Структура годовой эффективной эквивалентной дозы (ээд), получаемой населением от естественной радиоактивности

ИСТОЧНИК ИЗЛУЧЕНИЯ	Годовая эффективная эквивалентная доза, мЗв
	Внешнее облучение	Внутреннее облучение	Суммарная доза
1. КОСМИЧЕСКОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ: - ионизирующая компонента - нейтронная компонента - космогенные радионуклиды (3Н, 7Ве, 14С, 22Nа, 24Nа и др.)	0,28 0,042 –	– – 0,015	0,28 0,042 0,015
В с е г о :	0,32	0,015	0,33
2. ИЗЛУЧЕНИЕ ЗЕМЛИ: - 40К - урановый ряд (из него 222Rn – 214Po) - ториевый ряд	0,12 0,1 0,16	0,18 1,14 0,18	0,3 1,24 0,34
В с е г о :	0,38	1,5	1,88
И Т О Г О :	0,7	1,5	2,2

Техногенные источники излучений

Рассмотренные выше источники радиоактивного излучения сформировались в течение эволюции Земли и их распределение хотя и не однородно в окружающей среде, но в основном постоянно для каждого конкретного региона. В процессе жизнедеятельности человека возможно перераспределение этих источников в природе и формирование технологически измененного естественного радиационного фона, когда их концентрация может многократно возрастать и представлять опасность целым группам населения.

Одним из существенных источников, созданных нерациональной деятельностью человека, является индустрия строительных материалов. Привлечение для их изготовления отходов различных промышленных производств привело в ряде случаев к увеличению радиационного фона в зданиях. Традиционные строительные материалы – дерево, кирпич, бетон обладают сравнительно низкой активностью. В табл. 5.4 приведены значения активности различных материалов, применяемых в строительстве в мире. Принято считать, что вклад в годовую эквивалентную дозу за счет строительных материалов в среднем для населения Земли составляет от 0,5 до 1,5 мЗв или 50–150 мбэр на человека.

Таблица 5.4.

Удельная активность естественных радионуклидов строительных материалов (НКДАР, 1982 г.)

Строительный материал	Страна	Средняя концентрация, Бк/кг
		40K	226Ra	232Th
Кирпич	ФРГ	330	280	230
Бетон, содержащий глинистые сланцы	Швеция	850	1500	70
Фосфогипс	ФРГ	110	600	5
Фосфогипс	Великобритания	70	800	20
Фосфогипс	США	–	1500	7
Шлак силиката кальция	Канада	–	2150	–
Шлак силиката кальция	США	–	1300–1500	–
Шлак из доменной печи	СССР	240	70	20

Как правило, основным источником активности в указанных материалах являются радионуклиды земного происхождения. При этом значительную дозу облучения человек получает с вдыхаемым воздухом за счет таких радионуклидов как, радон-222 (²²²Rn член радиоактивного ряда урана-238) и радон-220 (²²⁰Rn член радиоактивного ряда тория-232). При этом вклад радона-222 в эффективную эквивалентную дозу почти в 20 раз выше, чем радона-220.

Сравнительно недавно выяснилось, что именно радон ответственен за большую часть эквивалентной дозы, получаемой человеком за год от всех естественных источников ионизирующих излучений. Основная ее составляющая обусловлена вдыханием этого газа, особенно в непроветриваемых помещениях (для альфа-излучения коэффициент качества равен 20 именно за счет поражения легочной ткани). Наличие в строительных материалах урана и тория приводит к выделению радона внутри зданий, и его концентрация в закрытых помещениях, как правило, в 8–10 раз выше, чем на открытом воздухе. Несоблюдение правил радиационной безопасности в некоторых странах, широко использующих различные отходы промышленности в строительстве, привело к тому, что в некоторых случаях в помещениях обнаружена концентрация радона в тысячи раз превышающая среднюю концентрацию на открытом воздухе.

