Министерство образования и науки РФФГБОУ ВО «Уральский государственный педагогический университет»

Факультет безопасности жизнедеятельности

Микшевич Н. В., Ковальчук Л. А.

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

учебное пособие по курсу

«Основы радиационной безопасности»

РекомендованоУченым советом федерального государственного бюджетного

образовательного учреждения высшего образования«Уральский государственный педагогический университет»

в качестве учебного издания(решение № 506 от 03.06.2016)

Екатеринбург2016

2

УДК 539.1(075.8)ББК В383я7М 59

Составители:Микшевич Н. В., доцент кафедры безопасности жизнедеятельности

УрГПУ, канд.хим.наукКовальчук Л. А., ведущий научн. сотр. ИЭРиЖ УрО РАН, д-р. биол.наук.

Рецензенты:Большаков В. Н., д-р. биол. наук, профессор, академик РАН

Ширшов В. Д., д-р. пед.наук, профессор, академик МАНЭБ

Микшевич Н. В.М 59 Радиационная безопасность: учеб. пособие по курсу «Основы

радиационной безопасности» / Н. В. Микшевич, Л. А. Ковальчук;ФГБОУ ВО «Урал. гос. пед. ун-т». – Екатеринбург, 2016. – 182с.

ISBN 978-5-7186-0773-4

Учебное пособие подготовлено в соответствии с требованиями Го-сударственного образовательного стандарта и предназначено для сту-дентов педагогических вузов, обучающихся по профилю «Безопасностьжизнедеятельности» по программам бакалавриата и магистратуры.

Цветные иллюстрации взяты из книги: Особенности радиационной обстановки на Урале / В.И.Уткин, М. Я. Чеботина, А. В.Евстигнеев, Н. М.Любашевский. – Екатеринбург: УрО РАН, 2004.

УДК 539.1(075.8)ББК В383я7

ISBN 978-5-7186-0773-4

© Микшевич Н. В., Ковальчук Л. А., 2016© ФГБОУ ВО «Уральский государственный

педагогический университет», 2016

3

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ………………………………………………………. 5

1. РАДИАЦИЯ И РАДИОАКТИВНОСТЬ……………………. 7

1.1. Краткая историческая справка ……………………….. 7

1.2. Атом и атомное ядро……………………………………. 9

1.3. Закон радиоактивного распада……………………….. 11

1.4. Искусственные радиоизотопы…………………………. 13

1.5. Единицы радиоактивности……………………………... 14

1.6. Природа и свойства ионизирующих излучений…….. 16

1.7. Дозы ионизирующей радиации………………………... 23

2. РЕГИСТРАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ……. 30

2.1. Детекторы ионизирующих излучений………………… 30

2.2. Приборы радиометрического и дозиметрического

контроля ……………….……………….…………………….. 32

3. ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ……….. 36

3.1. Естественные источники……………….………………. 36

3.2. Искусственные (техногенные) источники …………… 42

4. ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА БИО-ЛОГИЧЕСКИЕ ОБЪЕКТЫ ……………….………………. 48

5. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НАСЕЛЕНИЯ ИПРИНЦИПЫ ЗАЩИТЫ……………….……………………. 62

6. РАДИАЦИОННО ОПАСНЫЕ ОБЪЕКТЫ……………….. 71

6.1. Управляемая реакция деления. Энергетический

реактор……………….……………….………………………. 73

6.2. Ядерный топливный цикл……………….……………… 77

6.3. Радиационный фактор АЭС в штатном режиме……. 82

7. РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ……………….………………. 85

4

7.1. Фазы развития аварии……………….………………….. 86

7.2. Классификация радиационных аварий………………. 87

8. ЗАЩИТА НАСЕЛЕНИЯ И ТЕРРИТОРИИ ПРИ РА-ДИАЦИОННОЙ АВАРИИ……………….…………………. 97

8.1. Методы защиты населения……………….……………. 101

8.2. Средства коллективной защиты населения………… 104

8.3. Средства индивидуальной защиты……………….….. 108

8.4. Медикаментозные средства защиты…………………. 114

8.5. Эвакуация населения……………….…………………... 118

8.6. Санитарно-пропускной режим……………….………… 119

8.7. Дезактивация……………….……………….……………. 120

9. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС, ЕЕ ЛИКВИДА-ЦИЯ И ПОСЛЕДСТВИЯ……………….…………………… 127

10. РАДИАЦИОННАЯ ОБСТАНОВКА НА УРАЛЕ И ВСВЕРДЛОВСКОЙ ОБЛАСТИ……………………………... 133

11. ДЕЙСТВИЯ НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ РАДИАЦИОН-НОЙ АВАРИИ……………….……………….………………. 151

12. ПРЕБЫВАНИЕ НА ЗАГРЯЗНЕННОЙ МЕСТНОСТИ… 153

13. ТЕХНИЧЕСКАЯ И КУЛИНАРНАЯ ОБРАБОТКА ПРО-ДУКТОВ ПИТАНИЯ……………….……………….………... 155

ПРИЛОЖЕНИЕ……………….……………….…………………. 157

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИЗУЧЕНИЮДИСЦИПЛИНЫ «ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗО-ПАСНОСТИ» ……………….……………….……………….. 173

ЛИТЕРАТУРА……………….……………….…………………... 177

5

ВВЕДЕНИЕ

Открытие явления радиоактивности, его последующие ис-следования и техническая реализация масштабного использо-вания в различных сферах человеческой деятельности (в томчисле и военной) закономерно привели к появлению техногенно-го фактора, представляющего опасность для человека, что, всвою очередь, со всей остротой поставило вопросы радиацион-ной безопасности. Причиной тому стали:

· использование атомной энергии в военных целях (атом-ные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в 1945 г. ассоцииру-ются в сознании людей с 210 тысяч погибших, и хотя большая ихчасть погибла в результате разрушений и травм, источникомкатастрофической ситуации явилась именно атомная бомба);

· ситуации аварийного и неаварийного характера на объ-ектах атомно-промышленного комплекса, связанные с получе-нием и использованием радиоактивных материалов, особенно впериод становления ядерных технологий и создания ядерногооружия, когда вопросы экологической и радиационной безопас-ности не являлись приоритетными. Так сброс химкомбинатом«Маяк» жидких радиоактивных отходов в озеро Карачай и рекуТеча привел к значительному облучению местного населения иисключению из водопользования озера и части русла реки, авзрыв в 1957г. емкости с радиоактивными отходами вызвалзагрязнение значительной части территории Челябинской,Свердловской и Тюменской областей и получил название Вос-точно-Уральский радиоактивный след – ВУРС, после чего былиотселены жители четырех поселков, в которых проживало 5600человек; всего в зоне ВУРСа под радиационное воздействиепопало свыше 300 тысяч человек в 391 населенном пункте;

· аварии катастрофического характера на атомных элек-тростанциях, вызванные разными причинами, например, аварияна Чернобыльской АЭС привела к радиоактивному загрязнениюне только территории бывшего Советского Союза, но и другихевропейских государств; а также аварии на транспортных сред-ствах (атомная подводная лодка «Курск») и т.п.

Хотя по числу погибших непосредственно от радиационноговоздействия в сравнении с другими техногенными факторами,например, автотранспортом, радиационная опасность находит-ся далеко не в лидерах, у значительной части населения онавызывает гораздо больше опасений, чем традиционные опасно-

6

сти техногенного характера, что обусловлено различными при-чинами. Одна из них заключаются в том, что, в отличие от дру-гих факторов, например, химических, у человека нет рецепто-ров, которые сигнализировали бы ему о наличии воздействую-щего фактора (ионизирующего излучения) в зоне его пребыва-ния.

Другая причина связана с тем, что, при отсутствии рецепто-ров, негативные эффекты, вызываемые у человека ионизирую-щими излучениями, часто носят отдаленный характер и связаныс такими явлениями, как злокачественные новообразования имутагенез. Помимо этого наличие радиационной опасности привидимом внешнем благополучии приводит к отчуждению значи-тельных территорий, включая водоемы и участки русел рек.Значительная часть опасений часто вызвана непрофессио-нальной и искаженной информацией о проблемах атомной энер-гетики, радиоактивных отходов и радиационной опасности всредствах массовой информации, а также традиционным стрем-лением властей скрыть своевременную информацию от населе-ния, как это было в случае аварии на Чернобыльской АЭС. Ивсе это происходит на фоне широкого использования источни-ков ионизирующих излучений, в частности, в медицине, где ог-ромные контингенты населения подвергаются этому виду воз-действия. Перечисленные обстоятельства в значительной мереслужат причиной возникновения у людей радиофобии, несмотряна то, что радиационная опасность, как уже отмечалось, стоитдалеко не на первом месте среди опасностей техногенной при-роды.

Исходя из вышеизложенного рассмотрение вопросов ра-диационной безопасности, часто излагаемых контингентам слу-шателей, которые не обладают определенным уровнем специ-альных знаний, требует в определенной мере популяризации, ноэто обстоятельство ни в коей мере не должно сказываться насути принципиальных вопросов безопасности, связанных с яв-лением радиоактивности. В определенной степени последнееотносится и к студентам педагогических вузов, обучающимся поспециальности «Безопасность жизнедеятельности».

