Радиационная безопасность

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

радиация излучение безопасность доза

1. Общие сведения о радиации

1.1 Естественная и искусственная радиоактивность

1.2 Виды радиоактивных излучений

1.3 Единицы измерения активности, дозы излучения

1.4 Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении

2. Основы радиоэкологии

2.1 Некорневое поступление радионуклидов в сельскохозяйственные культуры и передача их по трофическим цепям

2.2 Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов

3. СанПиН 2.6.6.1169-02 "Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса российской федерации"

3.1 Критерии обеспечения радиационной безопасности

3.2 Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора, хранения и захоронения производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов

3.3 Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий НГК

3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов

3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах

3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций НГК

4. Рабочее задание 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью защитных экранов

5. Дозы облучения населения от источников искусственной радиации

6. Устройство дозиметра и радиометра РКСБ-104

6.1 Назначение прибора

6.2 Основные технические данные и характеристики прибора

6.3 Устройство и принцип работы

6.4 Указание мер безопасности

6.5 Подготовка к работе

6.6 Порядок работы

7. Рабочее задание 2

7.1 Выполнение измерений

7.2 Обработка и оформление результатов измерений

8. Рабочее задание 3

Контрольные вопросы

Список литературы

Приложение А

1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О РАДИАЦИИ

1.1 Естественная и искусственная радиоактивность

Радиоактивность - это свойство атомных ядер определенных химических элементов самопроизвольно превращаться в ядра других элементов с испусканием особого рода излучения, называемого радиоактивным. Нельзя повлиять на течение процесса радиоактивного распада, не изменив состояния атомного ядра. На скорость течения радиоактивных превращений не оказывают никакого воздействия изменения температуры и давления, наличие электрического и магнитного полей, вид химического соединения данного радиоактивного элемента и его агрегатное состояние.

Радиоактивные явления, происходящие в природе, называют естественной радиоактивностью (космическая радиация и излучения природных радионуклидов, рассеянных в земных породах, почве, воде, воздухе, строительных и других материалах, живых организмах). Например, изотоп ⁴⁰K широко рассеян в почвах и прочно удерживается глинами вследствие процессов сорбции. Глинистые почвы почти везде богаче радиоактивными элементами, чем песчаные и известняки. Радиоактивные тяжелые элементы (U, Th, Ra) содержатся преимущественно в горных гранитных породах. Радиоактивные элементы распространены в природе в ничтожных количествах. В земной коре естественно-радиоактивные элементы есть преимущественно в урановых рудах, и почти все они являются изотопами тяжелых элементов с атомным номером более 83. Цепи радиоактивных распадов начинаются с урана - радия (- Ra), тория () или актиния ().

Аналогичные процессы, происходящие в искусственно полученных веществах (через соответствующие ядерные реакции), называют искусственной радиоактивностью (сжигание угля, разработка месторождений радиоактивных руд, применение радионуклидов в различных отраслях экономики, работа ядерно-технических установок, ядерные взрывы в мирных целях (строительство подземных хранилищ, нефтедобыча, строительство каналов), аварии на объектах, содержащих радиоактивные вещества, ядерные отходы АЭС, промышленности, флота, испытание ядерного оружия (при ядерных взрывах образуется около 250 изотопов 35 элементов (из них 225 радиоактивных) как непосредственных осколков деления ядер тяжелых элементов (²³⁵U, ²³⁹Pu, ²³³U, ²³⁸U), так и продуктов их распада.

Количество радиоактивных продуктов деления (РПД) возрастает соответственно мощности ядерного заряда. Часть образовавшихся РПД распадается в ближайшие секунды и минуты после взрыва, другая часть имеет период полураспада порядка нескольких часов.

Радионуклиды, такие как ⁸⁶Rb, ⁸⁹Sr, ⁹¹Y, ⁹⁵Cd, ¹²⁵Sn. ^l25Te, ^l31I, ¹³³Xe, ^l36Cs, ¹⁴⁰Ba, ¹⁴¹Ce, ¹⁵⁶Eu, ¹⁶¹Yb, обладают периодом полураспада в несколько дней, a ⁸⁵Kr, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹³⁷Cs, ^l47Pm, ^l5lSm, ^l55Eu - от одного года до нескольких десятков лет. Группа, состоящая из ⁸⁷Rb, ⁹³Zr, ^l29I, ¹³⁵Cs, ¹⁴⁴Nd, ¹³⁷Sm, характеризуется чрезвычайно медленным распадом, продолжающимся миллионы лет)).

Искусственные радионуклиды по различным причинам попадают в окружающую среду, повышая тем самым радиационный фон. Кроме того, они включаются в биологические системы и поступают непосредственно в организм животных и человека. Все это создает опасность для нормальной жизнедеятельности живого организма.

Внешние и внутренние источники, действуя непрерывно, сообщают организму определенную поглощенную дозу. Большую часть облучения от источников естественной радиации человек получает за счет земных источников -- в среднем более 5/6 годовой эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением (в основном внутреннее облучение). Оставшаяся часть приходится на космическое излучение (главным образом внешнее облучение). Эффективная эквивалентная доза от воздействия космического излучения составляет около 300 мкЗв/год (для живущих на уровне моря), для живущих выше 2 тыс. м над уровнем моря эта величина в несколько раз больше. Среднегодовая безопасная доза для человека составляет около 1,2 мГр на гонады и 1,3 мГр на скелет.

1.2 Виды радиоактивных излучений

Лучи, отклоняющиеся в поперечном магнитном поле к отрицательно заряженной пластинке, были названы альфа-лучами, отклоняющиеся к положительно заряженной пластинке - бета-лучами, а лучи, которые совсем не отклонялись, - гамма-лучами.

