Филов В.А. (ред.) Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества

Подождите немного. Документ загружается.

31 РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

Выпадения подразделяются на местные и глобальные (тропо-

сферные и стратосферные). Местные выпадения, которые могут

включать свыше 50 % образовавшихся радиоактивных веществ

при наземных взрывах, представляют собой крупные аэрозоль-

ные частицы, выпадающие на расстоянии около 100 км от места

взрыва. Глобальные выпадения обусловлены мелкодисперсными

аэрозольными частицами. Наибольшую потенциальную опасность

в них представляют такие долгоживущие и биологически опасные

радионуклиды как

137

Cs и

Sr.

Радионуклиды, выпавшие на поверхность земли, становятся

источником длительного облучения. К 1980 г. человечество полу-

чило лишь 12 % ожидаемой коллективной дозы.

Воздействие на человека радиоактивных выпадений включает

внешнее у-, ^-облучение за счет радионуклидов, присутствующих

в приземном воздухе и выпавших на поверхность земли, контакт-

ное в результате загрязнения кожных покровов и одежды и вну-

треннее от поступивших в организм радионуклидов с вдыхаемым

воздухом и загрязненной пищей и водой. Дозы облучения в райо-

нах локальных выпадений могут достигать значительных величин.

Критическим радионуклидом в начальный период является радио-

активный йод, а в последующем

137

Cs и

Sr. Облучение за счет

глобальных выпадений незначительно. Коллективная эффектив-

ная доза за счет испытаний, проведенных до конца 1981 г., состав-

ляет 3-Ю

чел.-Зв. Вклад внешнего облучения за счет вдыхания

и перорального поступления радионуклидов оценивается соот-

ветственно в 25-IO

, 44-IO

и 275-IO

чел.-Зв. Ожидаемая инди-

видуальная доза в среднем равна 3,8 мЗв (максимальное значение

приходится на 1963 г.). В настоящее время эта доза составляет

менее 1 % от естественных источников излучения. Основным источ-

ником облучения являются радионуклиды, поступающие с пищей.

Миграция радионуклидов по пищевым цепочкам широко представ-

лена в многочисленных публикациях.

Предприятия ядерной энергетики являются потенциальным

источником загрязнения внешней среды на всех этапах ядерного

топливного цикла: добыче и переработке урановых руд, превра-

щении руды в ядерное топливо, изготовлении тепловыделяющих

элементов (ТВЭЛов), производстве энергии в ядерных реакторах,

хранении и переработке облученного ядерного топлива, повтор-

ном использовании делящихся материалов, хранении и захоро-

нении радиоактивных отходов.

Основным источником облучения населения при добыче ура-

новых руд, их переработке и изготовления ядерного топлива

являются выбросы радионуклидов в атмосферу. Газообразные ра-

диоактивные выбросы из урановых шахт почти целиком состоят

из

222

Rn, содержащегося в вентиляционном воздухе. Отвалы бед-

ных руд, хвостохранилища вблизи обогатительных фабрик (100 %

РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

извлечения урана из руды добиться невозможно) также являются

источником эмиссии в атмосферу главным образом

222

Rn и его

дочерних продуктов в течение миллионов лет. Загрязнению окру-

жающей среды способствуют ветровая и водная эрозии. Работа

гидрометаллургических заводов по получению ядерного топлива

характеризуется выбросом в атмосферу

222

Rri вместе с аэрозолями

238

230

Tli

22li

Ra и

210

Pb. В жидких радиоактивных отходах со-

держатся аналогичные радионуклиды. Количество выбрасывае-

мых радионуклидов в процессе эксплуатации реакторов зависит

от их типа, конструкции и применяемых систем удаления радио-

активных отходов.

В отработанном ядерном топливе содержатся все искусствен-

ные радионуклиды. Основная часть отработавших ТВЭЛов в на-

стоящее время хранится в специальных хранилищах. Транспор-

тировка ТВЭЛов производится в специально оборудованных кон-

тейнерах. При переработке топлива на радиохимических заводах

(РХЗ) из него извлекается уран и плутоний. В выбросах PX3

основное значение имеет

H, "С,

Ru,

137

Cs,

129

I и радиоактивные

изотопы трансурановых элементов. В процессе регенерации отра-

ботавших ТВЭЛов образуются радиоактивные отходы. Безопас-

ное хранение представляет чрезвычайно сложную проблему.

После хранения в жидком виде отходы переводятся в твердое со-

стояние для последующего захоронения в специально оборудован-

ных хранилищах, рассчитанных на хранение в течение длитель-

ных сроков. Хранилища оборудуются в геологически стабиль-

ных районах. Предполагается, что радионуклиды при таком за-

хоронении не будут источником облучения в обозримом будущем.