7

1. РАДИАЦИЯ И РАДИОАКТИВНОСТЬ

Несмотря на то, что радиация и радиоактивность исходноприсущи окружающему нас миру, человек столкнулся с нимивплотную как с объектом изучения в конце XIX века, что привелок фундаментальным открытиям, позволившим не только соз-дать современную модель строения материи, но и освоить прак-тическое использование энергии атома в военных и мирных це-лях. Эти обстоятельства, в свою очередь, со всей остротойвпервые высветили и проблему радиационной безопасности.

Рис. 1. Предупреждающий знак «Опасно. Радиоактивные веще-ства или ионизирующее излучение»

В переводе с английского radiation означает «лучеиспуска-ние, излучение», и это относится ко всем видам излучения,включая корпускулярное и электромагнитное охватывающеедиапазоны радиоволн, инфракрасную, видимую, и ультрафио-летовую области спектра, гамма- и рентгеновские излучения.Все они в той или иной мере могут причинять вред человече-скому организму. В нашем контексте термин радиация имеетвполне определенный смысл и относится к ионизирующимизлучениям, которые, оказывая воздействие на молекулы,атомы и ядра, меняют их состояние, в результате чего образу-ются положительные или отрицательные ионы (радикалы) илипродукты ядерных превращений. Следствием этого могут бытьразличные нарушения, представляющие для биологическихобъектов, в том числе и человека, определенную степень опас-ности.

1.1. КРАТКАЯ ИСТОРИЧЕСКАЯ СПРАВКА

Открытие явления радиоактивности неразрывно связано сименем немецкого физика Конрада Рентгена, обнаружившего в1895 г. излучение, обладающее способностью проникать через

8

различные вещества (в том числе и через биологические ткани),вызывать свечение многих веществ и названного им Х-лучами.Поиски в этом направлении привели французского ученого АнриБеккереля в 1896 г. к открытию способности соли урана вызы-вать почернение фотографической пластинки, защищенной отвоздействия света. Дальнейшие исследования показали, чтопроникающая способность излучения, испускаемого урансодер-жащими веществами, не зависит от химического и физическогосостояния урана. Кроме того, это излучение обладало еще иионизирующей способностью. Это позволило Пьеру и МарииКюри прийти к выводу о том, что излучение связано только сатомом урана, и они впервые ввели для этого явления термин«радиоактивность».

Дальнейшие открытие электрона и определение его массы(Дж. Томсон, 1897 г.), выделение полония и радия из урановойруды (М. Склодовская-Кюри, П. Кюри, Ж. Демон, 1898) и другихрадиоактивных элементов, определение природы радиоактивно-го излучения (альфа- и бета-лучи (Э. Резерфорд, М. и П. Кюри,П. Виллар (1898-1900) и гамма-лучи ( П. Вийяр, 1900)) и другиерезультаты исследований и теории, возникшие для их объясне-ния, позволили рассматривать механизм радиоактивного распа-да как явление самопроизвольного распада химических элемен-тов (Э. Резерфорд, Ф. Содди, 1902). Открытие существованияатомного ядра позволило создать ядерную модель атома (Э.Резерфорд, 1911 г.) и ввести понятие изотопии (Ф. Содди, 1913г.), а также связать порядковый номер элемента в Периодиче-ской системе элементов Д. И. Менделеева с зарядом атома (Ванден Брук, 1913 г.). Дальнейшие исследования привели к откры-тию нейтрона (Дж. Чэдвиг, 1932), явления искусственной радио-активности (И. и Ф. Жолио-Кюри, 1934), возможности осуществ-ления цепной ядерной реакции (Л. Сциллард, 1934). После-дующие успехи в развитии теоретической и экспериментальнойфизики и химии, такие как открытие ядерных реакций под дейст-вием нейтрона (Э. Ферми, 1934), изотопа урана-235 (А. Демп-стер, 1935), деление урана (О. Хан, Ф. Штрассман, 1938) с рас-падом на два осколка (Л. Мейтнер, О. Фриш, 1939) и испускани-ем нейтронов (Р. Робертс, 1939), спонтанное деление урана (К.А. Петржак, Г. Н. Флеров, 1940) позволили в итоге сформулиро-вать условия ядерного взрыва (Я. Б. Зельдович и Ю. Б. Харитон,1940) со всеми вытекающими отсюда последствиями, в том чис-ле и возможностями использования выделяющейся при распаде

9

ядра энергии в мирных целях. Первая в мире промышленнаяатомная электростанция была запущена в эксплуатацию в Со-ветском Союзе в 1954 г.

1.2. АТОМ И АТОМНОЕ ЯДРО

В соответствии с современными представлениями, ней-тральные атомы состоят из положительно заряженных ядерразмером порядка 10-12 см, окруженных отрицательно заряжен-ными электронами, заряд которых соответствует заряду ядра,что и обеспечивает атому электронейтральность. Размеры ато-мов составляют величины порядка 10-8 см.

Заряд ядра Z, выраженный в единицах, соответствующихзаряду электрона, равен порядковому номеру элемента в Пе-риодической системе элементов Д. И. Менделеева и числу элек-тронов нейтрального атома, определяющих его химическиесвойства. Учитывая малую массу электрона, становится понят-ным, что основная масса атома сосредоточена в его ядре.

Открытие протона и последующее открытие нейтрона по-зволило предложить модель строения ядра, в соответствии скоторой ядро состоит из протонов и нейтронов, которым при-своено название нуклоны. Число протонов в ядре (а именноони и определяют его заряд) равно Z, а суммарное число прото-нов и нейтронов равно массовому числу атома А. В соответст-вии с этим число нейтронов N в атомном ядре равно A – Z и,следовательно, A=Z+N.

Однако ядра одного и того же элемента (т.е. ядра с оди-наковым Z) могут содержать различное число нейтронов (N), а,следовательно, иметь различный атомный вес (А) при одинако-вых химических свойствах. Такие разновидности атомов (почислу А, т.е. атомному весу) одного и того же элемента (с одними тем же Z) называют изотопами, а явление – изотопией. Ядраизотопов разнятся числом нейтронов (N). Изотопы элементов,например, урана, обозначают как 92U235 и 92U238. Это озна-чает, что первый изотоп урана имеет порядковый номер 92 итакое же количество протонов в ядре и атомную массу равную235 а.е.м., тогда как второй изотоп урана имея такой же поряд-ковый номер и количество протонов имеет массу равную 238а.е.м., т.е. его ядро содержит на три нейтрона больше. Посколь-ку символ химического элемента однозначно определяет его

10

место в Периодической системе элементов Д.И. Менделеева исоответствует заряду ядра (Z), для идентификации изотопа хи-мического элемента достаточно указывать его символ и атом-ный вес, например, 90Sr, Sr-90 или текстом стронций-90.

В природе явление изотопии встречается широко, хотяизвестны случаи, когда химические элементы представленыединственным изотопом, например, фтор, йод, золото. Крометого, у химических элементов, имеющих стабильные изотопы,их соотношение является вполне определенной величиной. Такприродный хлор и содержащие его соединения всегда состоятиз смеси его изотопов, а именно, 73,4% хлора-35 и 24,6 % хло-ра-37. Однако в некоторых случаях могут встречаться исключе-ния, например, для изотопов свинца в рудах, содержащих уран иторий.

Рис. 2. Периодическая система элементов Д.И.Менделеева

Необходимо отметить, что ядра многих элементов неста-бильны, и, следовательно, стремятся перейти в устойчивое со-стояние. Переход носит статистический характер и осуществля-ется за счет корпускулярного излучения, часто сопровождаемогогамма-излучением, причем стабильность ядер невозможна во-обще для элементов с Z > 83, т.е. они радиоактивны.

11

1.3. ЗАКОН РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА

Нестабильные (радиоактивные) ядра распадаются, неза-висимо от поведения других ядер, а скорость их распада (числораспадающихся в единицу времени радиоактивных ядер, назы-ваемое активностью) пропорциональна их числу. Распад приво-дит к постоянному уменьшению количества радиоактивных ядерс одновременным образованием дочерних продуктов распада.Процесс радиоактивного распада описывается уравнением

-dN/dt = λN=A, (1)

где N– исходное число атомов, не претерпевших радиоак-тивный распад на текущий момент времени t, λ – константарадиоактивного распада, равная вероятности распада каждогорадиоактивного ядра в единицу времени и характеризующая егонеустойчивость, а A – активность нуклида, т.е. скорость распадарадиоактивного изотопа.

