Основи ядерної фізики

Глибоко під землею радон проникає також у природний газ. У результаті попередньої переробки газу й у процесі його зберігання, перед надходженням до споживача, велика частина радону зникає. Але концентрація радону в приміщенні може зрости, якщо кухонні плити, опалювальні й інші нагрівальні пристрої, у яких спалюється природний газ, не оснащені надійною витяжкою. За оцінюванням фахівців ефективна еквівалентна доза опромінення від радону і його дочірніх продуктів складає у середньому біля одного м^З в/рік, тобто біля половини всієї річної дози, одержуваної людиною в середньому від усіх природних джерел радіації.

Інші джерела радіації

Вугілля, подібно більшості інших природних матеріалів, містить незначну кількість первинних радіонуклідів. Концентрація радіонуклідів у різних вугільних шарах відрізняється у сотні разів. В основному вугілля містить менше радіонуклідів, ніж земна кора. Але при спалюванні вугілля велика частина його мінеральних компонентів спікається у шлак або золу, де в основному і концентруються радіонукліди. Використання золи як добавки до цементу і бетонів, може призвести до збільшення радіаційного опромінення.

Фосфати. Видобуток фосфатів, які використовуються для виробництва мінеральних добрив, супроводжується підвищенням радіоактивного фону. Це пов'язано з тим, що більшість відкритих фосфатних родовищ містять уран. У процесі видобутку і переробки руди виділяється радон, та й самі добрива містять радіоізотопи, що проникають із ґрунту в харчові культури.

Штучні джерела радіації

За останнє десятиліття створено кілька сотень штучних радіонуклідів, а також активно використовується енергія атома в різних цілях. Однак, на відміну від природних джерел, породжуване штучними джерелами радіоактивне випромінювання, практично в усіх випадках контролюється. Умовно, штучні джерела радіації можна поділити на групи:

· рентгенівські апарати, діагностичні пристрої на базі використання радіоізотопів, променева терапія;

· ядерні вибухи;

· атомна енергетика;

· предмети, що містять радіоактивні речовини.

Ще й сьогодні можна зустріти годинники з циферблатами, які виготовлялися із застосуванням радію або трохи менш небезпечного тритію; антистатичні щітки для видалення пилу з фотографічних плівок, дія яких основана на випромінюванні a- частинок; радіоізотопні детектори диму, принцип дії яких оснований на використанні a-випромінювання плутонію 239; кольорові телевізори, що випускають м'яке рентгенівське випромінювання й інші пристрої.

4.3 Потік і інтенсивність іонізуючих випромінювань

Потік будь-якого радіоактивного випромінювання Ф визначають відношенням числа частинок, які падають на поверхню S, розташовану перпендикулярно до напрямку поширення випромінювання за час t .

(3.4.3.1)



Позначимо число частинок в одиниці об'єму, які рухаються в напрямку до мішені, буквою n. Це число називається концентрацією частинок. За одиницю часу на мішень попадають ті частинки, відстань яких від мішені не перевищує довжини, чисельно рівної швидкості . Оскільки одиничну площадку мішені перетинають частинки, які розміщуються у циліндрі висотою і одиничною площею поперечного перерізу S, то потік такого випромінювання буде дорівнювати:

Ф = (3.4.3.2)

Потік частинок вимірюють в одиницях част./(м²·с) або част./(см²·с), причому:

(3.4.3.3)

Сумарне число частинок, які падають щосекунди на мішень площею S, можна визначити за формулою N = Ф·S .

Інтенсивність випромінювання J - це енергія випромінювання, яка переноситься частинками за одиницю часу через одиничну площадку, перпендикулярну напрямку поширення випромінювання. Одиницею інтенсивності випромінювання є ват поділений на квадратний метр (Вт/м²).

(3.4.3.4)

Інтенсивність випромінювання вимірюється в Дж/м²с або в Вт/м², або в МеВ/(см²·с). Зв'язок між одиницями інтенсивності Вт/м² і МеВ/см²с



(3.4.3.5)

Для моноенергетичного пучка частинок з кінетичними енергіями Е потік і інтенсивність випромінювання пов'язані досить простим співвідношенням:

J = Ф·Е.. (3.4.3.6)

Якщо пучок випромінювання складається з немоноенергетичних частинок, то за кінетичну енергію в останній формулі приймають середню кінетичну енергію цих частинок :

J= Ф. (3.4.3.7)



5. Взаємодія елементарних частинок з речовиною

5.1 Взаємодія важких заряджених частинок з речовиною

До важких частинок відносяться частинки, маси яких у сотні разів більші за масу електрона. При русі в речовині важкі заряджені частинки стикаються з електронами атомів і взаємодіють з ними завдяки взаємодії їх електричних полів. Зіткнення важких заряджених частинок з ядрами атомів досить рідке явище, тому що ядра займають в атомах відносно малий об'єм . Ядра мало впливають на гальмування важких заряджених частинок.

Розглянемо якісну взаємодію важкої частинки А із зарядом q, яка рухається із деякою швидкістю повз електрон. Якщо швидкість електрона набагато менша швидкості частинки, то електрон можна вважати нерухомим. При дії зарядженої частинки на нерухомий електрон виникає кулонівська сила:

(3.5.1.1)

де r - відстань між зарядами (залежить від часу); е_о = 8,85·10^-12 Ф/м - діелектрична проникність вакууму.

Кулонівська сила спрямована вздовж радіуса r. Позитивно заряджена частинка притягує електрон, і він починає рухатися у напрямку до частинки. Негативно заряджена частинка, навпаки, відштовхує електрон. Оскільки маса важкої частинки набагато більша маси електрона, то частинка після зіткнення з електроном майже не змінює напрямку свого руху.

Енергетичні втрати важкої зарядженої частинки на одне зіткнення з електроном оцінюють за формулою:



(3.4.3.2)

де p - найкоротша відстань електрона до траєкторії частинки

Енергетичні втрати пропорційні квадрату заряду частинки. Із збільшенням швидкості , час взаємодії частинки з електроном, а разом з ним і втрати енергії на одне зіткнення зменшуються. Енергетичні втрати не залежать від маси частинки, тому що під зіткненням частинки з електроном розуміють взаємодію їх електричних полів. Мінімальні непружні втрати обмежуються енергією збудження електрона в атомі. Частинка може передати електрону лише порцію енергії, що дає можливість перевести його на один із збуджених рівнів атома. Внаслідок цього, починаючи з деякого параметра зіткнення p > p_о, частинка взаємодіє не з окремим електроном, а з усім атомом. У цьому випадку відбувається пружне зіткнення частинки з атомом.