Альфа-частицы (-частицы) представляют собой ядра атомов гелия и состоят из двух протонов и двух нейтронов; они имеют двойной положительный заряд и относительно большую массу, превышающую массу электрона в 7300 раз, движутся со скоростью около 20000 км/с. Имеют энергию, которая колеблется в пределах 2 - 11 МэВ. Для каждого данного изотопа энергия альфа-частиц постоянна. Пробег альфа-частиц в воздухе составляет в зависимости от энергии 2 - 10 см, в биологических тканях - несколько десятков микрометров (30 -150 мкм), в алюминии -10 - 70 мкм. Так как альфа-частицы массивны и обладают сравнительно большой энергией, путь их в веществе прямолинеен; они на своем пути создают ионизацию большой плотности (в воздухе на 1 см пути альфа-частица образует 100 - 250 тыс. пар ионов), вызывают сильно выраженные эффекты ионизации и флуоресценции. Этот вид излучения наблюдается преимущественно у естественных радиоактивных элементов (радий, торий, полоний, уран и др.). Альфа-излучатели при попадании в организм (через поврежденные участки ткани, дыхание, с водой, пищей, радиоактивной пылью) крайне опасны для человека и животных.

Вся энергия альфа-частиц передается клеткам организма, что наносит им вред. Для альфа-излучения лист бумаги или неповрежденная кожа - непреодолимое препятствие.

Бета-частицы (в-частицы) представляют собой поток частиц (электроны или позитроны) ядерного происхождения. Позитрон - элементарная частица, подобная электрону, но с положительным знаком заряда. Бета-частицы одного и того же радиоактивного элемента обладают различным запасом энергии (от нуля до некоторого максимального значения). Это объясняется тем, что при бета-распаде из атомного ядра вылетают одновременно с бета-частицей нейтрино. Поскольку бета-частицы одного и того же радиоактивного элемента имеют различный запас энергии, то величина их пробега в одной и той же среде будет неодинаковой. Путь бета-частиц в веществе извилист, так как, имея крайне малую массу, они легко изменяют направление движения под действием электрических полей встречных атомов. Бета-излучение обладает меньшим эффектом ионизации, чем альфа-излучение. Оно образует 50 - 100 пар ионов на 1 см пути в воздухе и имеет «рассеянный тип ионизации». Пробег бета-частиц в воздухе может составлять в зависимости от энергии до 25 м, в биологических тканях - до 1 см, в металлах - до 1 мм. Скорость движения бета-частиц в вакууме равна 1 ^. 10¹⁰ - 2,9 ^. 10¹⁰ см/с (0,3 - 0,99 скорости света). Проходя через вещество бета-частицы взаимодействуют как с электронами, так и с ядрами атомов. Различные радиоактивные изотопы значительно отличаются друг от друга по уровню энергии бета-частиц. Максимальная энергия бета-частиц различных элементов имеет широкие пределы - от 0,015 - 0,05 МэВ (мягкое бета-излучение) до 3 - 12МэВ (жесткое бета-излучение). Удельная ионизирующая способность бета-частицы меньше, чем у альфа-частицы, но выше, чем у гамма-частицы. В результате ионизации в некоторых средах происходят вторичные процессы: люминесценция, фотохимические реакции, образование химически активных радикалов.

Гамма-излучение () представляет собой поток электромагнитных волн, так же, как радиоволны, видимый свет, ультрафиолетовые и инфракрасные лучи, рентгеновское излучение. Различные виды электромагнитного излучения отличаются условиями образования и определенными свойствами (длиной волны, энергией).

Гамма-излучение распространяется со скоростью света, оно свободно проходит через тело человека и другие материалы без заметного ослабления. Гамма-излучение распространяется прямолинейно, оно имеет большой пробег в воздухе и может создавать вторичное и рассеянное излучения в средах, через которые проходит.

Рентгеновское излучение возникает при торможении электронов в электрическом поле ядер атомов вещества (тормозное рентгеновское излучение) или при перестройке электронных оболочек атомов при ионизации и возбуждении атомов и молекул (характеристическое рентгеновское излучение). При различных переходах атомов и молекул из возбужденного состояния в невозбужденное может происходить испускание видимого света, инфракрасных и ультрафиолетовых лучей.

Гамма-кванты -- это излучение ядерного происхождения. Они испускаются ядрами атомов при альфа- и бета-распаде природных и искусственных радионуклидов в тех случаях, когда в дочернем ядре оказывается избыток энергии, не захваченный корпускулярным излучением (альфа- и бета-частицей). Это избыток мгновенно высвечивается в виде гамма-квантов. Гамма-кванты лишены массы покоя. Это значит, что фотоны существуют только в движении. Они не имеют заряда и поэтому в электрическом и магнитном полях не отклоняются. В веществе и вакууме гамма-лучи распространяются прямолинейно и равномерно во все стороны от источника. Скорость распространения их в вакууме равняется скорости света (3 ^. 10¹⁰см/с). Частота колебаний гамма-квантов связана с длиной их волны. Чем меньше длина волны, тем больше частота колебаний излучения, тем больше его энергия и, следовательно, проникающая способность. Энергия гамма-излучения естественных радиоактивных элементов колеблется от нескольких килоэлектронвольт до 2 - 3 МэВ и редко достигает 5 - 6 МэВ. Гамма-излучатели редко имеют однозначную энергию квантов. В состав потока гамма-излучения чаще входят кванты различной энергии. Например, при распаде изотопа йода (¹³¹I) образуется пять групп квантов с энергиями 0,08; 0,163; 0,364; 0,637 и 0,722 МэВ. Бром (⁸²Вr) излучает 11 групп гамма-квантов с энергией в пределах 0,248 - 1,453 МэВ, а кадмий (¹¹⁵Cd) - 13 групп от 0,335 до 1,28 МэВ. Гамма-кванты, не имея заряда и массы покоя, вызывают слабое ионизирующее действие, но обладают большой проникающей способностью. Путь пробега в воздухе достигает 100 - 150 м.