В интегральной форме закон радиоактивного распадаимеет следующий вид

Nt = Noe-λt (2)

и описывает убыль среднего числа радиоактивных ядер вовремени. (N0 – исходное число атомов на момент начала отсчетавремени, а Nt – число нераспавшихся атомов, спустя время tпосле начала отсчета). Экспоненциальный характер законаполагает, что в равные промежутки времени всегда распадаетсяравная доля имеющихся радиоактивных атомов. В связи с этим,в качестве меры устойчивости радиоактивного изотопа принятавеличина периода его полураспада t1/2, равная времени, за ко-торое распадется половина имеющегося количества радиоизо-топа

t1/2 = ln2/λ=0,693/λ (3)

Таким образом, период полураспада(t1/2) – это время, не-обходимое для распада половины конкретного радиоактивногоизотопа. Эта величина (также как и константа радиоактивногораспада λ) является сугубо индивидуальной характеристикойрадионуклида и не зависит от его химического состояния, тем-

12

пературы и давления, что позволяет использовать ее для иден-тификации радиоизотопов. В качестве примера приведем пе-риоды полураспада некоторых радиоактивных изотопов:

238U – 4,5*109 лет, 40K – 1,27*109 лет,14С – 5730 лет, 222Rn– 3,82 дня.

Рис. 3. Характерный вид кривой радиоактивного распада (N-число атомов радиоактивного изотопа, t – время, N0 – число

атомов радиоизотопа на момент начала отсчета времени, T=t1/2– время, за которое распалась половина радиоактивных атомов

от имевшихся на момент начала отсчета времени).

Простые преобразования вышеуказанных соотношений по-зволяют получить важную формулу, определяющую долю рас-павшегося радиоизотопа за период времени, кратный числу пе-риодов полураспада

A/Ao = 1/2n, (4)

где Ao– исходная активность радионуклида, а А – его актив-ность по прошествии m периодов полураспада. Так по прошест-вии десяти периодов полураспада (n=10) количество радиоак-тивных атомов сократится в 2n =1024 раз по отношению к исход-ному. Это обстоятельство позволяет определить одно из на-правлений защиты от радиационного загрязнения, а именно,защиту временем, т.е. возможность снижения уровня радиоак-тивности до безопасных норм в случае короткоживущих радио-изотопов, например, 131I, у которого t1/2=8 суток, или использо-вания других технологий защиты в случае бессмысленностиожидания.

13

1.4. ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОИЗОТОПЫ

Открытие в 1934 г. явления искусственной радиоактивно-сти Ирен и Фредериком Жолио Кюри (бомбардировка ядер неко-торых элементов α- частицами, приводящая к образованию но-вых радионуклидов), работы Энрико Ферми, показавшего воз-можность получения радионуклидов за счет бомбардировкиядер нейтронами, и открытие в 1938 г. О. Ханом иФ.Штрассманом реакции деления ядер235 U при бомбардировкеих нейтронами с образованием двух нестабильных осколков (ис-кусственных радиоактивных изотопов), 2-3 нейтронов и выделе-нием огромного количества энергии (порядка 200 МэВ на одинакт деления) перевело проблему использования атомной энер-гии в практическую плоскость. Для использования ее в военных,а в последующем и мирных целях, были созданы производстваделящихся материалов, где в технологическом цикле образовы-вались огромные количества искусственных радионуклидов, аиспользование атомного оружия определило поступление по-следних в окружающую среду. Эти обстоятельства обусловили иширокое использование искусственных радиоактивных изотоповв различных сферах деятельности человека, что вызвало к жиз-ни проблемы радиационной безопасности, в значительной частисвязанной с искусственными радионуклидами и источникамирадиоактивности.

Примерами искусственных радионуклидов, образующихсяпри делении ядра урана, как в ядерном реакторе, так и приядерном взрыве (т.н. осколочные радиоизотопы), могут служить90Sr (β-излучатель, t1/2=29,1 года), 131I (β- и γ-излучатель,t1/2=8сут.), 137Cs (β- и γ- излучатель, t1/2=30 лет), 144Сe (β- и γ-излучатель, t1/2=284,3 сут.) и многие другие. Необходимо отме-тить, что распад многих из них не ограничивается единичнымактом, а дает начало другому радиоактивному нуклиду. Так, прираспаде 90Sr образуется радиоактивный 90Y – β- и γ- излучательc t1/2=2,7 сут.

14

1.5. ЕДИНИЦЫ РАДИОАКТИВНОСТИ

Для характеристики радиоактивности, т.е. скорости ра-диоактивного распада (число актов распада в единицу времени)используют соответствующие единицы. В международной сис-теме единиц СИ эта единица называется беккерель (русскоеобозначение Бк, иностранное – Bq), что соответствует одномупревращению (распаду) в секунду –1 расп./сек.

Помимо беккереля в качестве единицы, характеризующейскорость радиоактивного распада, часто используют величинукюри, название которой дали в честь супругов Кюри, первымиполучившим чистый металлический радий. Поскольку в 1 г чис-того металлического радия происходило 3,7*1010 актов радиоак-тивного распада в секунду, то именно эта величина и была при-нята за одно кюри (русское сокращение – Ки, иностранное – Ci).Таким образом, 1 кюри = 3,7*1010 расп./сек. и, соответственно, 1Ки = 3,7*1010 Бк, а 1 Бк = 2,7*10-11 Ки. Кюри является внесистем-ной единицей, но ее часто используют в случае высоких уровнейактивности, например, при загрязнении территорий или дляоценки количества радиоизотопов, попавших в окружающуюсреду при авариях на радиационно-опасных объектах. В практи-ке для оценки уровней радиоактивности часто используютудельные величины, т.е. объемную (Ки или Бк на единицу объ-ема, например, Бк/дм3), поверхностную (активность единицыповерхности, например, Бк/м2 или Ки/км2), удельную весовую(например Бк/кг). Поскольку часто численные значения беккере-ля и кюри оказываются неудобными в использовании, частоприменяют их дольные и кратные величины: милликюри, пико-кюри, терабеккерель и др., наиболее употребляемые из кото-рых приведены в таблице 1.

Следует отметить одну важную особенность, касающуюсярадиоактивных изотопов, являющихся источником опасности. Ча-ще всего наши количественные представления о носителях опас-ности можно выразить в понятных всем единицах, например, пре-дельно-допустимые концентрации токсинов в воздухе (мг/м3) или вводе (мг/дм3). В случае радиоактивных изотопов ситуация часто непозволяет пользоваться весовыми единицами, поскольку в значи-тельном числе случаев это будут не только трудно воспринимае-мые чрезвычайно малые величины, но и, с аналитической точкизрения, практически неопределимые традиционными методамианализа количества. Проиллюстрируем это на примере.

15

Таблица 1Кратные и дольные единицы в системе СИ

Множитель Приставка Русскоеобозначение

Междунар.обозначение

1012 тера Т N109 гига Г G106 мега М M103 кило к k102 гекто г h101 дека да da10-1 деци д d10-2 санти с c10-3 милли м m10-6 микро мк µ10-9 нано н n10-12 пико п p

Несложно получаемая зависимость между массой радио-активного изотопа и его активностью имеет вид:

m = A*t1/2*M/(4,174*1023), (5)

где m – масса радиоактивного изотопа (г), А – его актив-ность (Бк) , t1/2 – период полураспада (сек.), а М – атомная мас-са (а.е.м.). Простой расчет показывает, что масса 1 Ки U238 со-ставляет порядка 3 т, тогда как для I131 это около 8 мкг. Реше-ние об ограничении потребления продуктов питания в случае ихзагрязнения I131 принимается при его содержании в последнихна уровне 10 кБк/кг, в весовом выражении это соответствует ве-личине порядка 4,16*10-10 г/кг, что не может быть определенотрадиционными аналитическими методами. Таким образом,специфика радиационного воздействия заключается еще и втом, что в случае аварийных ситуаций или при плановом ис-пользовании радиоизотопов, большей частью, приходитсяиметь дело с их ультрамалыми количествами, которые в ра-диационном отношении представляют опасность, но, как прави-ло, не меняют ни внешние, ни внутренние свойства загрязняе-мых ими материалов в силу чрезвычайной количественной ма-лости.

Раздел науки, который посвящен методам измерения ак-тивности, называется радиометрией, а приборы, используемые

16

для определения активности (числа распадов радиоактивныхизотопов в единицу времени), называются радиометрами. Сле-дует подчеркнуть, что фиксация активности радиометром проис-ходит по результатам измерения эффектов, возникающих в ре-зультате взаимодействия ионизирующего излучения с вещест-вом, находящимся в детекторе прибора.

1.6. ПРИРОДА И СВОЙСТВА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Ионизирующие излучения могут иметь различную природу ипроисхождение, но всех их объединяет способность к ионизацииатомов и разрыву химических связей различных молекул, что, вслучае воздействия на биологические жидкости и ткани, вызы-вает в них нежелательные эффекты, сказывающиеся на состоя-нии живого организма.

Природа ионизирующих излучений может быть электромаг-нитной (рентгеновское и γ-излучение) и корпускулярной (заря-женные α- и β- частицы и n-нейтроны).