Максимальний параметр зіткнення p_о, при якому атом збуджується або іонізується, залежить від порядкового номера Z , тобто від ступеня зв'язку електронів в атомі.

Енергетичні втрати зарядженої частинки в непружних (збудження й іонізація) і пружних (зіткненнях з атомами) прийнято відносити до іонізаційних втрат. Вони характеризуються питомою іонізацією, рівною числу іонних пар (електрон, іон), які виникають на одиниці шляху руху частинки. На створення однієї іонної пари в одній і тій же речовині всі заряджені частинки витрачають в середньому однакову енергію, з якої приблизно одна половина йде на іонізацію, а інша - на збудження і на пружні зіткнення з молекулами. Наприклад, заряджені частинки витрачають на утворення однієї іонної пари в повітрі приблизно 34 еВ своєї енергії. З цієї енергії на іонізацію молекули йде близько 15 еВ, а інші 19 еВ - на збудження і пружні зіткнення.

Питому іонізацію неважко розрахувати виходячи з питомих втрат енергії (dЕ/dx) , яка дорівнює зміні кінетичної енергії частинки на одиницю пройденого шляху в речовині. Число іонних пар N_і на одиниці шляху дорівнює питомій втраті енергії, поділеній на середні втрати енергії в речовині на утворення однієї іонної пари:

(3.5.1.2)

Питома втрата енергії частинки, як і зміна енергії електричного поля при зіткненні з електроном, залежить від квадрата заряду частинки і від квадрата її швидкості. Крім того, вона пропорційна числу електронів, з якими відбуваються зіткнення на одиниці шляху. Кількість таких зіткнень в свою чергу пропорційна концентрації атомних електронів у речовині N_е:

(3.5.1.3)

Питомі втрати енергії лінійно залежать від густини атомних електронів N_е . В свою чергу густина атомів N для твердих речовин майже постійна, а N_е1 = N_е2 . Тому іонізаційні питомі втрати енергії в двох простих речовинах відносяться між собою як їх порядкові номери в таблиці Менделєєва:

(3.5.1.4)

Так, іонізаційні втрати протона у свинці (z = 82) приблизно в 16 разів більші, ніж у вуглеці (z =6).



5.2 Вільний пробіг важких заряджених частинок у речовині

Заряджена частинка проходить у речовині деяку відстань, перш ніж вона втратить всю свою кінетичну енергію. Пройдений зарядженою частинкою в речовині шлях до зупинки, називають вільним пробігом R. Величину вільного пробігу визначають за питомими втратами енергії. Чим більша густина атомних електронів і заряд частинки, тим ці втрати більші і тем менший пробіг частинки в речовині. Важкі заряджені частинки, які взаємодіють в основному з атомними електронами, мало відхиляються від напрямку свого початкового руху. Тому пробіг важкої частинки вимірюють відстанню по прямій від джерела частинок до точки її зупинки.

Параметр зіткнення а-частинок з електронами має імовірний характер, а тому вільні пробіги а-частинок у речовині мають деякий розкид. Незначна частина a-частинок проникає далі інших від джерела. Середній пробіг Ra моноенергетичних a-частинок звичайно розраховують за допомогою емпіричних формулах. Так у повітрі при нормальних умовах:

(3.5.2.1)

де Ra - пробіг у см; Ea - кінетична енергія a - частинок у МеВ.

Для a - частинок природних a - випромінювачів (4 МеВ < Ea < 9 МеВ), В = 0.318 , n = 1.5. Для a - частинок з більш високими енергіями Е_а? 200 ( МеВ) В = 0.148 , n = 1.8. Так, a - частинки з енергіями Ea = 5 МеВ пробігають у повітрі відстань 3.51 см, а з енергією Ea = 30 МеВ - 68 см. Відношення лінійних пробігів двох типів частинок, які розпочинають рух у повітрі з однаковими швидкостями, пропорційний відношенню питомих втрат енергії цих частинок:



, (3.5.2.2)

де m₁ і m₂ - відповідно, маси частинок; z₁ і z₂ - зарядові числа частинок.

Часто замість лінійного пробігу використовують масовий пробіг зарядженої частки R_m, який виражається у грамах на квадратний сантиметр (г/см²). Чисельно масовий пробіг дорівнює масі речовини, яка розміщена в циліндрі, висота якого дорівнює лінійному пробігу частинки R у сантиметрах, з площею поперечного перерізу - 1 см² .

, (3.5.2.3)

де с - густина речовини в г/см³.

Масовий пробіг зарядженої частинки зручний тим, що він мало залежить від хімічного складу речовини.

5.3 Взаємодія бета-частинок з речовиною

При русі в речовині легкі заряджені частинки втрачають свою енергію. Ці втрати можна поділити на іонізаційні й радіаційні.

При русі легких заряджених частинок у речовині питомі іонізаційні втрати зменшуються із збільшенням їх швидкості до кінетичних енергій, які дорівнюють подвоєний енергії спокою електрона, а потім повільно зростають.

Радіаційні втрати спостерігаються при прискореному русі вільних заряджених частинок в електричному полі ядра. Пролітаючи поблизу ядра, заряджена частинка відхиляється від свого попереднього напрямку під дією кулонівської сили F. Ця сила пов'язана з масою частинки m і її прискоренням a другим законом Ньютона F = ma. Вільний заряд, який рухається з прискоренням a , випромінює електромагнетні хвилі, енергія яких пропорційна порядковому номеру елемента. Оскільки кулонівська сила пропорційна порядковому номеру елемента в таблиці Менделєєва z, то a² ~ z²/m² . Отже, радіаційні втрати важких заряджених частинок значно менші радіаційних втрат електронів і позитронів. Із збільшенням енергії електронів їх електричне поле в перпендикулярному напрямку підсилюється, тому радіаційні втрати ростуть пропорційно до зростання кінетичної енергії електронів Е_е- . Отже, питомі радіаційні втрати енергії Е_е- пропорційні енергії і квадрату порядкового номера речовини:

. (3.5.3.1)

Іонізаційні втрати в електронів переважають в області порівняно невеликих енергій. Із збільшенням кінетичної енергії внесок іонізаційних втрат у загальних втратах енергії зменшується. Оскільки питомі іонізаційні втрати , то відношення питомих радіаційних і іонізаційних втрат k енергії пропорційне , тобто

, (3.5.3.2)

тут Е_е- береться у МеВ.