При хранении отходов особое затруднение могут создать долго-

живущие радионуклиды, например

12si

I с периодом полураспада

1,57- IO

лет. Сложную проблему представляет и демонтаж отрабо-

тавших АЭС. В настоящее время эти вопросы находятся в стадии

соответствующих исследований.

Большинство выбрасываемых радионуклидов короткожнву-

щие и имеют лишь местное значение. По данным [22], весь ядер-

ный цикл дает ожидаемую эффективную эквивалентную дозу

за счет короткоживущих радионуклидов около 5,5 чел.-Зв на

каждый ГВт вырабатываемой АЭС электроэнергии. Из них на

процесс добычи руды, ее обогащение, производство ядерного топ-

лива, эксплуатацию ядерных реакторов, регенерацию топлива при-

ходится соответственно 0,5; 0,04; 0,002; 4 и 1 чел.-Зв. Почти вся

доза приходится на людей, проживающих вблизи мест располо-

жения источников выброса радионуклидов. 90 % дозы получают

в течение первого года и 98 % в течение 5 лет от разового выброса.

В формировании доз облучения населения большое значение

имеют глобальные радионуклиды (

Kr,

129

I), которые

с мест выброса в процессе миграции рассеиваются по всему Зем-

РАДИЛЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

ному шару. Нормализованные выбросы глобальных радионукли-

дов и ожидаемые коллективные эффективные эквивалентные

дозы [22]:

Радио-

н> клид

Нормализованный

выброс, ТБк

(Гвт.год)"

Ожидаемые

(Гвт

дозы,

• год)-!

чел.-3в

Радио-

н> клид

Нормализованный

выброс, ТБк

(Гвт.год)"

Период интегрирования, годы

Радио-

н> клид

Нормализованный

выброс, ТБк

(Гвт.год)"

10'

10* I

10° IO

640 0,015 0,02 0,02 0,02

0,02

11 ООО 0,9 1,9 1,9

1,9 1,9

не

10 7 110 110

1?!1]

0,04 0,02 0,2 28

560

Коллективная эффективная эквивалентная доза оценивается

в 670 чел.-Зв/ГВт, из которой на первые 500 лет приходится ме-

нее 3 %. Таким образом, доза облучения населения за счет всего

топливного ядерного цикла небольшая и в 1980 г. она составила

лишь 0,005 % фонового облучения от естественных источников.

I Io прогнозу, к 2000 г. эта доза может увеличиться до 0,5 %. Сред-

негодовая доза облучения персонала АЭС в большинстве случаев

ниже установленного предела (50 мЗв). Почти у 90 % она состав-

ляет

—10 мЗв. Основная доза облучения приходится на облу-

чение персонала при ремонтных работах, ревизии оборудования,

перегрузке отработанного ядерного топлива.

Ситуация может резко измениться в случае крупных аварий.

Об этом свидетельствует, например, авария в Уиндскейле

(Англия), когда во внешнюю среду поступило 740 ТБк

131

22,2 ТБк

137

Cs, 3 ТБк

Sr и 0,33 ТБк

Sr. Дозы облучения щито-

видной железы в результате потребления загрязненной пищи,

главным образом молока, достигли у детей 160 мГр и у взрос-

лых 95 мГр. Особенно сложная ситуация сложилась при аварии

на Чернобыльской АЭС, когда в результате грубого нарушения

техники безопасности при проведении экспериментальных иссле-

дований в период остановки реактора произошло резкое повыше-

ние температуры топлива, что привело к взрыву и разрушению

реактора. Эта авария по своим масштабам и возможным послед-

ствиям для населения была самой крупной за всю историю исполь-

зования ядерной энергии. Выбросы радионуклидов из активной

зоны реактора представляли собой растянутый по времени про-

цесс. В результате изменения направления ветра образовался

широкий разброс радиоактивности. Там, где выпадали дожди

во время прохождения радиоактивного облака, образовались

«пятна» повышенного уровня загрязнения. Суммарно выброс про-

дуктов деления составил 1,8 ЭБк, что соответствовало примерно

2 Заказ 824

РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

3,5 % общего их количества в реакторе. Выпадение произошло

на большой территории Европейской части СССР; имел место

трансграничный перенос значительного количества радионукли-

дов. Рассеивание радионуклидов приняло глобальный характер.

