначаються підзаконними актами як такі в зв'язку з міжнародно-правовим режимом регулювання ядерної експорту;
товари і послуги в галузі використання атомної енергії - ядерні установки, обладнання, технології, радіоактивні речовини, спеціальні неядерні матеріали, використовувані для виробництва ядерних матеріалів, джерела іонізуючого випромінювання, а також пов'язані з ними послуги;
рівень вилучення - комплекс величин, виражених в одиницях активності, при якій або нижче якої джерела іонізуючих випромінювань можуть бути виключені з-під контролю у відповідності з діючими нормами;
фізичний захист ядерних матеріалів та ядерних установок - єдина система організаційних і технічних заходів, спрямованих на запобігання несанкціонованого доступу осіб до ядерних матеріалів установок;
зберігання - тимчасове розміщення в спеціально підготовлених місцях (у тому числі в спеціальних контейнерах) радіоактивних речовин та радіоактивних відходів, що передбачає можливість їх вилучення для використання, переробки або захоронення;
експлуатуюча організація - організація, що має ліцензію повноважного державного органу на здійснення діяльності з використання атомної енергії;
ядерна безпека - властивість ядерного об'єкту, що забезпечує з певною ймовірністю неможливість ядерної аварії;
ядерні матеріали - матеріали, що містять або здатні відтворити діляться (розщеплюються) ядерні речовини;
ядерні установки - ядерні реактори, у тому числі реактори атомних станцій, космічних і літальних апаратів, транспортних засобів; промислові, експериментальні дослідницькі реактори, ядерні стенди; будь-які споруди, комплекси, установки, обладнання та технічні засоби для виробництва, використання, переробки, транспортування і розміщення ядерних матеріалів.
Основні принципи державної політики в галузі використання атомної енергії
Основними принципами державної політики в галузі використання атомної енергії є:
забезпечення ядерної та радіаційної безпеки при використанні атомної енергії;
доступність, об'єктивність і своєчасність інформації про вплив об'єктів атомної енергії на населення і навколишнє середовище;
заборона поховання радіоактивних відходів інших держав на території Республіки Казахстан;
забезпечення державного контролю і нагляду за ядерною і радіаційною безпекою при використанні атомної енергії;
забезпечення соціального захисту персоналу об'єктів використання атомної енергії, а також населення, що проживає і здійснює трудову діяльність у районах їх розташування;
відшкодування шкоди, заподіяної радіаційним впливом;
участь громадян, громадських об'єднань та інших юридичних осіб в обговоренні державної політики, проектів законів та інших нормативних правових актів Республіки Казахстан в галузі використання атомної енергії.
На території Республіки Казахстан будь-яка діяльність юридичних і фізичних осіб з використання атомної енергії з метою розробки, створення, виробництва, випробування, зберігання і розповсюдження ядерної зброї категорично забороняється.
Об'єкти і суб'єкти в галузі використання атомної енергії Об'єктами використання атомної енергії є:
ядерні установки;
пункти розміщення;
джерела іонізуючого вище рівнів вилучення;
організації, що використовують джерела іонізуючого випромінювання, включаючи медичні, навчальні, дослідницькі, комерційні, сільськогосподарські і промислові, в тому числі гірничодобувні, переробні, а також інші організації.
Суб'єктами в галузі використання атомної енергії є:
фізичні особи;
повноважні державні органи регулювання, нагляду і управління;
організації, що займаються діяльністю з використання атомної енергії.
Основні види діяльності в галузі використання атомної енергії
До діяльності, пов'язаної з використанням атомної енергії, належать:
розміщення, проектування, спорудження, введення в експлуатацію, експлуатація, консервація та виведення з експлуатації об'єктів використання атомної енергії;
виконання робіт і надання послуг, пов'язаних з використанням атомної енергії;
поводження з ядерними матеріалами, джерелами іонізуючого випромінювання та радіоактивними речовинами, розвідка і видобуток корисних копалин, що містять ці матеріали і речовини, а також виробництво, використання, переробка, транспортування та розміщення ядерних матеріалів, радіоактивних речовин і радіоактивних відходів;
здійснення наукових досліджень з використанням ядерних установок, джерел іонізуючого випромінювання, ядерних матеріалів і радіоактивних речовин;
управління використанням атомної енергії;
всі види діяльності у місцях проведення ядерних вибухів;
забезпечення безпеки при використанні атомної енергії;
фізичний захист ядерних установок та ядерних матеріалів;
облік і контроль ядерних матеріалів, джерел іонізуючого випромінювання, радіоактивних речовин і радіоактивних відходів;
експорт та імпорт ядерних матеріалів, технології та обладнання, спеціальних неядерних матеріалів; матеріалів, технології та обладнання подвійного призначення, джерел іонізуючого випромінювання, радіоактивних речовин;
контроль за радіаційною обстановкою на території Республіки Казахстан;
транзитне перевезення ядерних матеріалів і радіоактивних речовин через територію Республіки Казахстан;
підготовка та атестація фахівців і персоналу.