Енергію електронів, при якій питомі іонізаційні і радіаційні втрати рівні (k = 1), називають критичною. Критична енергія для заліза (z = 26) дорівнює 31 МеВ, а для свинцю (z = 82) - приблизно 9.8 МеВ. Практичний інтерес має не дійсний лінійний пробіг, а ефективний. Він дорівнює товщині шару речовини, яка повністю поглинає електрони. Ефективні масові пробіги R_me моно енергетичних електронів знаходять за емпіричними формулами:

для

для (3.5.3.3)

де R_me вимірюють у грамах на квадратний сантиметр (г/см²); E_е - кінетична енергія електронів у МеВ.

5.4 Взаємодія нейтронів з речовиною

Нейтрони, пролітаючи крізь речовину, безпосередньо не іонізують атоми й молекули, подібно до заряджених частинок. Тому нейтрони виявляють за допомогою вторинних ефектів, які виникають при взаємодії їх з ядрами. У результаті зіткнення нейтронів з ядрами речовини, природа останніх не змінюється, а самі нейтрони розсіюються на атомних ядрах. Зіткнення нейтронів з ядрами можуть бути пружними й не пружними. При непружних взаємодіях відбуваються ядерні реакції типу (n, a), (n, p), (n, г), (n, 2n) і т.д., і спостерігаються ядерні реакції поділу важких ядер. Імовірність проходження тієї чи іншої ядерної реакції визначається мікроскопічним перерізом реакції у(n, a), у(n, p), у(n, y), у(n, 2n) і т.д. (першою в дужках записується частинка, яка бомбардує нейтрон, другою - частинка, що випускається, або г-квант). Мікроскопічний переріз у можна уявити як перетин сфери, описаної навколо ядра. Перетинаючи сферу, нейтрон може вступити в реакцію з ядром. Поза сферою радіусом взаємодії не відбуваються. Мікроскопічний переріз виміряється в квадратних сантиметрах (см²) і барнах (1барн = 10^-24 см²). Експериментально доведено, що при енергіях нейтронів, більших за 10 МеВ, повний ефективний переріз дорівнює



, (3.5.4.1)

де R - радіус ядра.

Звідси радіус ядра дорівнює

R = (3.5.4.2)

Більш точні експериментальні вимірювання радіуса ядра R в залежності від масового числа A були проведені з використанням нейтронів з енергіями 14 і 25 МеВ. Вимірювання показали, що

R = (1,3 ч1,4)·10^-15 A^1/3 м. (3.5.4.3)

Помноживши мікроскопічний переріз у на число ядер у 1 см³ поглинаючої речовини N, одержимо повний переріз усіх ядер у 1 см³ поглинаючої речовини. Макроскопічний переріз У в цьому випадку дорівнює:

(3.5.4.4)

Макроскопічний переріз має розмірність, обернено пропорційну до розмірності довжини, см^-1. Тому при , де N_о - число Авогадро, маємо

. (3.5.4.5)

В залежності від енергії нейтронів, їх ділять на такі групи:

· ультрахолодні нейтрони;

· нейтрони з енергією меншою 10^-7 еВ;

· холодні нейтрони;

· нейтрони з енергією меншою за 5·10^-3 еВ.

Ультрахолодні й холодні нейтрони мають дуже великі проникні здатності в полікристалічних речовинах. Теплові нейтрони - це нейтрони, які перебувають у термодинамічній рівновазі з атомами навколишнього розсіюючого середовища. Через відносно слабке поглинання в середовищі їх швидкості підпорядковуються максвеллівському розподілу. Тому такі нейтрони називаються тепловими. Енергія теплових нейтронів при кімнатній температурі дорівнює 0,025 еВ. Швидкості теплових нейтронів характеризуються енергією E₀ = k·T, де T - абсолютна температура, а k - стала Больцмана. Надтеплові нейтрони - нейтрони з енергією від 0.1 еВ до 0.3 кеВ. При проходженні надтеплових нейтронів через поглинаючі і розсіюючі середовища, переріз взаємодії підпорядковується закону 1/, де швидкість нейтрона. При цих значеннях енергії нейтронів у речовині відбуваються реакції радіаційного захоплення типу (n, г). Нейтрони проміжних енергій - нейтрони з енергією від 0.5 кеВ до 0.2 МеВ. Для нейтронів цих енергій найбільш типовим процесом взаємодії з речовиною є пружне розсіювання.

Швидкі нейтрони - нейтрони з енергією від 0.2 МеВ до 20 МеВ, характеризуються як пружними, так і не пружними розсіюваннями і виникненням граничних ядерних реакцій.

Над швидкі нейтрони - нейтрони, які мають енергією понад 20 МеВ. Вони характеризуються ядерними реакціями з виділенням великого числа частинок. При енергіях нейтронів більших за 300 МеВ, спостерігається слабка їх взаємодія з ядрами (ядра стають прозорими для надшвидких нейтронів). В цьому випадку появляються так звані "реакції сколювання", у результаті яких ядра, у які проникли нейтрони, діляться на кілька осколків.

Нейтрони тієї чи іншої енергетичної групи, проходячи через матеріальне середовище, поводяться досить специфічно. У загальному випадку нейтрони, які проникли в речовину, розсіюються і поглинаються ядрами. Якщо на поверхню плоскої мішені ( речовини, що опромінюється нейтронами ) товщиною d падає паралельний пучок моноенергетичних нейтронів, швидкості яких спрямовані перпендикулярно до поверхні мішені, то після проходження цієї речовини частина нейтронів вибуває з пучка. На глибині x величина потоку первинних нейтронів ослабляється до значення Ф(x). Зменшення величини потоку нейтронів dФ у шарі dx дорівнює добутку у_t· Ndx помножену на величину Ф(x):

dФ = - у_tФ(х)ndx, (3.5.4.5)

де у_t = у_s + у_a - повний переріз реакції; у_s - переріз пружного розсіювання нейтронів; у_а - переріз поглинання нейтронів; n - концентрація ядер поглинаючої речовини.

Знак мінус показує на зменшення потоку нейтронів у шарі речовини.

Розділимо змінні та інтегруємо це рівняння, одержимо:

lnФ(х) = - nу_tx + C. 3.5.4.6)

Постійну інтегрування C знайдемо з граничних умов: при x = 0, Ф = Ф_о і ln Ф_о = C. Замінимо в рівнянні (3.5.4.6) постійну C й одержимо:

(3.5.4.7)

Потенціюючи останнє рівняння, одержимо закон ослаблення паралельного пучка нейтронів у плоскій мішені речовини, яка ними опромінюється:

(3.5.4.)

Густина потоку Ф(x) зменшується із збільшенням товщини шару речовини за експонентним законом . Розподіл густини потоку первинних нейтронів по товщині мішені залежить від величини перерізу у_t і концентрації ядер n . Переріз у_t вимірюється експериментально. Експериментальні дані нейтронних перерізів можна знайти в спеціалізованих збірниках і атласах ядерних констант.