Рентгеновское и γ-излучение. Природа этих излученийблизка, а основное различие состоит в том, что рентгеновскоеизлучение характеризуется меньшей энергией и большей дли-ной волны, чем γ-излучение (говорят, что оно более «мягкое»).Длины волн рентгеновского излучения лежат в диапазоне 10-8 –10-12 м. В обычных условиях его получают в рентгеновских уста-новках, т.е. оно не связано с актом радиоактивного распада.

Рис. 4. Шкала длин волн электромагнитного излучения (от 400до 780 нм –видимый диапазон)

В контексте нашей тематики основным источником γ-излучения являются ядерные процессы радиоактивных изото-пов, хотя оно может иметь и другую природу, например, возни-кать в случае взаимодействия высокоэнергичных заряженных

17

частиц с веществом. Этот вид ионизирующего излучения харак-теризуют в сравнении с рентгеновским как более «жесткое»,подчеркивая то обстоятельство, что энергия γ-квантов, т.е.«порций» этого вида излучения, превосходит таковую у рентге-новского. Длины волн γ-излучения лежат в диапазоне менее 10-

12 м. Характер взаимодействия γ-излучения с веществом опре-деляется энергией излучения и свойствами среды, с которой оновзаимодействует. В силу отсутствия заряда при прохождениичерез вещество, γ-излучение не отклоняется в сторону, а еговысокая энергия и малая длина волны определяют его низкуюионизирующую и высокую проникающую способности. Иониза-ция, проводимая им в среде, примерно в 100 раз меньше, чемионизация, осуществляемая β-частицами. Глубина проникнове-ния γ-излучения в среду зависит от его энергии. В воздушнойсреде γ-излучение распространяется на расстояние приблизи-тельно 2,5 км, и является одним из основных поражающих фак-торов в начальный момент использования атомного оружия.Наиболее эффективно γ-излучение ослабляется материалами свысокой плотностью. Вода достаточно эффективно ослабляетпотоки γ-излучения. Так, ее слой толщиною 1 м ослабляет потокв 20-30 раз. Поскольку ослабление γ-излучения происходит всоответствии с экспоненциальным законом, то оно никогда непоглощается полностью, что принципиально отличает его откорпускулярных излучений.

α-излучение. Этот вид корпускулярного излучения форми-руется потоком α-частиц, которые представляют собой ядрагелия, состоящие из двух протонов и двух нейтронов. В силу от-носительно высоких массы (4 а.е.м.) и заряда (+2), они характе-ризуются высокой ионизирующей и малой приникающей способ-ностями. При прохождении через слой вещества α-частицы впроцессе упругого рассеяния на электронах и ядрах атомов бы-стро теряют свою энергию, вызывая ионизацию атомов и моле-кул. Причем по мере прохождения через вещество ионизирую-щая способность α-частиц будет расти, поскольку при меньшейскорости возрастает эффективность их взаимодействия с элек-тронами структурных элементов среды. В силу этих особенно-стей пробег даже самых энергичных α-частиц в воздушной средене превышает 10-12 см, а в более плотных средах пробег со-ставляет порядка нескольких микрон. Таков пробег и в мягкихтканях человека (табл. 2). Эти особенности определяют и опас-ность α-излучения, и стратегию защиты от него, а именно, с точ-

18

ки зрения воздействия на организм человека, этот вид излуче-ния максимально опасен при внутреннем облучении, тогда какот его внешнего воздействия достаточно защиты в виде обыч-ной одежды.

Таблица 2Пробеги α-частиц в воздухе, алюминии и биологической

ткани в зависимости от энергии частиц№№п/п

Энергия α-частиц(МэВ)

Слойвоздуха

(см)

Слойалюминия

(мкм)

Биологическаяткань(мкм)

1 4,0 2,5 16 312 5,0 3,5 23 433 6,0 4,6 30 564 7,0 5,9 38 725 8,0 7,4 48 916 9,0 8,9 58 1107 10,0 10,6 69 130

Источниками α- излучения являются радиоактивные изо-топы, претерпевающие распад с испусканием α-частиц, в рядеслучаев сопровождающимся γ-излучением. Этот процесс харак-терен для тяжелых элементов, например, таких, как уран и то-рий. При таком превращении масса ядра, претерпевшего такойраспад, уменьшается на 4 а.е.м., а заряд на 2, что приводит кобразованию ядра нового элемента, находящегося в таблицепериодической системы Д.И. Менделеева через одну клеткуслева от исходного элемента, претерпевшего акт деления. Такраспад 235U с испусканием α- частицы приводит к образованию231Th.

β-излучение. Этот вид излучения представляет собой по-ток электронов ядерного происхождения, имеющих отрицатель-ный β- или положительный β+ (эта элементарная частица назы-вается позитрон) заряд и образующихся в процессе радиоактив-ного распада. Массы электрона и позитрона одинаковы, а заря-ды равны единице, но противоположны по знаку. Посколькумассы этих частиц весьма незначительны (1/1840 а.е.м.), то из-менением массового числа ядра при ядерном превращенииможно пренебречь, тогда как его заряд при β- -распаде будетсмещаться на одну клетку вправо, а при β+-распаде (позитрон-

19

ный распад) на одну клетку влево. Источниками β-излученияявляются радиоактивные изотопы, распад которых протекает поприведенным схемам. Примером могут служить β- -распад 90Sr cобразованием 90Y и позитронный (β+ -распад) 22Na с образовани-ем 22Ne. Возможен β- распад с сопутствующим γ-излучением.

К β-распаду относят также «электронный захват», т.е. за-хват ядром электрона с внутренней электронной оболочки ато-ма, что приводит к превращению одного из протонов в ядре внейтрон, в результате чего заряд ядра уменьшается на единицу.В результате этого образуется ядро элемента, стоящего в таб-лице Д.И.Менделеева в соседней клетке слева от элемента,претерпевшего такой распад. Распад ядер с испусканием β-частиц является одним из самых распространенных типов ра-диоактивного распада искусственных радионуклидов, образую-щихся в реакциях деления тяжелых ядер, используемых в про-мышленных, научных и военных целях.

Взаимодействие β-частиц с электронами электронных обо-лочек атомов и молекул приводит к отрыву электрона, в резуль-тате чего образуется положительный ион и свободный элек-трон.

Таблица 3Максимальные пробеги β-частиц в воздухе, воде

(или биологической ткани) и алюминии№№п/п

Энергия β-частиц(Мэв)

Воздух(м)

Вода(мм)

Алюминий(мм)

1 0,01 0,00229 0,00247 0,001272 0,05 0,0394 0,0431 0,02123 0,5 1,601 1,71 0,8374 1,0 3,936 3,936 2,0595 5,0 22,281 25,80 11,889

Проникающая способность β-частиц определяется их при-родой и характером взаимодействия с веществом. Скорость β-частиц, образующихся при распаде радиоизотопов, выше чем уα-частиц и близка к скорости света, но, несмотря на это и малуюмассу с относительно небольшим зарядом, высокая энергииобеспечивает им, хотя и меньшее в сравнении с α-частицами, нодостаточно эффективное взаимодействие с электронами атомови молекул при прохождении через вещество. Так, длина их про-

20

бега в воздушной среде достигает 10-15 метров, а в мягких тка-нях человека эта величина порядка 2-3 см. Наиболее энергич-ные из них могут проникать через алюминий толщиной порядка5 см (табл. 3). Несмотря на меньшую, в сравнении с α-частицами, ионизирующую способность β-частицы представля-ют опасность для человека при внутреннем облучении и загряз-нении поверхности кожных покровов. Защита от внешнего облу-чения не представляет в этом случае большой сложности.

Нейтронное (1n) излучение. Нейтроны представляют со-бой незаряженные частицы с массой порядка 1 а.е.м., входящиев состав атомных ядер. Источниками мощного нейтронного из-лучения служат ядерные реакторы и, в случае их применения,ядерные боеприпасы, т.е. устройства, в которых инициируютсяядерные превращения. То обстоятельство, что у нейтрона от-сутствует электрический заряд, исключает его взаимодействие сэлектрическими полями электронов и ядер атомов, что обеспе-чивает ему высокую проникающую способность до момента не-посредственного столкновения с атомным ядром.

Рис. 5. Проникающая способность α-, β- и γ- излучений

Процессы взаимодействия нейтронов с веществом опреде-ляются как энергией нейтронов, так и атомным составом среды,через которую они проходят. Различают следующие группы ней-тронов в зависимости от их энергии: тепловые нейтроны (Еn =0,025 эВ); промежуточные нейтроны Еn < 200 кэВ; быстрые ней-троны (220 кэВ < Еn <20 МэВ); сверхбыстрые нейтроны (Еn > 20МэВ).

Преобразование энергии нейтронов осуществляется в ходеэлементарных актов взаимодействия с ядрами атомов погло-

21

щающего вещества. При взаимодействии нейтронов с ядрамимогут наблюдаться: упругое рассеяние, неупругое рассеяние,радиационный захват, расщепление с вылетом заряженных час-тиц, деление ядер. Вероятность того или иного процесса зави-сит как от энергии нейтронов, так и от вида ядер, с которыми онивзаимодействуют.