Усі види діяльності, пов'язані з використанням атомної енергії, здійснюються під постійним контролем з боку держави.
Облік і контроль ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання
Ядерні матеріали та джерела іонізуючого випромінювання підлягають державному обліку і контролю. Для цих цілей повноважними державними органами створюються державні системи обліку і контролю ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання.
Державні системи обліку і контролю ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання забезпечують визначення наявної кількості ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання, місць їх знаходження, запобігання втрат, несанкціонованого використання та розкрадань, надання оперативної інформації про наявність і переміщення ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання, а також відомостей про списання та захоронення джерел, про експорт та імпорт джерел та ядерних матеріалів повноважним державним органам Республіки Казахстан, а у випадках, передбачених міжнародними договорами, - міжнародним організаціям та іншим державам.
Експлуатуюча організація, що здійснює діяльність з використанням ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання, забезпечує їх облік та подання достовірних даних повноважним державним органам.
Порядок організації державних систем обліку і контролю ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання встановлюється Урядом Республіки Казахстан.
Основні вимоги до безпеки при виборі майданчиків і споруд ядерних установок і пунктів розміщення
Вибір майданчика та спорудження ядерних установок і пунктів розміщення повинні здійснюватися на підставі норм і правил в галузі використання атомної енергії і в області охорони навколишнього середовища.
Рішення про спорудження ядерної установки та пункту розміщення приймається Урядом Республіки Казахстан з урахуванням:
потреб у них для вирішення господарських завдань країни та окремих її регіонів;
наявності необхідних умов, що відповідають нормам і правилам в області використання атомної енергії, для розміщення вказаних об'єктів;
відсутності загрози безпеки зазначених об'єктів з боку розташованих поблизу цивільних і військових об'єктів;
можливих соціальних і економічних наслідків розміщення зазначених для промислового, сільськогосподарського, соціального і культурно-побутового розвитку регіону.
Проектні документи зазначених об'єктів в обов'язковому порядку проходять державну екологічну, санітарну та технічну експертизу.
Вимоги з транспортування ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання
Транспортування ядерних матеріалів і джерел іонізуючого лікування здійснюється відповідно до законодавства Республіки Казахстан та міжнародними угодами, ратифікованими Республікою Казахстан.
Правила транспортування ядерних матеріалів і джерел іонізуючого випромінювання повинні передбачати права, обов'язки і відповідальність вантажовідправника, перевізника та одержувача вантажу, заходи безпеки, фізичного захисту, систему узгоджених заходів щодо недопущення транспортних пригод та аварій, вимоги до упаковки, маркування і транспортних засобів, заходу щодо локалізації наслідків можливих аварій.
Ядерна та радіаційна безпека
1. Будь-яка діяльність, пов'язана з використанням атомної енергії, здійснюється за умови забезпечення охорони здоров'я населення і навколишнього середовища, захищеності майна фізичних і юридичних осіб від шкідливого впливу іонізуючого випромінювання.
2. Ядерна та радіаційна безпека забезпечується експлуатуючою організацією відповідно до встановлених норм і правил.
Поводження з радіоактивними відходами
1. Всі радіоактивні відходи, що утворюються на території Республіки Казахстан, мають бути поховані таким чином, щоб забезпечити радіаційний захист населення та навколишнього середовища на весь період часу, протягом якого вони можуть становити потенційну небезпеку.
2. Розміщення радіоактивних відходів має передбачатися проектної та технічної документації - як обов'язкового етапу будь-якого виду діяльності, що веде до створення радіоактивних відходів. Порядок організації збору та захоронення відходів, а також органи та організації, які здійснюють цю діяльність, визначається Урядом відповідно до законодавства Республіки Казахстан.
Фізичний захист ядерних матеріалів та ядерних установок
1. Забезпечення фізичного захисту ядерних матеріалів і ядерних установок здійснюється на всіх етапах спорудження, експлуатації та виведення з експлуатації об'єктів, де проводяться операції з ядерними матеріалами, а також при транспортуванні цих матеріалів.
2. Забороняється експлуатація ядерних установок і проведення будь-яких робіт, пов'язаних з ядерними матеріалами, що знаходяться на будь-якій стадії виготовлення, використання, переробки або зберігання, якщо не вжито заходів, щоб забезпечити виконання вимог фізичного захисту.