При ликвидации последствий аварии в основу были положены

ранее разработанные критерии для принятия решений о мерах

защиты населения в случае аварии реактора:

Характер воздействия

Уровень воздействия

Внешнее ^-излучение, сГр

Облучение щитовидной железы в результате посту-

пления

131

I в организм, сГр

Интегральная концентрация

131

I в воздухе, 3,7Х

X IO

Бк-с/л

дети

взрослые

Общее потребление

131

I с пищей, 3,7- IO

Бк

Максимальное загрязнение

131

I молока, 3,7- IO

Бк/л,

либо суточного рациона, 3,7- IO

Бк/сут

Начальная плотность выпадения

131

I на пастбище,

3,7- IO

Бк/м

25-30

1,5

0,1

0,7

250

400

700

Критерии установлены для принятия решений в раннюю фазу

развития аварии. .Мероприятия направлены на недопущение

острых соматических поражений и снижение доз облучения (укры-

тие, защита органов дыхания, йодная профилактика и эвакуа-

ция при необходимости). Значения доз близки к дозам общего

облучения (0,05—0,5 Гр) и облучения щитовидной железы (0,5—

5 Гр), рекомендованным в качестве предельных МКРЗ, ВОЗ и

МАГАТЭ.

Если облучение или загрязнение не превышает уровень А,

то нет необходимости принимать экстренные меры, связанные

с временным нарушением нормальной жизнедеятельности населе-

ния. Если облучение или загрязнение достигает или превосходит

уровень Б, то рекомендуется принимать экстренные меры.

Благодаря принятым широкомасштабным медико-санитарным

и техническим мероприятиям по ограничению и ликвидации ава-

рии в начальный период удалось избежать переоблучения населе-

ния. Диагноз острой лучевой болезни поставлен лишь у лиц, на-

ходившихся на площадке станции в момент аварии.

Основной задачей второй фазы явилось максимальное сниже-

ние возможных отдаленных стохастических эффектов. Критиче-

ским радионуклидом в районах радиоактивных выпадении в на-

РАДИЛЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

чальный период был радиоактивный йод, в последующее время

радиоактивный цезий и стронций. В результате специфических

особенностей аварии (возгорание графитовой кладки) произошло

обогащение радиоактивных выбросов цезием. Учитывая большие

сроки жизни радионуклидов, потребуются длительные комплекс-

ные санитарно-гигиенические, агротехнические, зооветеринарные,

технологические мероприятия по ограничению облучения населе-

ния. Сложной задачей является ограничение поступления радио-

нуклидов в организм с пищей, особенно

137

учитывая высокую

его миграционную способность. В этих условиях важное значение

приобретает контроль за уровнями загрязнения продовольствия,

браковка и изъятие из употребления продуктов, загрязненных

выше установленных временных допустимых уровней.

Главной задачей является минимизация возможных отдален-

ных соматико-стохастических (рак) и неблагоприятных наслед-

ственных последствий облучения. НКРЗ в качестве допустимой

дозы внешнего и внутреннего облучения рекомендовала 350 мЗв

(за 70 лет жизни). Дети, получившие относительно высокие дозы

на щитовидную железу требуют диспансерного наблюдения и

соответствующего лечения при выявлении патологии.

Источники ионизирующих излучений нашли широкое приме-

нение в различных технологиях. Применение их разрешается

только после согласования с соответствующими органами СССР

при строгом соблюдении установленных гигиенических нормати-

вов и санитарного законодательства, направленных на охрану

окружающей среды от радиоактивного загрязнения и здоровья

персонала и населения [41]. Хранение и проведение работ с источ-

никами ионизирующих излучений разрешается только после

оформления санитарного паспорта Госсаннадзором.

Оборудование помещений, где проводятся работы с источни-

ками излучений, определяется их радиационной опасностью. По

данным [41], радиоактивные вещества в зависимости от их ток-

сичности подразделяются на четыре группы:

группаА — радионуклиды с особо высокой токсичностью.

Минимально значимая активность (МЗА) на рабочем месте, не

требующая специального разрешения СЭС, соответствует

3,7-10

Бк;

группа Б — радионуклиды с высокой радиотоксичностью,

МЗА = 3,7- IO

Бк;

группа В — радионуклиды со средней радиотоксичностью,

МЗА = 3,7-10

Бк;

группа Г — радионуклиды с малой радиотоксичностью,

МЗА = 3,7.10

Бк.