В процессе упругого рассеяния нейтрон меняет свое на-правление, а часть его кинетической энергии передается ядруотдачи. При неупругом рассеянии ядро отдачи оказывается ввозбужденном состоянии, из которого оно обычно переходит внормальное состояние, испуская гамма-квант. Так как неупругоерассеяние возможно, только если энергия нейтронов большеэнергии возбуждения ядра, этот процесс имеет практическоезначение только для быстрых нейтронов. Упругое рассеяниенейтронов происходит при любой энергии и является наиболееэффективным процессом в понижении энергии нейтронов дотепловой. Чем легче ядра поглощающей среды, тем большуюдолю энергии теряют нейтроны в процессе упругого рассеяния.

Характерный вид взаимодействия тепловых и, отчасти,промежуточных нейтронов – это радиационный захват, которыйзаключается в захвате нейтрона ядром с последующим испус-канием γ-кванта. Он может происходить на ядрах почти всехэлементов, а γ-излучение при радиационном захвате имеетобычно энергию порядка миллиона электрон-вольт.

Таким образом, характер взаимодействия нейтронов с ве-ществом определяется их энергией и свойствами самого веще-ства. При этом может происходить упругое и неупругое рассея-ние нейтронов, радиационный захват нейтрона ядром с испус-канием γ-квантов, радиационный захват с испусканием заряжен-ных частиц (α-частиц, протонов и дейтонов-частиц из одногопротона и одного нейтрона) и деление тяжелых ядер при захва-те нейтронов. Вероятность протекания названных процессовзависит от природы поглотителя и энергии самих нейтронов.Важно то, что в результате всех этих взаимодействий появляют-ся вторичные заряженные частицы или γ-кванты, способные са-ми активно ионизировать поглощающее вещество. Необходимоотметить, что свободные нейтроны сами нестабильны и распа-даются на протон и электрон с t1/2=10,6 мин.

В зависимости от энергии нейтроны делят на следующиегруппы:

22

- медленные, куда входят так называемые «тепловые» сэнергией менее 0,5 эВ и «надтепловые» с энергией от 0,5 эв до1 кэВ;

- «промежуточные» с энергией от 1 кэВ до 0,2 Мэв;- «быстрые» с энергией от 0,2 Мэв до 20 МэВ;- «сверхбыстрые» с энергией свыше 20 Мэв. В воздушной среде длина пробега нейтронов средних

уровней энергий составляет порядка 15 м, а в биологическихтканях – около 3 см. Для быстрых нейтронов эти цифры состав-ляют соответственно 120 м и 10 см.

Учитывая характер взаимодействия нейтронов с веществомстратегия защиты от этого вида излучений основывается снача-ла на замедлении быстрых нейтронов, а затем – поглощениитепловых и «надтепловых». Следует иметь в виду, что нейтро-ны, энергия которых более 0,5 МэВ, испытывают неупругиестолкновения с ядрами элементов поглощающей среды. По-следние переходят после столкновения в возбужденное состоя-ние и испускают γ-кванты. Помимо этого ядра многих элементовактивируются (возникает т.н. вторичная или наведенная актив-ность).

Все это необходимо учитывать при выборе материалов длязащиты от нейтронного излучения. Так, вещества с малымиатомными номерами, в значительных количествах содержащиеводород, служат наиболее активными замедлителями быстрыхнейтронов. Это вода, парафин пластмассы, бетон и т.п. В случаезащиты от тепловых нейтронов используют вещества, содержа-щие в значительных количествах элементы, ядра которых ак-тивно захватывают эти нейтроны, т.е. обладают большими се-чениями захвата. К таким элементам относятся, например, бор икадмий. Материалы с этими элементами (стали, сплавы, компо-зиты и т.п.) используют в настоящее время для поглощения теп-ловых нейтронов.

Необходимо отметить, что корпускулярное и γ-излучение вслучае взаимодействия с ядрами атомов могут вызывать раз-личные ядерные реакции (некоторые из них описаны выше прирассмотрении взаимодействия нейтронов с веществом), проте-кающие как в естественных условиях, так и в условиях, искусст-венно созданных человеком. Примером реакции первого типаможет служить взаимодействие нейтронов космического излуче-ния с атмосферным азотом, приводящее к образованию радио-активного изотопа углерода 14C ( t ½=5730 лет), постоянное со-

23

держание которого в биосфере обусловлено этим процессом,это позволяет определять возраст различных ископаемых орга-низмов, прекративших углеродный обмен (т.н. радиоуглеродныйметод). Ярким примером реакций второго типа служит реакцияделения ядра 235U под действием тепловых нейтронов с образо-ванием двух радиоактивных осколков, 2-3 быстрых нейтронов ивыделением энергии. Именно эта реакция и легла в основу приконструировании ядерного оружия и атомных энергетических итранспортных реакторов.

1.7. ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ

Чтобы можно было оценить характер воздействия ионизи-рующих излучений на различные материалы, и в первую оче-редь на биологические объекты, введено понятие дозы, опре-деляющее то количество энергии, которое передано излучениемединице массы облучаемого вещества. Для этого в системе СИиспользуют такой показатель как поглощенная доза (D), заединицу которой принята величина поглощенной энергии иони-зирующей радиации (независимо от ее вида и энергии), равнаяодному джоулю (1Дж) в одном килограмме вещества (Дж/кг) иимеющая название Грей. Обозначается как Гр или Gy. Помимоэтого, до настоящего времени широко применяют внесистемнуюединицу поглощенной дозы – рад, что соответствует 100 эргэнергии ионизирующей радиации, поглощенной одним граммомлюбого вещества, т.е. 1 рад = 100 эрг/ г. Соответствующие пре-образования дают следующее соотношение между этими вели-чинами: 1Гр = 100 рад или 1 рад = 0,01 Гр. В практике дляудобства часто используют дольные и кратные единицы этихвеличин, например, мрад, мГр.

Учитывая различный характер взаимодействия с веществом(что непосредственно связано с поглощением энергии) корпус-кулярного и электромагнитных рентгеновского и γ-излучений,для оценки воздействия последних введено понятие экспози-ционной дозы, определяющей степень ионизации сухого атмо-сферного воздуха, т.к. большая часть приборов фиксирует дей-ствие ионизирующей радиации в воздушной среде. Экспозици-онная доза определяется как отношение суммарного заряда Qвсех ионов одного знака, образовавшихся в воздухе, при полномторможении образованных при облучении β-частиц в объеме

24

воздуха единичной массы (m). Единица экспозиционной дозы (X)в системе СИ – кулон на килограмм воздуха (Кл/кг). Внесистем-ная единица экспозиционной дозы – рентген (Р) соответствуетобразованию одной электростатической единицы ионов каждогознака по завершении всех процессов с ними в 0,001293 г возду-ха при прохождении через него рентгеновского излучения. Рас-чет показывает, что 1Р = 2,58*10-4 Кл/кг. Учитывая историческисложившуюся практику использования внесистемной единицырентген и неудобство единицы экспозиционной дозы в между-народной системе СИ, первую до настоящего времени широкоиспользуют в практической деятельности. Так, в рентгенах про-градуированы многие шкалы дозиметрических приборов. Следу-ет учесть то обстоятельство, что экспозиционная доза характе-ризует с точки зрения опасности пространство, как правило,воздушное, которое представляет интерес для человека и, со-ответственно, имеет конкретный практический смысл. По экспо-зиционной дозе γ-излучения, измеренной в воздухе, можно су-дить о дозе излучения в других средах. Расчетами и исследова-ниями показано, что экспозиционной дозе в 1 Кл/кг соответству-ет поглощенная доза 33,85 Гр в воздухе и 36,9 Гр в биологиче-ской ткани, т.е. 1Р = 0,873 рад в воздухе и 1Р = 0,95 рад вбиологической ткани, что позволяет для практических целейсчитать, с погрешностью менее 5% , что экспозиционная дозав рентгенах и поглощенная доза в радах практически совпа-дают.

Для оценки биологического воздействия ионизирующих из-лучений введена еще одна дозовая единица – эквивалентнаядоза (H), которая учитывает специфику взаимодействия раз-личных видов излучения с биологической тканью. Последняяучитывается понятием относительной биологической эффек-тивности (ОБЭ), определяющим качественную характеристикуизлучения. С этой целью для возможности осуществления коли-чественных оценок введен коэффициент качества (k) излучения,характеризующий эффективность взаимодействия конкретноговида ионизирующего излучения с биологической тканью. В таб-лице 4 приведены значения коэффициентов качества (k) дляразличных видов излучений.