Нейтронное излучение -- поток нейтронов. Заряд - 0, масса - 1а.е.м., энергия - 0,1-20 МэВ, излучается при ядерных превращениях, пробег больше, чем у других излучений.

Наиболее опасными являются г - излучения и нейтроны, так как имеют наибольшие пробеги.

1.3 Единицы измерения активности, дозы излучения

Количество любого радиоактивного изотопа со временем уменьшается вследствие радиоактивного распада (превращения ядер). Скорость распада определяется строением ядра. На этот процесс нельзя повлиять никакими обычными физическими или химическими способами, не изменив состояния атомного ядра. Для каждого радиоактивного изотопа средняя скорость распада его атомов постоянна, неизменна и характерна только для данного изотопа. Постоянная радиоактивного распада для определенного изотопа показывает, какая доля ядер распадается в единицу времени. Постоянную распада выражают в обратных единицах времени: с^-1, мин^-1, ч^-1 и т. д., чтобы показать, что количество радиоактивных ядер убывает.

Для характеристики скорости распада радиоактивных элементов в практике пользуются вместо постоянной распада периодом полураспада. Период полураспада -- это время, в течение которого распадается половина исходного количества радиоактивных ядер. Для различных радиоактивных изотопов период полураспада имеет значения от долей секунды до миллиардов лет. Причем у одного и того же элемента могут быть изотопы с различными периодами полураспада. Соответственно и радиоактивные элементы разделяются на короткоживущие (часы, дни) и долгоживущие (годы).

Связь между периодом полураспада и постоянной распада имеет обратную зависимость, т. е. чем больше значение , тем меньше значение Т, и наоборот:

.

Особенность радиоактивного распада в том, что ядра одного и того же элемента распадаются не все сразу, а постепенно, в различное время. Иными словами, распад ядер происходит неравномерно -- то большими, то меньшими порциями, поэтому при одном и том же времени измерения числа импульсов от радиоактивного препарата получаются разные значения. Следовательно, для получения точных результатов необходимо измерения проводить несколько раз. Однако при определении радиоактивности короткоживущих препаратов будут наслаиваться другие ошибки, во избежание которых необходимо правильно выбрать время счета (таблица Бэлла и др.).

Количество радиоактивного вещества обычно определяют не единицами массы (грамм, миллиграмм и т. п.), а активностью данного вещества, которая равна числу распадов в единицу времени. Чем больше радиоактивных превращений испытывают атомы данного препарата в секунду, тем больше его активность. Как следует из закона радиоактивного распада, активность радионуклида пропорциональна числу радиоактивных атомов, т. е. возрастает с увеличением количества данного вещества. Поскольку скорость распада радиоактивных изотопов различна, то одинаковые по массе количества различных радионуклидов имеют разную активность. Так, если взять радионуклиды ²³⁸U, ³²Р и ⁸Li одинаковой массы, но с различными периодами полураспада (4,5 ^. 10⁹ лет, 14,3 дня и 0,89 с соответственно), то самая высокая активность будет у лития и фосфора и очень малая у урана, так как наибольшее число распадов в 1 с будет у первых двух изотопов.

Единицей активности в системе единиц (СИ) служит распад в секунду (расп/с), ее называют беккерель (Бк); 1 Бк = 1 с^-1.

Также используется единица - кюри (Ки). Кюри - это такое количество любого радиоактивного вещества, в котором число радиоактивных распадов в секунду равно 3,7 ^. 10¹⁰. Единица кюри соответствует радиоактивности 1 г радия. Кюри очень большая величина, поэтому обычно употребляют дробные производные единицы (1 мКи, мкКи, 1 нКи, 1 пКи). 1 Ки = 3,7 ^. 10¹⁰ Бк.

Активность любого радиоактивного препарата по истечении времени t определяют по формуле, соответствующей основному закону радиоактивного распада:

,

где A_t-- активность препарата через время t; А₀ -- исходная активность препарата; е-- основание натуральных логарифмов (е= 2,72); Т-- период полураспада; значения Т и t должны иметь одинаковую размерность (минуты, часы, сутки и т. д.).

Пример. Активность А₀ радиоактивного элемента ³²Р на определенный день равна 5 мКи. Определить активность этого элемента через неделю. Период полураспада T элемента ³²Р составляет 14,3 дня. Активность ³²Р через 7 сут:

.

Единицы кюри для характеристики гамма-активности источников непригодны. Для этих целей введена другая единица - эквивалент 1 мг радия (мг-экв. радия). Миллиграмм-эквивалент радия -- это активность любого радиоактивного препарата, гамма-излучение которого при идентичных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как гамма-излучение 1 мг радия Государственного эталона радия РФ при использовании платинового фильтра толщиной 0,5 мм.

Существуют таблицы гамма-постоянных для большинства радиоактивных изотопов. Так, гамма-постоянная ⁶⁰Со составляет 13,5 Р/ч.

Доза излучения и единицы ее измерения. Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биологической среды. На процесс ионизации излучения расходуют свою энергию. В результате взаимодействия излучений с биологической средой живому организму передается определенное количество энергии. Часть поступающего в организм излучения, которое пронизывает облучаемый объект (без поглощения), действия на него не оказывает. Поэтому основная физическая величина, характеризующая действие излучения на организм, находится в прямой зависимости от количества поглощенной энергии. Для измерения количества поглощенной энергии введено такое понятие, как доза излучения. Это величина энергии, поглощенной в единице объема (массы) облучаемого вещества.