Вообще следует отметить, что проблема радона связана не только со строительными материалами. Значительное его количество поступает в здания из грунта и в зависимости от типа пород, формирующих данный грунт, концентрация радона в воздухе может существенно колебаться. Даже, если не рассматривать экзотические случаи строительства домов на старых отвалах горнодобывающей промышленности или на отходах переработки полезных ископаемых (такие случаи неоднократно имели место в США, Швеции, Финляндии и др.), поступление радона через микротрещины в грунте в здания представляет собой один из основных источников облучения населения в закрытых помещениях.

Еще одним, менее важным, но достаточно заметным источником поступления радона представляют собой вода и природный газ. Концентрация радона в обычно используемой проточной воде мала, но вода из некоторых глубоких артезианских скважин содержит много радона (до 1200–1400 Бк/л). По современным оценкам около одного процента населения Земли потребляют воду с удельной активностью 1000 Бк/л (2,7·10^-8 Ки/л) и почти десять процентов – с удельной активностью до 100 Бк/л (2,7·10^-9 Ки/л). Основная опасность радона исходит не от питья воды (особенно, если вода кипятится и радон практически полностью улетучивается), а при попадании в легкие водяных паров с высоким содержанием этого газа (душ, мокрая парная и т.д.).

В природный газ, как и в воду, радон попадает под землей. В результате предварительной подготовки, в процессе хранения или транспортировки большая часть радона распадается или улетучивается. Тем не менее, при отсутствии эффективной вентиляции концентрация радона на кухне может быть выше, чем в жилых помещениях.

Несмотря на то, что радон является источником альфа-излучения, регистрация его может осуществляться по сопровождающему гамма-излучению (радон-220, полоний-218 образуется в возбужденном состоянии и испускает γ-кванты) или по бета-излучению свинца-214 .

Немаловажный вклад в повышение уровня облучения населения дает энергетика, особенно при использовании в качестве топлива каменного угля. Годовое его потребление составляет несколько миллиардов тонн. Из них 70% сжигается в топках тепло- и электростанций, 20% – в коксовых печах, а остальные 10% используются в целях отопления. Современная угольная станция мощностью 1 млн.кВт в течение года потребляет около 3 млн.тонн угля и выбрасывает в атмосферу около 165 тыс. тонн различных отходов, включая пыль, летучую золу, сернистые газы, оксиды азота и т.д. В каменном угле, как и в любых других породах находятся естественные радиоактивные элементы. Очевидно, при его сжигании часть этих элементов вместе с газовым выбросом распространяется в окружающую среду, а часть концентрируется в золе и шлаках. Причем, концентрация радиоактивных элементов в единице массы отходов значительно выше, чем в исходном угле. В табл. 5.5 приведены значения активности выбросов угольной электростанции мощностью 1 млн.кВт и уровень загрязненности района ее расположения.

Таблица 5.5.

Радионуклидный состав выброса угольной ТЭС эл. мощностью 1млн. кВт

Радионуклид	Концентрация в воздухе		Плотность загрязнения территорий (в год)
	10-5 Бк/м3	10-18 Ки/л	107 Бк/м2	мКи/км2
Ra-226	6,3	1,7	39	10,5
Ra-228	4,1	1,1	9,3	2,5
Pb-210	15	4	115	31
Po-210	14,4	3,9	70	19
Th-232	6,3	1,7	–	–
K-40	–	–	389	105
Сумма	46,1	12,4	622,3	168

Как результат действия электро- и тепловых станций на органическом топливе за последние 80 лет отмечено, что концентрация радия в поверхностном слое почвы увеличилась почти в 50 раз. Оценки показывают, что ожидаемая среднегодовая эквивалентная доза, создаваемая излучением элементов, выброшенных в окружающую среду в результате производства тепловой и электрической энергии находится в диапазоне 2–6 мбэр. Однако снижение доли атомных станций в общем балансе производства энергии, сокращение запасов нефти и газа приведет в ближайшие годы к росту числа угольных ТЭС и ТЭЦ, что в свою очередь может вызвать увеличение эквивалентной дозы за счет их деятельности.