25

Таблица 4Коэффициенты ОБЭ для различных видов ионизирующих

излучений Вид излучения Значение коэффициента каче-

ства (k)рентгеновское, γ-излучение,

β-излучение (электроны и по-зитроны)

1

нейтроны с энергией менее 20кэв (медленные)

3

нейтроны с энергией от 0,1 до10 мэв (быстрые) и протоны с

энергией менее 10 мэв10

α-излучение с энергией менее10 мэв

20

Таким образом, эквивалентная доза от воздействия кон-кретного вида ионизирующего излучения определяется как про-изведение поглощенной дозы (D) на соответствующий коэффи-циент качества

H = k*D

В случае воздействия на биологическую ткань несколькихвидов излучений эквивалентная доза (Ht) определяется как сум-ма поглощенных доз от воздействия каждого вида (i) излучения

Ht = ΣHi*ki

Эквивалентная доза в системе СИ выражается в единицах,называемых зивертом (Зв или в международном обозначенииSv). Один зиверт соответствует эквивалентной дозе в биологи-ческой ткани, равной 1 Дж/кг или 1 Гр при k =1 (рентгеновскоеили γ-излучение), т.е. при k=1 1Зв = 1Гр. Для других видов излу-чений такой же биологический эффект будет вызван меньшейпоглощенной дозой, определяемой коэффициентом качестваизлучения.

До настоящего времени широко используют внесистемнуюединицу эквивалентной дозы – биологический эквивалентрентгена (бэр). Соотношение между бэром и зивертом следую-щее:

1 бэр = 0,01 Зв или 1 Зв = 100 бэр.

26

Поскольку чувствительность различных органов и тканей кдействию ионизирующих излучений различна, то это также не-обходимо учитывать для детальной оценки радиационного воз-действия, поскольку одинаковая эквивалентная доза (H) можетвызвать различные последствия для организма. Так, если кон-кретная эквивалентная доза при облучении гонад не причиниторганизму прижизненного вреда, но может сказаться в следую-щих поколениях в силу генетических эффектов, то в случае об-лучения легких и щитовидной железы эта же доза облученияможет вызвать возникновение раковой опухоли, причем для лег-ких вероятность этого эффекта выше. Чтобы учесть это, введенкоэффициент, учитывающий различную радиочувствительностьорганов и тканей. Все это обусловило введение понятия эффек-тивной эквивалентной дозы, которая и учитывает неодно-значную реакцию различных органов и тканей на облучение.Эффективная эквивалентная доза (E) определяется как произ-ведение эффективной дозы на весовой коэффициент, учиты-вающий радиочувствительность органа (W). Так, применительнок вышеприведенному примеру, для гонад его значение равно0,20, для легких – 0,12, а для щитовидной железы – 0,05.

В таблице 5 приведены значения т.н. весовых коэффициен-тов, учитывающих различную радиочувствительность органов итканей.

Таблица 5Значения весовых коэффициентов для различных органов

и тканейОрганы или ткани Весовые коэффициенты

Гонады 0,2Грудь 0,05Толстый кишечник 0,12Красный костный мозг 0,12Легкие 0,12Желудок 0,12Мочевой пузырь 0,05Печень 0,05Пищевод 0,05Щитовидная железа 0,05Поверхность костей 0,01Кожа 0,01прочее 0,05

27

Рис. 6. Рекомендованные Международной комиссией по радиа-ционной защите коэффициенты радиационного риска для раз-личных тканей и органов человека при равномерном облучении

всего тела

Органы и ткани делятся на три критические группы в зави-симости от степени их уязвимости к воздействию радиации: I группа – все тело, гонады (женские и мужские половые желе-зы), красный костный мозг, II группа – мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, почки,печень, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хруста-лики глаз и другие органы и ткани не отнесенные к I и III группам, III группа –костная ткань, кожный покров, кисти рук, предпле-чья, голени и стопы. Как эффективная, так и эффективная эквивалентная (или про-сто эквивалентная) дозы выражаются в одинаковых единицах, а

28

именно в зивертах и бэрах. Также используют их кратные идольные единицы. Для определения дозы, полученной в результате радиацион-ного воздействия, в том числе и с позиций радиационной безо-пасности, используют понятие мощности дозы, т.е. дозу заединицу времени (сек., час, год). Это понятие используют при-менительно к любым видам дозовых нагрузок (поглощенной,экспозиционной, эквивалентной или эффективной эквивалент-ной дозам), например, мкр/час, мкрЗв/час, мЗв/год. Знание мощ-ности дозы в определенной зоне пространства позволяет оце-нить степень его опасности. Указанные выше дозы используют, в основном, для оценкиопасности воздействия радиации в индивидуальном плане. Но вслучаях оценки возможных последствий облучения значитель-ных контингентов людей (люди, профессионально занятые наобъектах атомно-промышленного комплекса, население, под-вергшееся радиационному воздействию в результате аварии ит.п.) для оценки риска (даже при воздействии небольших доз)используют понятие коллективная эквивалентная доза (S),выражаемую в системе СИ в человеко-зивертах (чел-Зв), а вовнесистемных единицах – в человеко-бэрах (чел-бэр). Опреде-ляют коллективную эквивалентную дозу как сумму индивиду-альных эффективных доз:

S =ΣEi*Ni ,

где Ei – средняя эффективная эквивалентная доза i-й под-группы людей, а Ni – число людей в подгруппе.

Все эти, а также другие вопросы, связанные со свойствамиионизирующих излучений, характером их взаимодействия с раз-личными средами, а также способы оценки этих взаимодейст-вий, составляют предмет науки, называемой дозиметрия. Со-вершенно очевидно, что дозиметрия органично связана с обес-печением вопросов радиационной безопасности.

Контрольные вопросы1. В каких единицах измеряют радиоактивность? Что такое

удельная активность?2. Дайте определение нуклона.3. Закон радиоактивного распада. Его основные положения.

Период полураспада.

29

4. Какова природа и свойства нейтронов и характер их взаи-модействия с веществом?

5. Какова природа и свойства β-излучения, его ионизирую-щая и проникающая способности?

6. Какова природа и свойства рентгеновского и γ-излучения,их ионизирующая и проникающая способности?

7. Какова энергия выделяющаяся при делении ядра урана?8. Каково соотношение между поглощенной и экспозицион-

ной дозами?9. Каковы особенности радиационного загрязнения с позиций

традиционных количественных мер?10. Материалы с какими химическими элементами используют

для защиты от быстрых и медленных нейтронов?11. Определите понятие дозы применительно к ионизирую-

щему излучению.12. Охарактеризуйте природу, ионизирующую и проникающую

способности α-излучения.13. Охарактеризуйте проникающую способность нейтронов.14. Охарактеризуйте явление радиоактивности и причину

распада ядер.15. Приведите примеры искусственных радионуклидов.16. Приведите примеры ядерных реакций протекающих при

взаимодействии ионизирующих излучений с веществом в при-родных и искусственных условиях.

17. Расшифруйте понятие коллективной дозы.18. Чем занимается радиометрия и что измеряют радиомет-

ром?19. Что такое «быстрые» и «медленные» нейтроны?20. Что такое активность?21. Что такое изотопы? Приведите примеры.22. Что такое искусственная радиоактивность?23. Что такое наведенная активность?24. Что такое поглощенная доза и в каких единицах ее опре-

деляют?25. Что такое эквивалентная доза и каковы единицы ее изме-

рения?26. Что такое экспозиционная доза, в каких единицах ее изме-

ряют и для чего ею пользуются?27. Что такое эффективная эквивалентная доза и в каких еди-

ницах она определяется?28. Что является предметом дозиметрии?

30

2. РЕГИСТРАЦИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

2.1. ДЕТЕКТОРЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

В основе регистрации любого вида ионизирующего излуче-ния лежит фиксация эффектов, возникающих при взаимодейст-вии излучения с веществом детектора, т.е. устройства, в кото-ром радиационные эффекты проявляются в таком виде, что онимогут быть преобразованы в сигнал, фиксируемый регистри-рующим и показывающим устройством. Такими сигналами могутбыть электрический разряд, световые эффекты, изменение иливозникновение окраски, тепловые эффекты и т.д.

Фотографический метод основан на свойстве ионизирую-щей радиации, подобно видимому свету, вызывать почернениефотоматериалов, что позволяет судить по степени почерненияпоследних о потоке излучения, вызвавшего его. Обычно в каче-стве детектора используют рентгеновскую пленку, в которойчувствительным элементом являются кристаллы хлористого илибромистого серебра, которые распределены равномерно в же-латиновой эмульсии, нанесенной на подложку. Воздействие ио-низирующего излучения на кристаллы галогенидов серебра вы-зывает образование активных центров скрытого изображения изатомов металлического серебра, которое проявляется в видепотемнения при обработке в растворе проявителя с последую-щей «отмывкой» галогенидов серебра раствором закрепителя.Степень почернения пленки определяют с помощью денсито-метров или фотометров и по результатам измерений определя-ют дозовые нагрузки. На этом методе основана система инди-видуального контроля облучения (ИФК). Метод, несмотря нанизкую точность, может использоваться для массового контро-ля индивидуальных доз.