Различают дозу в воздухе, дозу на поверхности (кожная доза) и в глубине облучаемого объекта (глубинная доза), очаговую и интегральную (общая поглощенная доза) дозы. Так как поглощенная энергия расходуется на ионизацию среды, то для измерения ее необходимо подсчитать число пар ионов, образующихся при излучении. Однако измерить ионизацию непосредственно в глубине тканей живого организма трудно. В связи с этим для количественной характеристики рентгеновского и гамма-излучений, действующих на объект, определяют так называемую экспозиционную дозу D₀, которая характеризует ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей в воздухе. От экспозиционной дозы с помощью соответствующих коэффициентов переходят к дозе, поглощенной в объекте. Экспозиционную дозу определяют по ионизирующему действию излучения в определенной массе воздуха и только при значениях энергии рентгеновских и гамма-лучей в диапазоне от десятков килоэлектронвольт до 3 МэВ.

За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят кулон на килограмм (Кл/кг), т. е. такая экспозиционная доза рентгеновских и гамма-лучей, при которой в 1 кг сухого воздуха образуются ионы, несущие заряд в один кулон электричества каждого знака.

На практике применяют единицу рентген (1 Р = 2,58 ^. 10^-4 Кл/кг). Рентген (Р) -- экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см³ воздуха (0,001293 г сухого воздуха) при нормальных условиях (0 ^oС и 1013 ГПа) образуется 2,0 ^. 10⁹ пар ионов.

Поскольку на образование одной пары ионов в воздухе в среднем затрачивается 34 эВ, то энергетический эквивалент рентгена в 1 см³ воздуха составляет 2,08 ^. 10^{9 .} 34 = 7,08 ^. 10⁴ МэВ = 0,114 эрг/см³, или в 1 г воздуха 88 эрг (0,114/0,001293 = 88 эрг).

Единица рад (rad -- radiation absorbent dose) - поглощенная доза любого вида ионизирующего излучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия излучения, равная 100 эрг (1 рад = 100 эрг/г = 10^-2 Дж/кг).

За единицу поглощенной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят джоуль на килограмм (Дж/кг), т. е. такая поглощенная доза, при которой в 1 кг массы облученного вещества поглощается 1 Дж энергии излучения. Этой единице присвоено собственное наименование грей (Гр), 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад. Эквивалентной единицей поглощенной дозы является зиверт (Зв).

Поскольку при одной и той же энергии гамма-квантов и частиц в 1 г биологической ткани, разной по химическому составу, поглощается различное количество энергии, поглощенную в тканях дозу измеряют в радах расчетным путем по формуле

,

где D_рад -- поглощенная доза, рад; D_p -- экспозиционная доза в той же точке, Р; f -- переходный коэффициент, значение которого зависит от энергии излучения и от рода поглощающей ткани (атомного номера и плотности).

Если в воздухе доза излучения в 1 Р энергетически эквивалентна 88 эрг/г, то поглощенная энергия для этой среды составит 88 :100 = 0,88 рад. Таким образом, для воздуха поглощенная доза, равная 0,88 рад, соответствует экспозиционной дозе в 1 Р. Переходный коэффициент f обычно определяют опытным путем. Для воды и мягких тканей коэффициент f_тк округленно принят за единицу (фактически он составляет 0,93). Следовательно, поглощенная доза в радах численно почти равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Для костной ткани коэффициент f_K = 2 - 5.

В биологическом отношении важно знать не просто дозу излучения, которую получил облучаемый объект, а дозу, полученную в единицу времени. В одном случае суммарная доза, значительно превышающая смертельную, но полученная в течение длительного периода времени, не только не приведет к гибели живого, но даже не вызовет у него реакцию лучевого поражения. В другом случае доза меньше смертельной, но полученная в короткий отрезок времени, может вызвать лучевую болезнь различной тяжести. В связи с этим введено понятие мощности дозы. Мощность дозы (P) -- это доза излучения D, отнесенная к единице времени t:

.

Чем больше мощность дозы Р, тем быстрее растет доза излучения D.

В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв); 1 Зв = 100 бэр. Внесистемная единица эквивалентной дозы -- биологический эквивалент рентгена - бэр (1 бэр = 1 ^. 10^-2Дж/кг).

Для установления соотношения между активностью радиоактивного препарата и экспозиционной дозой, создаваемой им, используют гамма-постоянную . Для точечного источника с активностью А (мКи) доза излучения D (Р), создаваемая за время t (ч), на расстоянии R (см) выражается формулой

.

Соответственно мощность экспозиционной дозы (Р/ч) равна:

.

Если вместо активности известен гамма-эквивалент радиоактивного изотопа М (мг ^. экв. радия), то

,

где 8,4 -- гамма-постоянная радия, г.

Квадрат расстояния R в знаменателе показывает, что доза от точечного источника ослабевает по закону квадратов расстояния подобно изменению интенсивности света.

Пример. Имеется радиоактивный источник ⁶⁰Со, гамма-эквивалент которого 10 мг ^. экв. радия. Какую дозу получит работающий на расстоянии 0,5 м за 6 дней, если работает ежедневно: по 30 мин; по 3 мин?

Решение:

1) ;

Размещено на http://www.allbest.ru/

При пересчете в единицы СИ необходимо учесть, что 1 Р = 10^-2 Гр.

Для обеспечения прогноза радиоактивных воздействий введено понятие мощность дозы. Это чрезвычайно важное понятие применяется и для экспозиционной, и для поглощенной, и для эквивалентной доз. В каждом случае, соответствующая мощность дозы равна дозе, получаемой тем или иным веществом за единицу времени (за секунду или, в бытовых условиях чаще, за час). Мощность эквивалентной дозы принято обозначать МЭД. Зная эту величину, можно наперёд вычислить ожидаемое значение получаемой дозы за любой, наперед заданный, период времени, умножив МЭД на это время.