До сих пор речь шла только об источниках ионизирующего излучения, имеющих природное происхождение. Даже в тех случаях, когда в результате жизнедеятельности человека происходит перераспределение или концентрация этих источников, они сохраняют свой естественный состав. Иная картина наблюдается при использовании ядерной энергии в техногенной деятельности человека. Первая атомная бомба продемонстрировала не только разрушительную силу, но и значительную опасность с точки зрения радиоактивного заражения окружающей среды. При испытании ядерного оружия огромное количество радиоактивных веществ уносится в атмосферу. Это прежде всего продукты деления урана и плутония. Они осаждаются на частичках пыли и разносятся на большие расстояния, выпадая на поверхность Земли за сотни и тысячи километров от места взрыва. Иначе говоря, ядерный взрыв носит не локальный, а глобальный характер. С 1945 по 1980 годы на Земле было произведено 450 атомных и термоядерных взрывов. Около 90% мощности этих взрывов было реализовано в 1952–1962 г.г. Несмотря на то, что с момента запрещения испытаний ядерного оружия в атмосфере прошло почти 30 лет, последствия их ощущаются до сих пор. Так как за время испытаний в биосферу поступило следующее количество продуктов деления и тяжелых элементов (Бк(млн.Ки)): трития – 2,4·10²⁰ (6500) значительно больше, чем имеется его в природе; углерода-14 – 2,2·10¹⁷ (6,0); стронция-90 – 6·10¹⁷ (16); цезия-137 – 9,1·10¹⁷ (25); плутония-239 – 6,5·10¹⁵ (0,2) и т.д. В настоящее время цезий‑137 является основным источником внешнего облучения, так же как и стронций-90. По современным оценкам вклад в ежегодную эквивалентную дозу, получаемую человеком за счет испытаний ядерного оружия, составляет 20–25 мкЗв, или 2–2,5 мбэра, т.е. около 1% естественного радиационного фона.

Еще меньшее значение эквивалентной дозы получает человек от безаварийной работы атомных станций (АЭС). При обеспечении выполнения всех норм и правил их эксплуатации в окружающую среду практически не выбрасывается значительных количеств радионуклидов. По современным оценкам средняя интегральная индивидуальная эквивалентная доза в год не превышает 10 мкЗв или 1 мбэр.

В процессе работы реактора в результате взаимодействия ядер различных элементов с нейтронами происходит образование новых элементов. Кроме того, радиоактивные превращения под воздействием нейтронов претерпевают и элементы, входящие в состав конструкционных материалов реактора, – так называемая активизация. В результате в реакторе образовываются следующие группы радиоактивных элементов:

1. продукты деления – максимальный период полураспада около

30 лет;

2. продукты активации – максимальный период полураспада 92 года;

3. актиниды – период полураспада сотни тысяч и миллионы лет.

Несмотря на относительно небольшое количество осколков деления и других элементов (в реакторе мощностью 1 млн.кВт образуется не более сотни кг в год), активность их чрезвычайно велика и составляет десятки миллионов Ки на момент остановки реактора и сотни тысяч Ки даже через 7–10 лет хранения отработанного топлива. Поэтому, наряду с необходимостью обеспечения безопасной работы АЭС необходимо решать вопрос экологичности и ядерной безопасности всего топливного цикла ядерной энергетики, особенно в области хранения и переработки отработанного горючего. Учитывая, что к концу 1990 г. во всем мире действовало почти 600 реакторов (в том числе в СССР – 15 АЭС общей мощностью 37,75 млн. кВт или 47 энергоблоков) суммарные количества уже наработанных радиоактивных отходов и тех, которые продолжают нарабатываться, включая долгоживущие, огромны. Это требует создания специальных хранилищ и опасность их как источника ионизирующих излучений возрастает с ростом их числа. Как показала авария в 1957 г. на таком хранилище в СССР на Урале, уровень активности выброшенного материала сравним с тяжелой аварией на АЭС. Следовательно, независимо от дальнейшего развития ядерной энергетики в СНГ и в мире человечество стоит перед угрозой глобальных катастроф. Избавиться же от радиоактивных отходов возможно лишь тем путем, каким они были получены – сжиганием в специальных ядерных реакторах.

Таблица 5.6.