Ионизационный метод базируется на том, что ионы, обра-зующиеся в результате взаимодействия ионизирующего излуче-ния с веществом детектора, дают возможность фиксировать ре-гистрирующим устройством ионизационный ток или электриче-ский разряд, величина или частота которых пропорциональнаинтенсивности ионизирующего излучения. В первом случае вкачестве детектора используют ионизационные камеры, в га-зовом пространстве которых ионы, образующиеся между элек-тродами камеры в электрическом поле, вызывают появлениеэлектрического тока в схеме подключенного регистрирующего

31

устройства. В газоразрядных счетчиках, также относящихся кдетекторам ионизирующих излучений, используется эффектвторичной ионизации, когда электроны, образовавшиеся в ре-зультате первичного акта ионизации, ускоряются в электриче-ском поле до энергии, достаточной для ионизации молекул газа-наполнителя, что позволяет многократно увеличить количествообразовавшихся ионов в сравнении с актом первичной иониза-ции. Конструктивно газоразрядный счетчик (счетчик Гейгера-Мюллера) имеет форму трубки, где одним электродом служит еенаружная стенка, а другим, металлическая нить, натянутаявдоль ее центральной оси. Объем счетчика заполнен инертны-ми газами – аргоном или неоном – и парами этилового спиртаили хлора, которые выступают в качестве гасителей лавинногоразряда. Газоразрядные счетчики позволяют получить хорошийсигнал, что обеспечивает их высокую чувствительность, упро-щает схему регистрирующего устройства, обеспечивает малыегабариты прибора, а, следовательно, удобство его эксплуата-ции. Именно это и обеспечило широкое распространение этоговида детекторов в радиометрической и дозиметрической аппа-ратуре.

Сцинтилляционный метод основан на том, что, при взаи-модействии ионизирующих излучений с некоторыми веществами(их и используют в качестве детекторов, т.н. сцинтилляторы),последние высвечивают в видимой области кванты света, реги-стрирующиеся специальным устройством (фотоэлектроннымумножителем) в виде электрического тока (фототока), сила ко-торого также пропорциональна интенсивности ионизирующегоизлучения.

Помимо этого используют химические детекторы, позво-ляющие по количеству образовавшегося продукта необратимойхимической реакции, вызванной воздействием ионизирующегоизлучения, оценить поток вызвавшей ее энергии (ионизирующейрадиации), а также люминесцентные и термолюминесцент-ные детекторы, которые после радиационного воздействия спо-собны люминесцировать в ультрафиолете или при нагревании.Поскольку в итоге вся энергия ионизирующего излучения привзаимодействии его с вещество превращается в теплоту, то, приотсутствии химического взаимодействия, можно по количествутепла судить о потоке вызвавшего его излучения. На этом эф-фекте основано действие калориметрических детекторов.Учитывая природу и специфику взаимодействия нейтронов с

32

веществом, для их регистрации используют нейтронно-активационный метод, в основе которого лежит эффект воз-никновения наведенной активности. В биологическом методе вкачестве детектора используют различные живые организмы исвойство ионизирующих излучений вызывать у них те или иныеэффекты (смерть, заболевания различной степени тяжести, му-тагенные эффекты и т.п.). Метод отличается от физическихменьшей степенью точности и используется для оценки в случаефактического радиационного воздействия на биологическиеобъекты при отсутствии инструментального контроля.

2.2. ПРИБОРЫ РАДИОМЕТРИЧЕСКОГОИ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Поскольку радиационное воздействие является факторомопасного воздействия на человека, который лишен органовчувств, позволяющих ощутить действие излучения, вопросыаппаратурной регистрации последнего имеют чрезвычайнобольшое значение.

Как было отмечено ранее, для регистрации радиоактивногозагрязнения различных поверхностей, воздуха, воды, почвы,строительных материалов и т.п. используют приборы, называе-мые радиометрами. Результаты измерений на шкале этих при-боров фиксируются в беккерелях или их кратных удельных еди-ницах (например, расп/сек). Для определения дозы облучения иее мощности используют дозиметры. У дозиметров показанияфиксируются на шкале в зависимости от рабочего диапазонаприбора в Гр, Зв или их дольных единицах мГр, мкГр, мЗв, мкЗв,а также во внесистемных: рентген, рад, бэр или их долях. Зна-чения мощности дозы выражаются, как правило, в ед./час, т.емкЗв/час, Р/час и т.п. Комбинированный тип приборов представ-ляют дозиметры-радиометры, позволяющие фиксировать нетолько дозу облучения и ее мощность, но и измерять интен-сивности потоков корпускулярного излучения с загрязненныхповерхностей. Эти приборы часто используют на предприятиях,связанных с использованием радиоактивных материалов и причрезвычайных ситуациях. Выяснение природы радионуклида иопределение энергии его ионизирующего излучения проводят наприборах, называемых спектрометрами. Отдельно следует вы-делить индикаторы – простые приборы, позволяющие обнару-жить наличие ионизирующей радиации (γ- и β-излучения), уве-

33

личение или снижение ее уровня и ориентировочно оценитьмощность дозы. Они, как правило, снабжены системой звуковойсигнализации и удобны для использования при радиационнойразведке местности и при обследовании зданий и сооружений.

Все радиометрические и дозиметрические приборы вклю-чают:

- детектор, позволяющий фиксировать наличие ионизи-рующего излучения,

- регистрирующее устройство различного типа: от стрелоч-ных приборов до цифровых дисплеев,

- источник питания (в случае переносных приборов – бата-реи или аккумуляторы).

Необходимо помнить, что все показания радиометров и до-зиметров относятся только к той поверхности или объему, гденаходится датчик прибора. Следует отметить, что в наиболеераспространенных типах радиометров и дозиметров в качестведетекторов используют ионизационные и сцинтилляционныедатчики.

Радиационный контроль принципиально можно разделитьна профессиональный, осуществляемый системно на пред-приятиях атомно-промышленного комплекса и в организациях,использующих открытые и закрытые источники ионизирующихизлучений, и индивидуальный радиационный контроль насе-ления, проводимый в обычных условиях, а также в случае воз-никновения чрезвычайных ситуаций, связанных с радиационнойопасностью.

Отметим некоторые типы приборов, используемых для ра-диационного контроля.

Для индивидуального контроля применяется дозиметр ИД-1, выполненный в виде авторучки, где помещен миниатюрныйэлектроскоп, изображение струны которого перемещается пошкале доз в случае разряда электроскопа при прохождении че-рез его объем ионизирующего излучения. Перед использовани-ем электроскоп дозиметра заряжают с помощью специальногозарядного устройства и устанавливают изображение струны нанулевое деление шкалы доз.

В системе индивидуального профессионального контроляиспользуют устройства, действие которых основано на принципефоторегистрации. К ним относится индивидуальный дозиметрИФКУ-1, позволяющий за счет использования фильтров фикси-

34

ровать раздельно не только γ- и β-излучения, но и тепловыенейтроны.

Поскольку упомянутые приборы индивидуального радиаци-онного контроля требуют наличия устройств для зарядки илиопределения степени почернения фотопленки, то их использу-ют, как правило, на предприятиях атомно-промышленного ком-плекса.

Профессионально используют также различные приборыносимого, мобильного или стационарного исполнения:

- радиометры ДП-12, Луч-А, ДП-100 и др.,- дозиметры ИМД, ДП-22, ИМД-21, ДРГ 2-01, ДП-3, ДКС-04 и др.,- комбинированные – РУП-1, МКС-01СА1М и др.Важнейшим условием обеспечения радиационной безопас-

ности населения является доступность информации о радиаци-онной обстановке. С этой целью в местах нахождения значи-тельных контингентов населения (площади, проходные заводови крупных организаций и т.д.) устанавливают табло, высвечи-вающие показания мощности дозы в текущее время. Кроме это-го, для индивидуального использования населением продаетсязначительное количество недорогих бытовых моделей радио-метров и дозиметров, которые могут зафиксировать ощутимыеуровни радиоактивных загрязнений и дозовых нагрузок. Средитаких приборов можно отметить бытовой дозиметр-радиометрАНРИ-01-02 "Сосна" с двумя встроенными газоразряднымисчетчиками и цифровым индикатором на жидких кристаллах.Вес прибора 350 г, размеры – 133х82х45 мм. Позволяет изме-рять мощность экспозиционной дозы γ-излучения в пределах0,01-9,999 мР/ч, эквивалентной дозы γ-излучения в пределах от0,1-99,99 мкЗв/ч, плотность потока β-излучения с загрязненныхповерхностей в диапазоне 10-5000 част./см2мин., объемную ак-тивность растворов (по Сs-137) в пределах 3,7·103 - 3,7·104 Бк/л(10-7 - 10-6 Ки/л ).

Дозиметр RadЭкс 1706 с двумя газоразрядными счетчика-ми γ- и β-излучения и диапазоном измерений от 0,05 до 999мкЗв/ч. Прибор оснащен цифровым жидкокристаллическим дис-плеем и вибросигнализацией. Время работы от 2-х пальчиковыхбатареек – 500 часов.