Например, дозиметрический прибор показал мощность эквивалентной дозы на ступеньках из гранита - 0,8 мкЗв/ч (Р=0,8 мкЗв/ч). Если человек посидит на этих ступеньках, например, 5 часов, то он получит радиационное облучение дозы 0,8 мкЗв/ч Ч 5 ч = 4 мкЗв (400 мкбэр), что в 25-50 раз выше дозы от естественной солнечной радиации.

Последствия облучения определяются не мощностью дозы, а суммарной полученной дозой, т.е. мощностью дозы умноженной на время, в течение которого облучается человек. Например, если мощность дозы составляет 0,11 мкЗв/ч, то облучение в течение года (8800 ч) создаст дозу ~ 1000 мкЗв или 1 миллизиверт (мЗв).

1.4 Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении

При работе с открытыми источниками ионизирующих излучений радиоактивные вещества могут вследствие нарушения техники безопасности или при аварии попасть в организм через дыхательные пути, желудочно-кишечный тракт, поры кожи и открытые повреждения. Иногда радиоактивные вещества вводят в организм с диагностической, терапевтической или экспериментальной целью. Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в организм создается опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда неизвестно количество радиоактивного вещества, поступившего в организм.

Следует отметить, что при одних и тех же количествах радиоактивного вещества внутреннее облучение во много раз опаснее внешнего. Это связано с рядом особенностей:

- резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;

- расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается практически до нуля, а телесный угол, при котором излучение воздействует на организм, достигает ;

- внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени, тогда как радиоактивные вещества отлагаются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных в жизнедеятельности органов или непосредственно в них (критические органы);

- наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом относительной биологической эффективностью (ОБЭ). Особенно это относится к альфа-излучению.

Содержание радиоактивных веществ в организме со временем уменьшается в результате двух одновременно протекающих процессов: физического распада и биологического выведения их из организма. Следовательно, эффективная постоянная выведения будет складываться из постоянной физического распада и постоянной биологического выведения :

.

Скорость биологического выведения больше у тех радиоактивных веществ, которые имеют меньшее «сродство» с элементами живой ткани. Радиоактивные вещества, вступающие в обмен веществ и прочные биологические соединения, удерживаются в организме длительное время.

Дозу при внутреннем облучении можно подсчитать, если известны радиоактивный изотоп, закон распределения его в организме и продолжительность облучения. Со временем концентрация радиоактивного изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциальной зависимости:

,

где С₀ -- исходная концентрация радиоактивного изотопа, мКи/г; С_t -- концентрация радиоактивного изотопа, оставшаяся по прошествии времени t, мКи/г; е -- основание натуральных логарифмов; -- эффективная постоянная выведения; t -- время, прошедшее от начального момента (t=0) до данного.

Мощность дозы при однократном поступлении радиоактивного вещества пропорциональна концентрации и, следовательно, также будет убывать по экспоненте.

Полная поглощенная доза (рад), накапливающаяся от начального момента времени t = 0 до полного распада изотопа, в каком-либо органе с распределенным в нем гамма-излучателем может быть рассчитана по формуле

,

где 0,032 -- постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз; -- постоянная гамма-изотопа; С_о -- начальная концентрация изотопа в ткани, мКи/г; р -- плотность ткани, г/см³; q -- геометрический фактор, зависящий от формы и размера объекта; Т_эфф -- эффективный период полувыведения изотопа из организма (или из органа при расчете поглощенной дозы в органе). Оценка геометрического фактора сложна. В справочниках даются ориентировочные значения q для различных точек тела разной формы (шар, цилиндр и т. д.). Поглощенную дозу (рад) в любой момент времени после поступления радиоизотопа в организм вычисляют по формуле

,

где С₀ -- начальная концентрация радиоизотопа, мКи/г; t --время в днях.

Поглощенную дозу (рад) для короткоживущего бета-излучающего изотопа, распадающегося практически полностью в течение первых суток (или одной недели) после поступления его в биологическую ткань, рассчитывают по формуле

,

где 73,8 -- постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз, если концентрация изотопа С выражена в мКи/г, а Т_эфф в сутках; -- средняя энергия бета-частиц, МэВ.

Поглощенную дозу (рад) в любой момент времени вычисляют по формуле

,

где t--время облучения, сут.

Альфа-излучающие вещества при попадании внутрь организма оказывают более выраженное биологическое действие, чем гамма- и бета-излучающие вещества при равной концентрации на 1 г ткани. Это обусловлено высокой плотностью ионизации среды вдоль пути альфа-частицы. Отношение ОБЭ альфа-излучения к ОБЭ гамма- и бета-излучений равно 10.

Поглощенную дозу от альфа-излучения за время t, когда заметно снижается концентрация радиоизотопа вследствие физических и биологических процессов, рассчитывают по формуле, аналогичной расчету поглощенной дозы от бета-излучения, но с введением коэффициента ОБЭ:

,

где -- средняя энергия альфа-частиц.

Если в объекте облучения одновременно находятся альфа-, бета-и гамма-излучающие изотопы, то отдельно рассчитывают дозы от каждого вида излучения, а полученные величины складывают.

2. ОСНОВЫ РАДИОЭКОЛОГИИ

2.1 Некорневое поступление радионуклидов в сельскохозяйственные культуры и передача их по трофическим цепям

Радиоактивные вещества, попадая из атмосферы на земную поверхность, могут непосредственно поступать в растения, оседая на их надземных частях. Одни радионуклиды прочно сорбируются, другие смываются дождем, третьи проникают в растения и участвуют в обмене веществ в процессе их роста и развития.