6. Елементи дозиметрії

6.1 Поглинена й експозиційна дози. Одиниці вимірювання дози випромінювання

Для визначення поглиненої енергії будь-якого виду випромінювання в середовищі використовують поняття поглиненої дози випромінювання.

Поглинена доза випромінювання визначається енергією, яка поглинається одиницею маси опроміненої речовини. За одиницю поглиненої дози випромінювання приймається джоуль на кілограм (Дж/кг). Джоуль на кілограм - поглинена доза випромінювання, яка відповідає енергії в один джоуль будь-якого іонізуючого випромінювання, що поглинається масою в один кілограм опроміненої речовини. В системі СІ одиницю поглиненої дози будь-якого випромінювання називають грей (Гр), 1 Гр = 1 Дж/кг. . Позасистемною одиницею поглиненої дози випромінювання є рад. Один рад відповідає поглиненій енергії в 10^-5 Дж на 1кг будь-якої речовини: 1 рад = 10^-5 Дж/кг = 0,01 Гр. Відповідно до вищевикладеного

(3.6.1.1)

де D_погл. - поглинена доза випромінювання, ДE - енергія, поглинена речовиною, що опромінюється, Дm - маса речовини.

Величина поглиненої дози випромінювання залежить від властивостей випромінювання і поглинаючого середовища.

Для характеристики дози з точки зору іонізації застосовується так звана експозиційна доза рентгенівського й г - випромінювання. Експозиційна доза виражає енергію випромінювання, перетворену в кінетичну енергію заряджених частинок в одиниці маси атмосферного повітря.

За одиницю експозиційної дози рентгенівського й г - випромінювань приймається кулон на кілограм - 1 Кл/кг. Кулон на кілограм це така експозиційна доза рентгенівського й г - випромінювань, при якій пов'язана з цим випромінюванням корпускулярна емісія на кілограм сухого повітря при нормальних умовах (при t₀ = 0°C і тиску 760 мм рт. ст.) створює у повітрі іони, які мають заряд в один кулон електрики кожного знака.

Позасистемною одиницею експозиційної дози рентгенівського й г - випромінювань є рентген. Рентген - одиниця експозиційної дози фотонного випромінювання, при проходженні якого крізь 0,001293 г повітря в результаті завершення всіх іонізаційних процесів в повітрі створюються іони, що несуть заряд 3,33·10^-10 Кл (одну електростатичну одиницю кількості електрики) кожного знака. Маса 0,001293 г - це маса 1 см³ атмосферного сухого повітря за нормальних умов: при температурі 0^оС та тиску 1,013.10⁵ Па (760 мм рт.ст.). Експозиційна доза може також вимірюватись в долях рентгена - мілірентгенах - мР або в мікрорентгенах - мкР (1 Р = 10³ мР = 10⁶ мкР).

Величину експозиційної дози можна оцінити за допомогою формули

(3.6.1.2)

де D_експ. - експозиційна доза рентгенівського й г - випромінювань; ДQ - заряд, що виникає у результаті іонізації повітря в елементі об'єму; Дm - маса повітря, що опромінюється, у цьому об'ємі.

Експозиційній дозі 1 Р відповідає величина в системі СІ (Дж/кг)

D_експ. = .



Якщо врахувати, що середня енергія утворення іонів у повітрі Е = 34 еВ і n=2,08.10⁹ 1/см³, то одиниці експозиційної дози "рентгену" буде відповідати: D_експ. = n · Е = 2.08 ·10⁹ · 34 ·10^-6 = 7.06 ·10⁴ МеВ/см³ .

При перерахуванні на один грам повітря "рентгену" буде відповідати: D_експ.= n · Е = 1.61 ·10¹² · 34 ·10^-6 = 5.47 ·10⁷ МеВ/г.

Отже, для одержання експозиційної дози в один рентген потрібно, щоб енергія, витрачена на іонізацію в одному кубічному сантиметрі повітря (або грамі), відповідно дорівнювала 1 Р = 7.06 ·10⁴ МеВ/см³ = 5.47 ·10⁷ МеВ/г .

Співвідношення між поглинутою дозою випромінювання D_погл. , вираженою в радах (1рад = 10^-5 Дж/г), і експозиційною дозою рентгенівського й г - випромінювань D_експ. , вираженою в рентгенах (1Р = 87.7 ·10⁷ Дж/г), для повітря має вигляд: D_експ. = 0.877 D_погл. .

Із зіставлення доз випливає, що в умовах електронної рівноваги при експозиційній дозі, рівній одному рентгену, поглинута доза дорівнює 0.877 рад, або 0,00877 Гр. (1 рад = 0,01 Гр)

6.2 Особливості взаємодії різних видів випромінювання з біологічними об'єктами

За останні десятиліття людина створила кілька сотень штучних радіонуклідів і навчилася використовувати енергію атома для різноманітних цілей: у медицині, для створення ядерної зброї, для виробництва електроенергії, виявлення пожеж, для пошуку корисних копалин, розвитку перспективних новітніх радіаційних технологій. Усе це призводить до збільшення дози опромінення як окремих людей, так і населення Землі вцілому.

У цьому зв'язку, впливу іонізуючих випромінювань на живі організми присвячені численні дослідження, результати яких показані в численних статтях, працях симпозіумів, підручниках, методичних й навчальних посібниках.

Різні види випромінювань супроводжуються вивільненням різної кількості енергії і мають різну проникну здатністю, тому вони здійснюють неоднакові впливи на тканини живого організму. Альфа - випромінювання, яке складається з нейтронів і протонів, практично не проникає через зовнішній шар шкіри, утворений відмерлими клітинками. Тому воно не створює небезпеки доти, поки радіоактивні речовини, що випромінюють a - частинки, не потрапляють всередину організму через відкриту рану, з їжею або з повітрям; тоді вони стають надзвичайно небезпечними.

Бета-випромінювання має більшу проникну здатність: воно проходить у тканини організму на глибину один - два сантиметри.

Проникна здатність гамма - випромінювання, яке поширюється зі швидкістю світла, дуже велика: його може затримати лише товста свинцева або бетонна плита.

Ушкоджень, викликаних у живому організмі випромінюванням, буде тим більше, чим більше енергії воно передає тканинам: кількість переданої організму енергії називається дозою. Дозу випромінювання організм може одержати від будь-якого джерела випромінювання незалежно від того, знаходяться радіонукліди поза організмом або всередині його (у результаті попадання з їжею, водою або повітрям). У цьому зв'язку розрізняють зовнішнє і внутрішнє опромінення.