Эффективные эквивалентные дозы (ЭЭД) от техногенных источников ионизирующего излучения

№ п/п	ВИД ОБЛУЧЕНИЯ	ЭЭД (облучение всего тела)
	Просмотр кинофильма или хоккейного матча по цветному телевизору на расстоянии от экрана около 2м	0,01 мкЗв
	Ежедневный в течение года трехчасовой просмотр цветных телепрограмм	5–7 мкЗв
	Облучение за счет радиоактивных выбросов АЭС в районе расположения станции (за год)	0,2–1 мкЗв
	Облучение за счет дымовых выбросов с естественными радионуклидами ТЭС на угле (за год)	2–5 мкЗв
	Полет в течение 1 часа на сверхзвуковом самолете типа "Конкорд" (высота полета 18 – 20 км)	10–30 мкЗв
	Полет в течение 1 суток на орбитальном космическом корабле (без вспышек на Солнце)	0,18–0,35 мЗв
	Прием радоновой ванны	0,01–1 мЗв
	Флюорография	0,1–0,5 мЗв
	Рентгеноскопия грудной клетки	2–4 мЗв
	Рентгенография зубов	0,03–3 мЗв
	Рентгеновская томография	5–100 мЗв
	Рентгеноскопия желудка, кишечника	0,1–0,25 Зв
	Лучевая гамма-терапия после операции	0,2–0,25 Зв

И, наконец, одним из самых значительных источников облучения человека является использование ионизирующих излучений для медицинских процедур. С одной стороны это позволяет выявлять до 80% различных видов заболеваний и лечить значительное их число, включая такие смертельно опасные как онкологические, с другой – установлено, что эффективная эквивалентная доза составляет от 5 мбэр/год до 1 бэр/год и выше в зависимости от типа обследования или лечения. Некоторые из данных по величине получаемых дозовых при медицинских процедурах приведены в таблице 5.6.

Достаточно отметить, что, например, один сеанс рентгенографии грудной клетки формирует эквивалентную дозу от 0,1 до 0,15 бэра, а рентгеноскопии желудка или кишечника, в зависимости от конкретных условий – до 2 бэр. Еще большее значение доз получает человек при применении ионизирующего излучения для лучевой терапии. Так, в результате разового облучения злокачественных образований величина поглощенной дозы может достигать десяткой грей. И, хотя в этом случае, область действия излучения на организм человека ограничена, эффективная эквивалентная доза может достигать десятки бэр. Поскольку рентгенодиагностика и лучевая терапия вошли в нашу жизнь как неотъемлемая составляющая бытия, доза, формируемая этим видом ионизирующего излучения должна обязательно учитываться в структуре среднегодовой неаварийной дозы, получаемой человеком. Ее величина в значительной степени зависит от уровня развития страны и конкретных условий. Так, в наиболее развитых странах ионизирующее излучение применяется очень широко, но при этом используются установки и методы, позволяющие снизить величину эквивалентной дозы на одно обследование. В менее развитых странах рентгенодиагностические обследования проводятся реже, некоторые группы населения вообще их не проходят, но использование несовершенной аппаратуры и слабо подготовленных кадров формирует значительные величины эффективных эквивалентных доз на одно обследование.

Для СНГ годовая эквивалентная доза облучения населения от рентгенодиагностических процедур оценивается в диапазоне 1–1,5 мЗв .

Подводя итоги вышесказанному, отметим, что в настоящее время суммарная эквивалентная доза неаварийного облучения человека за год за счет различных источников рассмотренных выше ионизирующих излучений оценивается величиной, около 0,5 бэра или 5 мЗв.

Список литературы:

1. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М., Энергоатомиздат, 1991.

2. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. М., Энергоатомиздат, 1990.

3. Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. М., Энергостомиздат, 1990.

4. Маргулис И.Я. Атомная энергия и радиационная безопасность. , М.: Энергоатомиздат, 1988.

5. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87. М.: Энергоатомиздат, 1988.

6. Основные санитарные правила ОСП-72/87. М.: Энергоатомиздат.

8. Радиационная защита населения. Публикации NN 40,43 МРЗ / Перевод с английского, 1987.

9. Сивинцев Ю.В. Насколько опасно облучение. М., "Знание", 1988

2