Задержка растениями радиоактивных веществ, выпадающих из атмосферы, зависит от физических свойств выпадений (частицы, пары, роса, дождь или туман), дисперсности выпавшего материала и скорости роста растений.

Загрязнение рек, озер и других водоемов происходит в результате оседания радионуклидов на их поверхности и путем смыва их дождевыми осадками, паводковыми и другими водами.

Естественный травостой удерживает 30 - 40 % выпавшего количества гамма-излучающих нуклидов и около 30 % ¹³⁷Cs. Сеяные многолетние травы удерживают соответственно 20 - 40 и 7 - 15 %. На пашне сразу после выпадения более 97 % радиоактивных веществ сосредоточивается в верхнем двухсантиметровом слое. В дальнейшем происходит постепенная миграция радионуклидов в глубь почвы.

У травянистых видов идет значительное накопление изотопов цезия и стронция. Как показали наблюдения, растения естественных кормовых угодий всегда характеризуются более высокой удельной радиоактивностью, чем сеяные травы и различные сельскохозяйственные культуры. Объясняется это тем, что радионуклиды в почвах естественных кормовых угодий сосредоточены в основном в слое 0 - 5 см, создавая там высокую концентрацию радиоактивных изотопов в единице объема почвы. При перепашке почвы концентрация радионуклидов снижается, и создаются условия для их меньшей усвояемости растениями. Это подсказывает путь улучшения естественных кормовых угодий в условиях радиационного загрязнения.

Высокой подвижностью в растениях обладают радионуклиды Cs, I и Th, низкой -- радионуклиды Sr, Се и Ва. Через листья в растения проникает от 20 до 60 % поверхностно нанесенного раствора ¹³⁷Cs, a ⁹⁰Sr -- всего лишь сотые доли процента (Р. М. Алексахин и др.).

Большое значение в накоплении растениями радионуклидов имеет фаза вегетации. Листья молодых растений поглощают радионуклиды в значительно больших количествах, чем листья растений, заканчивающих рост и развитие. В среднем период времени, в течение которого содержание ⁹⁰Sr пастбищной растительности снижается вдвое, составляет 14 сут. Сведения о скорости полуочищения поверхностно загрязненных кормовых растений от радионуклидов имеют важное прикладное значение для составления прогноза вероятного уровня радиоактивного загрязнения растений и принятия обоснованных мер снижения поступления радионуклидов в кормовые культуры.

Сведения о количестве и длительности пребывания радионуклидов на стеблях имеют важное значение для определения рациональных сроков и технологии уборки урожая.

Радиоактивные вещества, выпавшие на поверхность почвы из атмосферы и осевшие с поверхности растений, могут служить существенным источником повторного механического их загрязнения уже после прекращения выпадения радиоактивных осадков. Загрязнение растений радиоактивной пылью происходит при поднятии ее с поверхности земли ветром, пасущимися животными, при разбрызгивании каплями дождя и обработке или уборке урожая сельскохозяйственными машинами.

При некорневом радионуклидном загрязнении растительности переход их из корма в организм животных и продукцию животноводства, как правило, выше, чем при корневом поступлении.

Накопление радионуклидов сильно зависит от типа почв: хуже они всасываются из сероземов и черноземов, а лучше всего из торфоболотных и легких почв (песчаные и подзолистые), красноземы и лугово-карбонатные почвы занимают промежуточное положение. При некорневом пути поступления более подвижным является ¹³⁷Cs. Поступление ⁹⁰Sr и других радионуклидов происходит при этом в десятки раз медленнее. При корневом поступлении наиболее подвижным является ⁹⁰Sr. ¹³⁷Cs сильнее сорбируется почвой и поэтому в относительно меньших количествах переходит из почвы в растения.

По корневому пути из почвы во все последующие годы после выпадения радионуклидов происходит загрязнение грибов, ягод, дикорастущих плодов, лекарственных и кормовых растении.

По способности к накоплению растениями радионуклиды образуют ряд:

⁶⁵Zn> ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ⁵⁹Fe > ¹⁴⁴Ce, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁵Zr > ²³⁹Pu, ¹⁴⁷Pm, ⁹¹Y, ²³⁵U.

Большинство искусственных радионуклидов прочно сорбируются почвенным поглощающим комплексом и включаются в биологический круговорот в сравнительно небольших количествах. Исключение составляют ⁶⁵Zn, ⁸⁹Sr и ⁹⁰Sr, отличающиеся наибольшей подвижностью в системе «почва - растение». Например, коэффициент накопления ⁶⁵Zn при переходе из воды в почву, а затем в траву пастбищ равен 440 (мкКи/г сырого вещества)/ (мкКи/мл воды), а цезия, кобальта и церия - лишь 0,19; 0,07 и 0,03 соответственно. На легких по механическому составу песчаных почвах накопление ¹³⁷Cs растениями в 40 -50 раз больше, чем ⁹⁰Sr. Из растворов поглощение корнями растений радионуклидов происходит в больших количествах, чем из почв.

Переход радионуклидов из почвы в растения во многом определяется их видовыми и сортовыми особенностями (строение корневой системы, характер метаболизма).

Поглощение радионуклидов растениями из почвы зависит также от ее состава. Почвы тяжелого гранулометрического состава отличаются большей поглотительной способностью, чем легкие. Существенное влияние на переход из почвы в растения ¹³⁷Cs оказывает содержание в ней органического вещества. Поступление этого радионуклида в растения из торфянистых почв больше, чем из минеральных, в несколько раз.