Кількість енергії випромінювання, одержуваної одиницею маси тіла, яке опромінюється, (тканини організму), називається поглиненою дозою. Ця величина також як і при опроміненні будь-якої речовини виміряється в системі СІ в Греях (1Гр = 1 Дж/кг) і радах (1 рад = 0.01 Гр). Але ця величина не враховує того, що при однаковій поглиненій дозі альфа - випромінювання небезпечніше ніж бета або гамма-випромінювання.

Якщо взяти до уваги цей факт, то дозу варто помножити на зважуючий фактор, який відображує здатність випромінювання даного виду зашкодити тканинам організму. Біологічний ефект випромінювань при хронічному (професійному) опроміненні всього тіла враховує зважуючий фактор випромінювання W. Він показує, у скількох разів даний вид випромінювання створює більший біологічний ефект, ніж гамма-випромінювання, при рівних дозах обох випромінювань.

Добуток поглиненої дози Д даного виду випромінювання на його зважуючий фактор W називається еквівалентною дозою:

Д_е = WМД. (3.6.2.1)

Одиниця еквівалентної дози в системі СІ, називається зівертом (Зв). Один зіверт відповідає поглинутій еквівалентній дозі (для рентгенівського, г - і в - випромінювань). На практиці також використовується одиниця еквівалентної дози, яка називається біологічним еквівалентом рада "бер" (1 бер = 0.01 Зв).

Еквівалентну дозу випромінювання, віднесену до одиниці часу, називають потужністю еквівалентної дози. Якщо за інтервал часу від t₁ до t₂ середовище одержало еквівалентну дозу Д, то середня потужність еквівалентної дози буде дорівнювати

(3.6.2.2)

Радіаційний зважуючий фактор - коефіцієнт, що враховує відносну біологічну ефективність різних видів іонізуючого випромінювання. Використовується винятково при розрахунку ефективної та еквівалентної доз.

Біологічна дія випромінювання на організм людини залежить і від потужності дози. При однаковій дозі випромінювання біологічний ефект зростає зі зменшенням інтервалу часу t₁ - t₂ . Тому в робочих приміщеннях ядерних установок контролюють не тільки дозу випромінювання, але й потужність дози випромінювання.

Для персоналу, який працює у полі випромінювання, встановлюються ліміти доз (ЛД). Ліміти доз беруться в рамках індивідуальної ефективної дози (в деяких випадках - еквівалентної) за календарний рік (ліміт річної ефективної дози) для осіб категорій А і Б та річної ефективної дози для критичних груп осіб категорії В (населення). Останнє означає, що значення річної дози опромінення осіб, які входять в критичну групу, не повинно перевищувати ліміту дози, встановленої для категорії В. Орієнтовні значення ЛД для різних категорій осіб А, Б, В наведені в НРБУ-97.

Потужність дози оцінюють шляхом ділення встановленого ЛД , наприклад 1,00 мЗв за робочий тиждень на тривалість робочого тижня

P_лд = , (3.6.2.3)

де t - тривалість робочого тижня, год. Якщо t = 36 год., то Р_лд = 2,8 мбер/год. . Варто враховувати також, що одні частини тіла (органи, тканини) більш чутливі, ніж інші: наприклад, при однаковій еквівалентній дозі опромінення виникнення пухлини в легенях більш імовірне, ніж у щитовидній залозі, а опромінення полових залоз особливо небезпечне через ризик генетичних ушкоджень. Тому дози опромінення органів і тканин також варто враховувати з різними коефіцієнтами.

Коефіцієнти радіоактивного ризику:

· червоний кістковий мозок - 0.12;

· кісткова тканина - 0.03;

· щитовидна залоза - 0.05;

· легені - 0.12;

· яєчники і сім'яники - 0.20;

· молочна залоза - 0,05

· шкіра - 0,01

· інші тканини - 0.05;

· стравохід - 0,05

· організм у цілому - 1.00;

Помноживши еквівалентні дози на відповідні коефіцієнти і просумувавши по всіх органах і тканинах, одержимо ефективну еквівалентну дозу, яка відображує сумарний ефект опромінення для організму: вона також виміряється в зівертах і берах.

6.3 Дія іонізуючого випромінювання на організм людини

У результаті впливу іонізуючого випромінювання на організм людини в тканинах можуть відбуватися складні фізичні, хімічні й біологічні процеси.

Первинним фізичним актом взаємодії іонізуючого випромінювання з біологічним об'єктом є іонізація. Саме через іонізацію відбувається передача енергії об'єкта. Відомо, що в біологічній тканині 60-70 % по масі є вода. У результаті іонізації молекули води утворюють вільні радикали Н⁺ і ОН^- за такою схемою:

H₂O >H⁺ + OH^- .

У присутності кисню утвориться також вільний радикал гідроперекису (H₂O^-) і перекис водню (H₂ O₂), що є сильними окислювачами.

Вільні радикали й окислювачі, які є продуктами радіолізу води, мають високу хімічну активність, а тому вступають у хімічні реакції з молекулами білків, ферментів й інших структурних елементів біологічної тканини, що призводить до зміни біологічних процесів в організмі. У результаті порушуються обмінні процеси, придушується активність ферментних систем, сповільнюється і припиняється ріст тканин, виникають нові хімічні сполуки, не властиві організму - токсини. Це приводить до порушень життєдіяльності окремих функцій або систем організму в цілому. У залежності від величини поглиненої дози й індивідуальних особливостей організму, викликані зміни можуть бути зворотними або незворотними.

Деякі радіоактивні речовини накопичуються в окремих внутрішніх органах. Наприклад, джерела альфа - випромінювання (радій, уран, плутоній), бета - випромінювання (стронцій і ітрій) і гамма-випромінювання (цирконій), відкладаються в кісткових тканинах. Усі ці речовини важко виводяться з організму.

При вивченні дії випромінювання на організм були встановлені такі особливості:

· Висока ефективність поглиненої енергії. Малі кількості поглиненої енергії випромінювання можуть викликати глибокі біологічні зміни в організмі;

· Наявність прихованого, або інкубаційного, прояву дії іонізуючого випромінювання. Цей період часто називають періодом уявного благополуччя. Тривалість його скорочується при опроміненні великими дозами;

· дія від малих доз може додаватися або накопичуватися. Цей ефект називається кумуляцією;

· випромінювання впливає не тільки на даний живий організм, але і на його потомство. Це так називаний генетичний ефект;

· різні органи живого організму мають свою чутливість до опромінення. При щоденному впливі дози 0.02-0.05 Р уже настають зміни в крові;

· не кожен організм у цілому однаково реагує на опромінення;

· опромінення залежить від частоти. Одноразове опромінення у великій дозі викликає більш глибокі наслідки ніж її частини.