В зависимости от радиотоксичности радионуклидов и их коли-

чества на рабочем месте работу с ними подразделяют на три

класса [41]:

РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

Группа ра-

диационной

опасности

МЗА, Бк

Активность па рабочем месте, Бк

класс I класс 11 класс 111

3,7-IO

Более 3,7-IO

От 3,7-IO

до От 3,7-IO

до

3,7.IO

3,7-IO

Более 3,7.10» От 3,7-IO

до От 3,7-IO

до

3,7'IO

3,7-10

3,7.10® Более 3,7-Ю

От 3,7-10' до От 3,7-Ю

до

3,7-IO

3,7-10'

3,7-10? 3,7-Ю

! От 3,7-Ю

до От 3,7-10

до

3,7-10" 3,7-Ю

Примечание. Допускается увеличение активности на рабочем месте при про-*

стых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа и т. п.) и 10 раз.

Средства защиты должны соответствовать классу работ.

Рентгенологические исследования нашли широкое применение

в медицине и являются эффективным методом диагностики многих

заболеваний. Облучение при проведении этих исследований

стало основным источником антропогенного облучения населения.

Дозы в зависимости от характера и частоты исследований варьи-

руются в широких пределах. В среднем они составляют

1,5 мЗв/год, что примерно в полтора раза превышает фоновое

облучение. Нередко дозы облучения неоправдано высоки. Излиш-

нее облучение часто обусловлено неудовлетворительным состоя-

нием оборудования. С помощью усовершенствования аппаратуры,

уменьшения площади пучка, его фильтрации и использования

более чувствительных пленок можно снизить дозы облучения.

Важное значение может иметь исключение необоснованных иссле-

дований. Достаточно широкое применение получили радиофарма-

цевтические препараты (РФП). Защита пациента при радиоизо-

тонных исследованиях регламентируется правилами и нормами

применения РФП.

Среднегодовые индивидуальные эффективные эквивалентные

дозы облучения населения СССР за счет всех источников излуче-

ния в

1981

— 1985 гг. [23]:

Источники ионизирующего излучения

Доза, мкЗв

Естественный радиационный фон 2250

Технологически измененный естественный радиационный фон

естественные радионуклиды, содержащиеся в стройматериа- 1400

лах, в воздухе помещений

минеральные удобрения 0,15

угольные электростанции 2

Искусственный радиационный фон

АЭС 0,17

глобальные выпадения при испытании ядерного оружия 25

Рентгено- и радиоизотопная диагностика 1400

Суммарная доза облучения от всех источников 5090

РАДИЛЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ

Радиационная защита и медицинское обслуживание лиц, под-

вергшихся воздействию ионизирующих излучений, проводят в со-

ответствии с положениями. Предупредительный и текущий са-

нитарный надзор, направленный на недопущение переоблучения

персонала и населения, осуществляется СЭС, имеющими в своем

составе радиологические группы (отделения). В своей работе они

руководствуются санитарными правилами и нормами радиацион-

ной безопасности, государственными и отраслевыми стандартами,

строительными нормами и правилами, техническими условиями

и другими нормативными документами.

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ

РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ

Основной закон радиоактивного распада имеет вид: d/V/d/ =

= —XN, где N — число атомов радионуклида на данный момент

времени, К — постоянная распада этого радионуклида. Период

радиоактивных атомов спустя промежуток времени t определяется

соотношением:

Постоянная распада с погрешностью порядка Ю

-4

% не за-

висит от таких внешних факторов, как температура, давление

и т. д. Правда, было обнаружено, что в некоторых случаях она

слабо зависит от химического окружения. Однако в подавляющем

большинстве случаев с достаточной для практических целей точ-

ностью вероятность ядра радионуклида распасться может рас-

сматриваться как величина постоянная.

Активность радионуклида А представляет собой уменьшение

числа его ядер за интервал времени d/, и, следовательно, для нее

справедливо выражение А = XN и A (t) — A

ехр (—Kt). За еди-

ницу активности в системе СИ принят 1 Беккерель (1 Бк), пред-

ставляющий собой один распад в 1 с. Исторически первой едини-

цей радиоактивности была установлена радиоактивность радона,

находящегося в равновесии с 1 г радия; позднее она была принята

равной 3,7-IO

распадов в 1 с и названа Кюри (Ки). Таким обра-

зом, 1 Kn = 3,7- IO

Бк. Одному Бк соответствует T 1/2/ln 2 атомов

радионуклида, при этом Т\/

должно быть выражено в секундах.

Для оценки вредности радионуклидов используют два под-

хода.

1. Оценивают его вклад в индивидуальную усредненную годо-

вую дозу для критической группы людей. Под критической груп-

пой понимают контингент лиц, находящийся в наихудших усло-

виях с точки зрения радиационного воздействия.