Перенос питательных веществ между трофическими уровнями называют пищевой цепью, пищевой сетью. Механизмы, с помощью которых растения и животные получают необходимые для их роста неорганические вещества из почвы, аналогичны тем механизмам, посредством которых радионуклиды поступают в биологические системы. Таким образом, естественные и искусственные радионуклиды стабильных химических элементов также циркулируют в биосфере по характерным биологическим цепям, проникая из внешней среды в организмы, а затем снова возвращаясь во внешнюю среду.

При непрерывных глобальных выпадениях наиболее высокие концентрации радионуклидов обнаруживаются в продукции растениеводства, меньшие - в продукции животноводства. Концентрация ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs в кормах превосходит концентрацию в молоке соответственно в 100 и 30 раз, в мясе - в 50 и 10 раз. Наибольшей подвижностью в цепи «воздух - растение - животные -- продукция животноводства» обладают ⁹⁰Sr, ¹³¹I и ^l37Cs, менее подвижны ¹⁰⁶Ru, ¹⁴⁴Се и изотопы U.

Наиболее короткий путь поступления радиоактивных продуктов деления в организм человека кроме непосредственного попадания из атмосферы - через сельскохозяйственные растения и животных. При этом продукты деления могут попадать в организм человека как непосредственно через растительную пищу, так и через животных, питающихся растениями, содержащими радиоактивные вещества.

Из радиоактивных продуктов деления в первый период наибольшую опасность представляют изотопы йода вследствие наиболее высокого относительного содержания их и значительной биологической токсичности. В последующем основную роль играют ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs из-за их относительно высокой энергии излучения, большого периода полураспада и способности активно включаться в биологический круговорот веществ (почва - растения - животные - человек). Эти изотопы способны надолго задерживаться в организме человека и животных. При поступлении с кормом в организм ⁹⁰Sr его постоянным неизотопным носителем служит кальций, а для ¹³⁷Cs -- калий.

В организме животных калий и кальций представлены как макроэлементы. При исследовании закономерностей передвижения ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs от одного объекта биосферы к другому было замечено, что первый ведет себя сходно с кальцием, второй -- с калием. Например, установлено, что при равных условиях в объектах биосферы, загрязненных радионуклидами, максимальная концентрация ⁹⁰Sr всегда обнаруживается в органах (продуктах), физиологически богатых кальцием (кости, яичная скорлупа), а максимальная концентрация ¹³⁷Cs - в объектах, богатых калием (например, мышцы).

Отметим, что многие вопросы закономерностей перехода радионуклидов в звеньях биологических цепей остаются еще слабо изученными.

2.2 Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов

При выпадении радиоактивных веществ на территории лесных массивов значительная часть радионуклидов опускается и задерживается кронами деревьев, осаждаясь на листьях, хвое и коре, другая их часть попадает под полог деревьев в травяной покров, лесную подстилку и почву. Доля радионуклидов, задерживающихся в пологе леса, варьирует в зависимости от состава, сомкнутости, формы и фазы вегетации древесной растительности. На опушке леса с наветренной стороны до 50 м в глубь леса их задерживается в 2 - 10 раз больше, чем в лесных массивах. Плотность радиоактивного загрязнения в наветренных опушках иногда в 30 раз выше, чем на открытых территориях.

В наземной части древесно-кустарниковой растительности при внешнем загрязнении радионуклиды частично проникают в их внутренние ткани. В результате через год после выпадения радиоактивных веществ доля их в кронах, особенно в лиственных насаждениях, снижается в несколько раз. Соответственно возрастает загрязненность лесной подстилки и почвы. На глубине до 5 см сосредоточивается более 90 % радионуклидов. В хвойных лесах самоочищение происходит медленнее. Обычно на это требуется 3 - 4 года.

Перемещаясь в лесной подстилке и почве, радионуклиды ими прочно фиксируются. Обычно они проникают до глубины 10 см. В последующем лес надежно предотвращает перенос радионуклидов с водой и ветровой перенос их, способствуя тем самым стабилизации радиоэкологической обстановки на загрязненных землях. Однако со временем в загрязненном лесу усиливается процесс корневого поступления радионуклидов в лесную растительность.

В настоящее время гамма-активность почв и растений в основном обусловлена ¹³⁷Cs, бета-активность -- ⁹⁰Sr, альфа-активность -- изотопами ²³⁸Рu, ²³⁹Рu и ²⁴⁰Рu.

В живом напочвенном покрове лесных насаждений высокой удельной радиоактивностью обладают зеленые мхи -- 3,7 ^. 10⁵ Бк/кг (10^-5 Ки/кг), а также лишайники -- 3,7 ^. 10⁶ Бк/кг(10^-4 Ки/кг). Шляпочные грибы повсеместно имели значительную радиоактивность -- 3,7 ^. 10⁵ - 3,7 ^. 10⁶ Бк/кг (10^-5 - 10^-4 Ки/кг), что на 1 - 2 порядка выше, чем у сосудистых высших растений. Большой активностью отличались также земляника -- 3,7 ^. 10^{3 -} 3,7 ^. 10⁴ Бк/кг (10^{-7 -} 10^-6 Ки/кг), малина 3,7 ^. 10⁴ - 3,7 ^. 10⁵ Бк/кг (10^-6 - 10^-5 Ки/кг), черника 3,7 ^. 10⁴ Бк/кг (10^-6 Ки/кг) за счет аккумулирования ⁹⁰Sr, ²³⁸Pu, ²³⁹Рu и ²⁴⁰Рu.

3 СанПиН 2.6.6.1169-02 "Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса российской федерации"

СанПиН 2.6.6.1169-02 (введен с 1 января 2003 г.) являются обязательными для исполнения на территории РФ всеми юридическими и физическими лицами независимо от их ведомственной принадлежности и формы собственности, которые в своей деятельности осуществляют геологические изыскания (разведку), добычу, переработку и транспортировку нефти и газа (газового конденсата), а также ремонт и техническое обслуживание оборудования, сбор, переработку, транспортирование и захоронение производственных отходов предприятий нефтегазовой отрасли.