У результаті впливу іонізуючого випромінювання на організм людини в тканинах можуть відбуватися складні фізичні, хімічні й біологічні процеси, які в кінцевому результаті зводяться до порушення нормального проходження біохімічних процесів і обміну речовин. Поглинена доза випромінювання, що викликає руйнування окремих частин тіла, а потім смерть, перевищує смертельну поглинену дозу опромінення всього тіла.

Смертельні поглинені дози для окремих частин тіла такі: голова - 20 Гр, нижня частина живота - 5 0 Гр, грудна клітка - 100 Гр, кінцівки - 200 Гр.

Ступінь чутливості різних тканин до опромінення неоднакова. Якщо розглядати тканини органів у порядку зменшення їхньої чутливості до дії випромінювання, то одержимо таку послідовність:

· лімфоїдна тканина;

· лімфатичні вузли;

· підшлункова залоза;

· зобна залоза;

· кістковий мозок;

· зародкові клітини.

Велика чутливість кровотворних органів до радіації лежить в основі визначення характеру променевої хвороби. При однократному опроміненні всього тіла людини поглиненою дозою 0,5 Гр через день після опромінення може різко скоротитися число лімфоцитів, зменшиться також і кількість еритроцитів (червоних кров'яних тілець).

У здорової людини нараховується близько 10¹⁴ червоних кров'яних тілець при щоденному відтворенні 10¹², а в хворого таке співвідношення порушується.

Важливим фактором дії іонізуючого випромінювання на організм є час опромінення. Із збільшенням потужності дози руйнівна дія випромінювання зростає. Чим більший проміжок часу випромінювання певної дози буде діяти на організм, тим менша руйнівна дія буде в нього .

Біологічна ефективність кожного виду іонізуючого випромінювання знаходиться в залежності від питомої іонізації. Так, наприклад, a- частинки з енергією 3 МеВ утворять 40 000 пар іонів на одному міліметрі шляху, в- частинки з такою же енергією - до чотирьох пар іонів. Альфа - частинки проникають через поверхню шкіри до глибини 40 мм, бета - частинки - до 0.13 см.

Зовнішнє опромінення a- і в - випромінюваннями менш небезпечне, тому що a- і в- частинки мають невелику довжину пробігу в тканині і не досягають кровотворних і інших органів.

Ступінь враження організму залежить від розміру поверхні, яка опромінюється. Зі зменшенням поверхні, що опромінюється, зменшується і біологічний ефект. Так, при опроміненні фотонами поглинутою дозою 4,50 Гр ділянки тіла площею 6 см² помітного руйнування організму не спостерігалося, а при опроміненні такою ж дозою всього організму спостерігається близько 50% летальних випадків.

Індивідуальні особливості організму людини проявляються лише при невеликих поглинутих дозах. Чим молодша людина, тим вища її чутливість до опромінення, особливо висока вона у дітей. Доросла людина у віці 25 років і більше найбільш стійка до опромінення.

Є ряд професій, де існує велика імовірність опромінення. При деяких надзвичайних обставинах (наприклад, вибух на АЕС) опроміненню може піддатися населення, яке проживає на величезних територіях. Не існує речовин, здатних цілком захистити персонал у таких випадках, але є речовини, які частково захищають організм людини від випромінювання. Вони називаються радіопротекторами. Історично відмічено, що на час вибухів атомних бомб у Японії, практично не постраждали від опромінення люди, які на момент вибуху перебували в безпечній зоні і були дуже п'яні. Тут етиловий спирт в значних дозах відіграв роль радіопротектора.

Радіопротектори частково запобігають виникнення хімічно активних радикалів, що утворюються під впливом випромінювання. Механізми дії радіопротекторів різні. Одні з них вступають у хімічну реакцію з радіоактивними ізотопами, що попадають в організм, і нейтралізують їх, утворюючи нейтральні речовини, які легко виводяться з організму. Інші мають відмінний механізм. Одні радіопротектори діють протягом короткого проміжку часу, час дії інших більш тривалий. Існує кілька різновидностей радіопротекторів: таблетки, порошки й розчини.

При попаданні радіоактивних речовин усередину організму руйнівну дію здійснюють в основному a- джерела, а потім в- й г - джерела, тобто в зворотній послідовності до зовнішнього опромінення. Альфа - частинки, що мають велику щільність іонізації, руйнують слизисту оболонку шлунку, що є слабшим захистом внутрішніх органів у порівнянні з шкірою.

Негативні наслідки при попаданні твердих частинок у дихальні органи залежать від ступеня дискретності частинок. Так, частинки з розмірами меншими 0.1 мкм при вдиханні разом з повітрям попадають у легені, а при видиханні виводяться. У легенях залишається тільки невелика їх частина. Великі частинки з розмірами більшими понад 5 мкм, майже усі затримуються носовою порожниною.

Ступінь небезпеки залежить також від швидкості виведення речовини з організму. Якщо радіонукліди, що потрапили усередину організму однотипні з елементами, що споживаються людиною разом з їжею, то вони не затримуються на тривалий час в організмі, а виділяються разом з ними (натрій, хлор, калій і інші).

Інертні радіоактивні гази (аргон, ксенон, криптон і інші) не входять до складу біологічної тканини. Тому вони згодом повністю виводяться з організму.

Деякі радіоактивні речовини, потрапляючи в організм, розподіляються в ньому більш або менш рівномірно, інші концентруються в окремих внутрішніх органах. Так у кісткових тканинах відкладаються такі джерела a- випромінювань, як радій, уран і плутоній. Стронцій і ітрій, що є джерелами в- випромінювання, і цирконій - джерело г- випромінювання теж відкладаються в кісткових тканинах. Ці елементи, хімічно зв'язуються з кістковою тканиною, а тому дуже важко виводяться з організму.

Тривалий час утримуються в організмі також елементи з великим атомним номером (полоній, уран і ін.). Елементи, що утворюють в організмі легкорозчинні солі і накопичуються в м'яких тканинах, легко виводяться з організму.

На швидкість виведення радіоактивної речовини великий вплив має період піврозпаду даної радіоактивної речовини Т. Якщо позначити Т_б період біологічного піввиведення радіоактивного ізотопу з організму, то ефективний період піврозпаду Т_еф, що враховує радіоактивний розпад і біологічне виведення, виразиться формулою:

Т_еф = Т МТ_б / (Т + Т_б) .