2. Оценивают его вклад в популяционную дозу. Fry и О'Rior-

dan приводят следующую классификацию источников радиацион-

ных загрязнений внешней среды:

полураспада равен Г

1/2

= -

-. При этом количество оставшихся

Категория

Годовая доза,

мкЗв

источника

Сильный

Средний

Слабый

>100

10—100

<10

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 39

Для каждой категории источников принимается следующий

порядок контроля:

Категория

источника

Сильный

Средний

Слабый

Порядок контроля

Постоянное наблюдение за каждым

радионуклидом, дающим вклад >10 %

общей дозы в критической группе

Периодические наблюдения за радио-

нуклидами, дающими вклад >10 мкЗв

От случая к случаю

Весьма полезна таблица для оценки представляющих опас-

ность концентраций радионуклидов в различных объектах (Fry

и O'Riordan):

Радионуклид

Объект

Концентрация, при-

водящая к дозе

10 мкЗв в критиче-

ской группе, Бк/л

C Молоко 8

3¾ » 20

WSr » 0,3

131

I » 0,4

134

Cs » 0,5

lil7

Cs » 0,5

Co Рыба 10 *

Sr » 3*

134

Cs » 4 *

337

Cs » 5*

Co Панцирные водные животные (раки, 200 *

черепахи и т. д.)

106

Ru То же 200 *

137

Cs » 70 *

* Концентрация, приводящая к дозе 10 мкЗв в критической группе, Бк/кг.

Очевидно, что для радионуклидов, концентрации которых

вблизи источников загрязнений близки к допустимым уровням,

необходимо проводить по крайней мере периодический контроль.

Во многих случаях, когда перенос радионуклидов во внешней

среде или динамика накопления в отдельных объектах являются

предметом самостоятельного научного изучения, скажем, с целью

прогнозирования, концентрации радионуклидов в подлежащих

измерениям материалах могут быть на порядки ниже. Например,

концентрация трития в представляющих интерес объектах может

быть на семь и более порядков ниже предельно допустимого зна-

чения, установленного НРБ.

Виды излучений, сопровождающих распад интересующего нас

радионуклида, энергетические характеристики и интенсивности

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 40

отдельных составляющих этих излучений, а также уровень его

концентрации в подлежащих изучению объектах определяют

группу методов измерений, в принципе пригодных для использо-

вания. Для выбора метода, измерений мало задаться минимальной

концентрацией конкретного радионуклида, которую необходимо

измерять; надо также задать максимальную погрешность измере-

ний, допустимую при решении поставленной задачи. Считают, что

для источников, формирующих годовую дозу, несколько большую

10 мкЗв, вполне приемлема погрешность в 50 % при доверитель-

ной вероятности 95 % . Для доз, меньших 10 мкЗв в год, достаточно

иметь погрешность их оценки в 5 мкЗв (Fry и O'Riordan). При

радиационном контроле с целью обеспечения радиационной без-

опасности надо добиваться погрешностей определений на уровне

30 % в тех случаях, когда измеряемые величины сравнимы с до-

пустимыми уровнями («Радиационная безопасность»). При реше-

нии частных научных задач требования к точности результатов

могут быть значительно более жесткими.

Выражение для минимально детектируемой активности МДА

с достаточной для большинства практических применений коррект-

ностью имеет вид:

где t

— коэффициент Стьюдента для выбранной доверительной вероятности

факта детектирования активности; г) — чувствительность метода измерений;

В — скорость счета фона; T — время измерений.

Чувствительностью метода измерений называют отношение

изменения показаний измерительного устройства к соответствую-

щему изменению измеряемого количества. В подавляющем боль-

шинстве низкофоновых измерений на выходе измерительных уста-

новок показания регистрируются в цифровой форме, т. е. числом

отсчетов N (импульсов) за определенное время экспозиции Т.

Измеряемой величиной в данном случае является активность А.

При этом чувствительность равна:

где Ki — коэффициент, учитывающий выход регистрируемого излучения на

1 распад выбранного радионуклида; K

— эффективность регистрации данного

излучения в выделенном диапазоне энергий; K

— коэффициент, учитывающий

геометрическую вероятность попадания измеряемого излучения из каждой точки

измеряемой пробы в чувствительный объем детектора и вероятность его погло-

щения на пути к этому объему в самой пробе, стенках контейнеров, в которых

размещены проба и детектор, и т. д.

Все эти коэффициенты обычно выражают в долях единицы, при-

чем единица соответствует идеальным условиям измерений.

При определении содержания радионуклидов в изучаемых

субстанциях, например в объектах внешней среды, измеряемой

= W