При разведке месторождений нефти и газа, а также добыче, переработке и транспортировке нефти и газа в окружающую среду в том или ином виде поступают природные радионуклиды рядов ²³⁸U и ²³²Th, а также ⁴⁰К, которые исходно содержатся в геологических структурах, пластовых водах и т.п. В процессе добычи и переработки они существенно перераспределяются, - осаждаются на технологическом оборудовании, поверхностях рабочих помещений, территории предприятий и т.д., концентрируясь в ряде случаев до значительных уровней, при которых возможно повышенное облучение работников предприятий и населения, а также рассеяние в среду обитания людей.

Потенциально источниками производственного облучения работников организаций отрасли являются:

- промысловые воды, содержащие природные радионуклиды;

- загрязненные природными радионуклидами территории (отдельные участки территорий) нефтегазодобывающих и перерабатывающих предприятий;

- отложения солей с высоким содержанием природных радионуклидов на технологическом оборудовании и поверхностях рабочих помещений;

- загрязненные природными радионуклидами транспортные средства и технологическое оборудование, направляемое в ремонт и в места их временного хранения;

- технологические процессы, в результате которых в воздух рабочих помещений могут интенсивно поступать изотопы радона (²²²Rn и ²²⁰Rn), а также образующиеся из них короткоживущие дочерние продукты (очистка буллитов и РВС, ремонт технологического оборудования и др.);

- производственная пыль с высоким содержанием природных радионуклидов в воздухе рабочей зоны (очистка буллитов и РВС, резка труб и другого технологического оборудования и др.);

- производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов;

- в некоторых случаях источником внешнего облучения могут оказаться используемые баллоны со сжиженным газом (при высоких концентрациях радона в газе источниками гамма-излучения становятся дочерние продукты радона - ²¹⁴Pb и ²¹⁴Bi).

Суммарная эффективная доза производственного облучения работников организаций формируется за счет внешнего (гамма-излучение природных радионуклидов) и внутреннего излучений (ингаляционного поступления: изотопов радона, их короткоживущих дочерних продуктов, природных радионуклидов с производственной пылью; перорального поступления природных радионуклидов при заглатывании с пищей и питьевой водой, а также при попадании их на кожные покровы работающих с загрязненных поверхностей оборудования и средств индивидуальной защиты). Классификация производственных отходов осуществляется по эффективной удельной активности природных радионуклидов (А_эфф) в них в соответствии с таблицей 1.

Таблица 1 - Категории производственных отходов предприятий НГК

Категория отходов	Эффективная удельная активность природных радионуклидов Аэфф, кБк/кг	Мощность дозы гамма-излучения природных радионуклидов в отходах, мкГр/ч
I	Аэфф ? 1,5	H ? 0,7
II	1,5 < Аэфф ? 10,0	0,7< H ? 4,4
III	Аэфф >10,0	H > 4,4

Примечание - Мощность дозы гамма-излучения измеряется на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов в соответствии с утвержденными в установленном порядке методиками контроля. Расчетные значения Н по таблице 1 соответствуют верхним граничным значениям А_эфф для отходов разной категории.

Сортировка производственных отходов предприятий НГК с установлением их категории по таблице 1 должна производиться по результатам определения содержания природных радионуклидов гамма-спектрометрическими методами.

Обращение с производственными отходами I категории в производственных условиях, включая их сбор, временное хранение, транспортировку и захоронение на свалках общепромышленных отходов по радиационному фактору осуществляется без ограничений.

Обращение с производственными отходами II категории проводится с учетом планируемого характера их дальнейшего использования. При этом порядок и условия их сбора, временного хранения, транспортировки, переработки и захоронения должны обеспечивать соблюдение дозовых пределов облучения работников организаций и населения, установленные СП 2.6.1.758-99 (НРБ-99) . На обращение с производственными отходами II категории оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпиднадзора о соответствии обращения санитарным правилам.

Обращение с производственными отходами III категории производится в соответствии с требованиями раздела 3.12 СП 2.6.1.799-99 (ОСПОРБ-99) по обращению с низкоактивными радиоактивными отходами.

3.1 Критерии обеспечения радиационной безопасности

Критерии обеспечения радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на предприятиях НГК разработаны с учетом требований НРБ-99, ОСПОРБ-99, санитарных правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ и санитарных правил обращения с радиоактивными отходами. Они основаны на допустимых уровнях облучения населения и работников организаций за счет природных источников ионизирующего излучения и критериях ограничения загрязнения среды обитания человека природными радионуклидами.

Дозы производственного облучения работников при обращении с производственными отходами определяются удельной активностью природных радионуклидов, видом и количеством отходов на рабочем месте, продолжительностью работы с ними, запыленностью воздуха в зоне дыхания, воздухообменом помещений и рядом других параметров.

Дозы облучения населения за счет деятельности предприятий НГК зависят от удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах, возможности и длительности контакта населения с отходами, интенсивности поступления природных радионуклидов в среду обитания людей, характера использования отходов и т.п.

Радиационная безопасность при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов считается обеспеченной, если выполняется совокупность следующих условий:

-обеспечена радиационная безопасность работников организаций, в результате деятельности которых происходит образование производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов, а также предприятий, принимающих участие в обращении с ними;

- обеспечена радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия предприятий, деятельность которых связана с обращением с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов;

- обеспечены радиационно безопасные условия сбора, временного хранения, транспортировки, переработки, использования и захоронения производственных отходов.

...