Основні особливості біологічної дії іонізуючого випромінювання такі:

· Дія іонізуючого випромінювання на організм не відчутна людиною. Тому це небезпечно. Дозиметричні прилади є як би додатковим органом чуття, призначеним для сприйняття іонізуючого випромінювання;

· Видимі враження шкірного покриву, нездужання, характерні для променевого захворювання, з'являються не відразу, а через деякий час;

· Підсумовування доз відбувається приховано. Якщо в організм людини систематично будуть попадати радіоактивні речовини, то згодом дози додаються, що неминуче приводить до променевих хвороб.

6.4 Вплив іонізуючого випромінювання на біологічні об'єкти при загальному опроміненні

Небажані радіаційні ефекти, від яких необхідний захист, поділяються на соматичні й спадкоємні (генетичні).

Соматичні ефекти виявляються безпосередньо в опроміненої людини, а генетичні - у його потомстві. Слід пам'ятати, що такий розподіл у значній мірі є умовним, тому що результати опромінення залежать від того, у яких клітинах відбулися порушення - у соматичних чи у зародкових. Генетичний апарат ушкоджується в обох випадках, а отже, і ушкодження завжди можуть успадковуватися.

Різноманітні ушкодження генів , різні види аберацій хромосом і соматичних клітин об'єднані в поняття соматичного мутагенезу.

Аберації хромосом, які виникають у клітинах критичних органів (кістковому мозку і шлунку), - одна з основних причин гострого променевого синдрому внаслідок масового відмирання таких клітин.

Таким чином, велике значення для конкретної (опроміненої) особи і її нащадків має не характер ефекту, а вид мутацій і те, у яких клітинках (зародкових чи соматичних) вони виникають. Якщо домінантні мутації (до числа яких відносяться і багато аберацій хромосом) виникають у зародкових клітинках, то вони або приводять до зменшення запліднення й народжуваності, або проявляються як правило, у першому поколінні, не переходячи в наступні.

Пошкодження , які виникають у соматичних клітинках найчастіше приводять до смерті самих клітин або їх потомства і можуть бути причиною втрати генетичного контролю за рядом важливих функцій організму.

Рецесивні мутації викликаються ушкодженнями окремих генів у більшості випадків у вигляді точкових мутацій. Якщо такі мутації виникають у зародкових клітинках, то ефект опромінення може проявлятися тривалий час в безмежному ряді поколінь, підкоряючись загальним законам розщеплення ознак, імовірність прояву яких зростає з числом опромінених осіб у популяції.

Незважаючи на очевидну необхідність ретельного розмежування понять, до соматичних умовно відносять безпосередні ефекти опромінення (гостру або хронічну променеву хворобу і локальні променеві ушкодження) і його віддалені наслідки (скорочення тривалості життя, виникнення пухлин, лейкозів і ін.), а до генетичних - спадкоємні ушкодження генів зародкових клітин, які проявляються в потомстві опромінених .

Віддалені наслідки опромінення іноді називають стохастичними (підкреслюючи їх імовірнісний характер) на відміну від не стохастичних, що проявляються тільки після накопичування дози більшої за граничну (імовірність появи і вага яких швидко зростає із зростанням дози).

До нестохастичних ефектів відносять променеву катаракту, порушення репродуктивної функції, променеві ушкодження зародка і плоду, косметичні дефекти шкіри, склеротичні і дистрофічні ушкодження різних тканин і інші.

Під стохастичними розуміють такі наслідки опромінення, імовірність появи яких існує при як завгодно малих дозах іонізуючого випромінювання і зростає з дозою, тоді як вага прояву від дози не залежить. До стохастичних відносять пухлини і передані потомству спадкоємні зміни; вони виявляються лише при тривалому спостереженні за великими групами населення, що нараховують десятки або сотні тисяч людей. Для одержання надійних кількісних даних про вплив на спадковість опромінення в малих дозах необхідні спостереження й аналіз ще більш численних популяцій, які включають не одне покоління нащадків.

Зрозуміло, що такі дослідження вимагають тривалого часу спостережень, великих затрат праці й коштів, навіть якщо вони проводяться на тваринах, які швидко розмножуються і є генетично добре вивченими об'єктами, наприклад мишами.



7. Біологічна дія іонізуючого випромінювання

7.1 Основи біологічної дії іонізуючих випромінювань

Іонізуюче випромінювання на перший погляд зовсім не еквівалентне величині поглинутої енергії. Дійсно, летальна доза для ссавців складає близько 10 Гр (1 000 рад). Поглинута при цьому тканинами й органами енергія могла б підвищити температуру тіла всього на тисячні частки градуса. Ясно, що таке підвищення температури не може викликати настільки вираженого ефекту руйнування; у той же час безпосередньо прямі порушення в хімічних зв'язках біологічних молекул у клітинах і тканинах, що виникають слідом за опроміненням, незначні.

У зв'язку з зазначеними обставинами в даний час висувається гіпотеза про можливість існування в клітинах ланцюгових автокаталітичних реакцій, які підсилюють первинну дію опромінення. Поява в клітинах позитивних зворотних зв'язків, підтримується незалежно від існування причини їх виникнення.

Процеси взаємодії іонізуючого випромінювання з речовиною клітин приводять до утворення в клітинах іонізованих і збуджених атомів й молекул, які тривалий час взаємодіють між собою і з різними молекулярними системами, даючи початок хімічно активним центрам (вільні радикали, іони, іон - радикали й ін.). У цей же період можливе виникнення розривів зв'язків у молекулах як за рахунок безпосередньої взаємодії з іонізуючим агентом, так і за рахунок внутрішньої міжмолекулярної передачі енергії порушення.

Надалі мають місце реакції хімічно активних речовин з різними біологічними структурами, при яких відзначається як деструкція, так і утворення нових не властивих, для організму сполук.

Наступні етапи розвитку променевої хвороби проявляються в порушенні обміну речовин у біологічних системах із зміною відповідних функцій.

Явища, що відбуваються на початкових фізико-хімічних етапах променевого впливу, прийнято називати первинними або пусковими, оскільки саме вони визначають весь подальший хід розвитку променевих ускладнень.

7.2 Первинні процеси дії іонізуючих випромінювань

При опроміненні біологічних об'єктів, які містять воду, що знаходиться частково у вільному стані, а частково входить до складу органел відповідних біологічних систем, прийнято вважати, що 50% поглиненої дози в пересічній клітині приходиться на воду, інші 50% на її органели і розчинені речовини. Відповідно до локалізації поглиненої енергії (у воді або в основній речовині) можна говорити про пряму і непряму дію іонізуючого випромінювання.