3. Фізичний захист ядерних матеріалів та ядерних установок забезпечується експлуатуючими організаціями. Нагляд за забезпеченням фізичного захисту ядерних установок і ядерних матеріалів здійснюється повноважними державними органами.
8.1. Організація радіаційного контролю ставить своїм завданням недопущення перевищення встановлених нормативних величин радіаційної безпеки, а також розробку та впровадження заходів щодо зниження основних дозових навантажень на населення.
8.2. При відведенні земельних ділянок під забудову населених пунктів, житлово-побутових об'єктів, промислових підприємств, зон відпочинку і рекреації, садівничих товариств в обсяг обов'язкових вишукувальних робіт повинні бути включені вимірювання потужності експозиційної дози зовнішнього гамма-випромінювання на території відведеного ділянки. Результати оформляються протоколом, пропонованим комісії з вибору ділянки під будівництво.
8.3. При здачі в експлуатацію житлових будівель і споруд будівельною організацією представляється Державної комісії акт радіаційного обстеження згідно з додатком N 8. Потужність експозиційної дози зовнішнього гамма-випромінювання вимірюється у кожній квартирі, концентрація радону в одній з квартир першого поверху кожного під'їзду. При виявленні перевищень допустимих концентрацій радону, дослідження проводяться в усіх квартирах будинку.
8.4. Вимірювання потужності дози зовнішнього гамма-випромінювання проводяться на висоті 1 м від поверхні землі або підлоги приміщення. Для вимірювання використовуються радіометри на газорозрядних лічильниках (ДРГ-01 Т, ДРГ-107Ц та ін.) Для орієнтовної оцінки рівня природного радіаційного фону можуть використовуватися радіометри типу СРП-68-01, СРП-88 Н з коефіцієнтом перерахунку 0.6-0.8, установлюваним по порівняльним показниками дозиметрів на газорозрядних лічильниках.
Прилади в обов'язковому порядку піддаються державній повірці або метрологічної атестації.
8.5. Контроль за вмістом еквівалентної рівноважної об'ємної активності радону здійснюється відповідно до методичних вказівок Міністерства охорони здоров'я Республіки Казахстан та іншими методиками, атестованими в установленому порядку. Рекомендуються прилади типу: радоновий монітор РАМОН-01, радіометр РВ-4 та інші прилади прямо показують величину рівноважної еквівалентної об'ємної активності радону в повітрі або дозволяють визначити її розрахунковим шляхом, а також радіометри з накопичувачами-адсорберами.
8.6. Результати вимірювань на об'єктах будівництва, що здаються в експлуатацію, оформляються у вигляді актів радіаційного обстеження, один примірник якого додається до акта державної приймальної комісії з введення об'єкта в експлуатацію.
Відповідальність за проведення вимірювань покладається на підприємство (установа) незалежно від форми власності, що здійснює будівництво і пред'являє об'єкт до здачі в експлуатацію.
8.7. Можливість, необхідність, обсяги і терміни проведення заходів щодо зниження гама-фону в приміщеннях і вмісту радону визначаються комісією місцевих органів державного управління з обов'язковою участю представників органів Госсанемпідслужби і Мінекобіоресурсов.
8.8. Визначення питомої ефектною активності будівельних матеріалів, мінеральних добрив, меліорантів і вугілля здійснюється відповідно до міждержавної стандартом ГОСТ 30108-94 "Матеріали і вироби будівельні", "Визначення питомої ефективної активності природних радіонуклідів".
8.9. Підприємство до початку розробки родовища будівельних матеріалів, мінеральних добрив, меліорантів та паливно-енергетичної сировини повинні отримати санітарно-гігієнічний висновок про ступінь їх радіаційної небезпеки та умови їх використання.
Висновок видається органами державної екологічної санітарної експертизи на підставі проекту розробки родовища, що включає розділ радіаційно-гігієнічної оцінки корисної копалини за результатами геолого-розвідувальних робіт.
8.10. При відсутності радіаційно-гігієнічної оцінки родовища, а також при неоднорідному складі корисної копалини, проектом розробки родовища повинна передбачатися організація служби радіаційного контролю.
8.11. Служба радіаційного контролю підприємства забезпечує виконання вимог проекту з розробки родовища, результати радіаційного контролю документально оформляються згідно ГОСТу 30108-94 (Додаток Б і В).
8.12. Радіаційний якість продукції підтверджується висновком органів держконтролю на підставі лабораторних досліджень, виконаних атестованими лабораторіями. Порядок і періодичність підтвердження якості продукції встановлюється при експертизі проектів розробки родовища.
8.13. На підставі висновку органів держконтролю центрами з сертифікації Держстандарту Республіки Казахстан видаються сертифікати відповідності. Копії сертифікатів відповідності додаються до кожної партії поставляється споживачеві продукції.