При взаємодії іонізуючого випромінювання з водою в кінцевому підсумку відбувається вибивання електронів з молекул води з утворенням так званих молекулярних іонів, що несуть позитивний і негативний заряд. Схематично цей процес можна подати в такий спосіб:

H₂O > H₂O⁺ + e ^-,

e ^- + nH₂O > e -_{гідрат.},

де е ^-_{гідрат.} - гідратований електрон.

В більшості випадків електрони, які виникають в першій реакції, стають гідратованими, тобто оточеними нейтральними молекулами води. Гідратований електрон є однією із головних відновних форм в опромінених водних розчинах.

Утворені іони води у свою чергу розпадаються з виникненням цілого ряду радикалів, які також взаємодіють між собою:



Вважається, що основний ефект променевого впливу на водні розчини в біологічних системах обумовлений такими радикалами, як Н⁺, ОН^- і особливо Н₃О⁺ . Останній радикал, має високу окисну здатність.

Вихід цього радикала зменшується пропорційно падінню парціального тиску кисню. Цим пояснюється кисневий ефект опромінення, суть, якого полягає в тому , що при зниженні концентрації кисню в клітинах в період опромінення зменшується ефект променевого впливу. Кисневий ефект відсутній при опроміненні біологічних об'єктів нейтронами.

При опроміненні води важкими частинками іонізаційні ефекти в клітинах досить інтенсивні. Це є причиною локального сполучення радикалів з утворенням Н₂ і Н₂О₂. При опроміненні електронами й гамма-квантами води, яка міститься в клітинах спостерігається досить низька густина іонізації. Це призводить до зростання швидкості дифузії радикалів з утворенням НО₂, і О^-.

В дуже чистій воді не відбувається розкладання молекул під дією гамма-квантів і рентгенівського випромінювання. В цьому випадку спостерігається стійка рівновага швидкості дисоціації й рекомбінації.

7.3 Деякі міри захисту від зовнішнього і внутрішнього опромінення

Як уже відзначалося, біологічний вплив різних видів випромінювання є неоднозначним, тобто та сама поглинена доза гамма - й альфа - випромінювання приводить до різного біологічного ефекту. З метою відповідної стандартизації наслідків впливу різних видів випромінювання за їх біологічною ефективністю введено поняття "відносної біологічної ефективності" випромінювання й еквівалентної доза опромінення, одиницею якої є зіверт (Зв).

Характер радіаційного впливу на живий організм визначається не лише видом випромінювання, але й тим, чи було опромінення зовнішнім або внутрішнім.

Радіоактивні речовини можуть знаходитися поза організмом і опромінювати його зовні; у цьому випадку говорять про зовнішнє опромінення. Якщо ж вони є у повітрі, яким дихає людина, або у їжі чи воді і попадають усередину організму, то відбувається внутрішнє опромінення тканин. В середньому приблизно дві третини ефективної еквівалентної дози опромінення, яке людина одержує від природних джерел радіації, надходить від радіоактивних речовин, що потрапили в організм із їжею, водою або повітрям.

Перш ніж потрапити в організм людини радіоактивні речовини проходять по складних маршрутах у навколишньому середовищі і це приходиться враховувати при оцінюванні доз опромінення, отриманих від якого-небудь джерела. Радіоактивні речовини, що випадають на поверхню землі, включаються в біологічний кругообіг речовин, насамперед через рослини. Серед різних продуктів поділу особливо велике значення має включення в біологічний кругообіг речовин радіонуклідів стронцію і насамперед Sr, що має тривалий період напіврозпаду. При будь-якому способі попадання в організм стронцій міцно фіксується в ньому і дуже повільно виводиться.

Одним з істотних бар'єрів, які перешкоджають включенню продуктів поділу в біологічний цикл, є ґрунт, що їх зв'язує. На відміну від більшості продуктів поділу Sr порівняно легко зв'язується з катіонами нейтральних солей, що полегшує його надходження в рослини і нагромадження у вирощеному врожаї.

З метою скорочення надходження Sr і деяких інших радіонуклідів в організм людини і тварин необхідно знижувати інтенсивність їх залучення в біологічний кругообіг через рослини. Оскільки Sr концентрується, як правило, у верхньому шарі ґрунту товщиною близько 5 см (до 70% - 80%), його можна перевести глибокою оранкою в нижні шари ґрунтового шару, до яких не доходить коренева система рослин. На глибині 25-30 см він не буде сильно впливати на життя рослин. Необхідно відзначити також, що застосування деяких агротехнічних заходів, таких, як внесення в ґрунт органічних добрив суттєво знижує надходження в рослини Sr.

Необхідно також прийняти заходи, що запобігають надходження в організм радіоактивних речовин із харчовими продуктами і водою. Запаси харчових продуктів і води слід зберігати в закритих - водонепроникних ємностях. Якщо запаси продуктів виявилися забрудненими і виникне необхідність споживання забруднених продуктів, то їх необхідно піддати дезактивації. Наприклад, достатньо свіжі фрукти й овочі обмити водою або зняти з них шкірку. Погано дезактивуються продукти, які мають пористу поверхню, вони підлягають знищенню або тривалому відлежуванню. Молоко від корів, що знаходяться в зоні радіоактивного забруднення, у зв'язку з наявністю в ньому радіоактивного йоду, можливо, виявиться непридатним для вживання в їжу, тому що радіоактивність молока може зберігатися протягом декількох тижнів.

При забрудненні водойм радіоактивні речовини можуть надходити в організм людини завдяки біологічним ланцюжкам вода - водорості, планктон - риба - людина, якщо водойма безпосередньо служить для питного водопостачання, то по ланцюжку вода - людина. На водопровідних станціях питна вода, яка збирається в підземних резервуарах, може бути очищена від радіоактивних речовин шляхом осадження колоїдних частинок з наступною фільтрацією. Питна вода, одержана з підземних криниць або збережена в герметичних ємностях, звичайно не піддається забрудненню радіоактивними речовинами.

Серед заходів щодо скорочення надходження радіоактивних речовин в організм людини важливе місце приділяється використанню засобів захисту органів дихання. Для цієї мети придатні в першу чергу респіратори різних типів (Р-2, Р-2д, "Пелюсток", "Астра" і інші). При відсутності респіраторів можуть бути використані протигази або найпростіші засоби захисту органів дихання , такі, як проти пилова маска, ватно-марлева пов'язка й інші. Застосовуються ці засоби в період випадання радіоактивних опадів і протягом ще декількох наступних діб, доки радіоактивні речовини можуть попадати в повітря у результаті вторинного пилоутворення, маючи при цьому ще досить високу активність.

...