Дозиметр Квантум с двумя газоразрядными счетчиками,цифровым дисплеем и диапазонами измерения мощности дозыдо 1000 мкЗв/ч, накопленной дозы до 1000 Зв, с тревожным сиг-налом при превышении порогового уровня радиации. Результат

35

может отображаться в числовом виде или в виде графика уров-ня радиации за прошедшие сутки. Подключение к ПК для про-смотра истории измерений, обновления ПО и др. Питание от 2-хпальчиковых батареек или аккумуляторов, а также USB ПК и се-ти 220 v.

Дозиметр Соэкс Дефендер индикаторного типа. Значениеуровня радиационного фона отображается на цветном цифро-вом дисплее в мкЗв/ч или мкР/ч. Помимо этого, на экране ото-бражается соответствующее ситуации текстовое сообщение:«Радиационный фон в норме», «Повышенный радиационныйфон», «Опасный радиационный фон». Звуковая сигнализациясрабатывает при попадании в зону повышенной радиации. Воз-можно измерение накопленной дозы радиации. Зарядка аккуму-ляторов через USB-порт или от сети с помощью адаптера. Мо-жет работать на батарейках ААА.

Помимо перечисленных, существует еще много отечественныхи зарубежных моделей бытовой аппаратуры радиационного кон-троля, позволяющей любому жителю оценить радиационнуюситуацию в зоне его пребывания.

Контрольные вопросы1. Какие бывают детекторы ионизирующих излучений и на

каких принципах основана их работа?2. Что измеряют радиометры и какова область их примене-

ния?3. Что измеряют дозиметры, каковы их виды и области при-

менения?4. Как осуществляют профессиональный дозиметрический

контроль?5. Что определяют используя бытовые радиометры и дози-

метры?

36

3. ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Различные источники ионизирующих излучений можно объ-единить в две группы, одна из которых включает естественныеисточники, т.е. исходно присущие природе, а другая – искусст-венные, т.е. созданные человеком или появившиеся в результа-те его деятельности.

3.1. ЕСТЕСТВЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ

Из естественных источников можно выделить те, которыенаходятся за пределами Земли, и те которые являются ее не-отъемлемым компонентом. Как те, так и другие обусловливаютналичие естественного радиационного фона, под воздействиемкоторого зарождалась, развивалась и существует в настоящеевремя жизнь. К первой группе естественных источников радиа-ции относится космическое излучение. Первичное космическоеизлучение обусловлено потоками различных частиц с чрезвы-чайно высокой энергией, попадающими в верхние слои земнойатмосферы из космического пространства. Структура его соста-ва такова, что основную долю в нем составляют протоны и α-частицы, и лишь очень незначительную часть – электроны, фо-тоны, нейтроны и другие элементарные частицы. Вторичноекосмическое излучение возникает в итоге взаимодействия по-тока первичного космического излучения с ядрами элементов,входящими в состав атмосферного воздуха, в результате чегопроисходит ослабление излучения, образование таких радио-нуклидов, как 14С, 22Na и др. На высоте свыше 45 км над поверх-ностью Земли радиация обусловлена первичным космическимизлучением, тогда как максимальная интенсивность вторичногоизлучения наблюдается на высоте 25 км, и с дальнейшим сни-жением высоты она падает, достигая минимума на уровне мор-ской поверхности. Магнитное поле Земли обусловливает неоди-наковую интенсивность космического излучения в широтном от-ношении. Так, у полюсов Земли она выше, чем в экваториаль-ных областях. Наблюдаются колебания интенсивности излуче-ния, обусловленные и солнечной активностью. Средние значе-ния эквивалентной дозы космического излучения составляют:

на уровне моря – 0,38 мЗв/год,на высоте 4-5 км в средних широтах – 5 мЗв/год,

37

на высоте 9-12 км при полете на самолете – от 5 до 8мкЗв/час,

За время трансатлантического перелета из Европы в Се-верную Америку человек получает дозу в пределах 35-50 мкЗв.

Наибольшую опасность космическое излучение представ-ляет для космонавтики, что обусловлено его высокой энергети-кой и интенсивностью на больших высотах. На поверхностиземли интенсивность потока космических частиц, проходящихчерез тело человека, находится в пределах 10-15 частиц/сек., асоздаваемая им доза составляет 13-14% от общей дозы, полу-чаемой человеком от естественных источников и в средних ши-ротах на высотах, близких к уровню моря, и составляет величи-ну порядка 0,5 мЗв/год.

Вторая группа естественных источников включает ра-дионуклиды, естественно присутствующие на Земле во всехсредах, в том числе и те, которые образуются в результатевзаимодействия первичного космического излучения с атмосфе-рой (14С, 22Na и др.). Естественные радионуклиды и продукты ихраспада присутствуют в окружающей среде с момента образо-вания Земли и своим излучением формируют на земной поверх-ности определенный радиационный фон. Его величину опреде-ляют такие радионуклиды, как 40К, а также 232Th и 238U с их про-дуктами распада. Присутствие в строительных материалах ес-тественных радионуклидов определяет радиационный фонвнутри зданий и сооружений. В его формировании особо следу-ет отметить роль таких продуктов распада урана и тория, какинертные газы радон (222Rn) и торон (220Rn), входящих в радио-активные семейства урана и тория. Изотопы 238U, 235U и 232Thформируют три семейства радиоактивных изотопов, образую-щихся при последовательном распаде продуктов, которые гене-рируются материнским радионуклидом. Семейства носят назва-ние наиболее долгоживущего радионуклида, дающего началоцепочке превращений, а именно, семейство 238U, семейство 235Uи семейство 232Th. Превращение радиоизотопов в этих семейст-вах происходит в результате испускания ядром α- или β-частиц,сопровождаемого в ряде случаев γ-излучением. В качестве при-мера приведем цепочку последовательных превращений в се-мействе 238U (табл. 6).

38

Таблица 6Цепочка распада в семействе 238U

№№п/п

Радионуклид Тип распада Период полу-распада

1 уран-238 (238U) α 4,5*109 лет2 торий-234 (234Th) β 24,1 суток3 протактиний-234 (234Pa) β 1,14 мин.4 уран-234 (234U) α 2,4*105 лет5 торий-230 (230Th) α 7,7*104 лет6 радий-226 (226Ra) α 1 600 лет7 радон-222 (222Rn) α 3,8 суток8 полоний-218 (218Po) α 3 мин.9 свинец-214 (214Pb) β 26,8 мин.

10 висмут-214 (214Bi) β 19,7 мин.11 полоний-214 (214Po) α 0,00016 сек12 свинец-210 (210Pb) β 22,3 года13 висмут-210 (210Bi) β 5 суток14 полоний-210 (210Po) α 138,4 суток15 стабильный свинец-

206 (206Pb)- -

Уровень фона в приземном слое воздуха определяет, в ос-новном, содержание естественных радиоактивных изотопов вповерхностном слое (около 30 см) почвы и горных пород. Значе-ние этой составляющей фона находится в пределах от 0,1 до0,75 мГр/год, из которых 35% приходится на долю γ-излучения40К, а 25% и 40%, соответственно, на γ-излучение продуктов рас-пада 238U и 232Th. В некоторых местах земного шара значениеэтой составляющей фона может быть существенно выше, чтоопределяется высоким локальным содержанием радионуклидовна данной территории. Примерами этого могут служить курорт-ные пляжи Бразилии, где в некоторых местах фон составляетпорядка 200 мЗв/год, участок прибрежной полосы в Индии, гдеуровень радиации составляет от 10 до 20 мЗв/год, участки врайоне п. Озерный на Урале с уровнем естественной радиациипорядка 120-150 мЗв/год. Как правило, эти ситуации обусловле-ны повышенным содержанием урана или тория в поверхностномслое почвы. Естественно, что это является и причиной повы-шенного содержания радионуклидов в воде природных источ-ников и растительности такого региона.

39

Радиоизотопы, в микроколичествах постоянно присутст-вующие в окружающей среде и поступающие в организм чело-века с пищей и водой (а радон – ингаляционным путем), являют-ся источником внутреннего облучения, формирующим опре-деленную дозовую нагрузку, которая распределяется по различ-ным органам и тканям в зависимости от специфики их поведе-ния в организме. Оценки средней эффективной эквивалентнойдозы на все тело дают следующие величины: 0, 17 мЗв/год засчет 40К и 0,14 мЗв/год за счет продуктов распада семейств ура-на и тория.

Порядка половины дозовой нагрузки от радионуклидов,естественно присутствующих в окружающей природной среде,приходится на инертный газ радон (t 1/2 = 3,8 суток) и продуктыего распада, которые при обычных условиях рассеиваются в ат-мосферном воздухе и участвуют в формировании естественногорадиационного фона. Учитывая то обстоятельство, что в атмо-сферный воздух радон поступает, главным образом, за счетпроникновения из земных недр, а также его высокую плотность(9,73 кг/м3, что в 7,63 раза более плотности воздуха), он создаетповышенный фон в тех случаях, когда речь идет о подвальныхпомещениях, и в случаях использования таких строительныхматериалов, как гранитный щебень, в надземной части плохопроветриваемых помещений. Во всех случаях, когда имеютсяили создаются условия для повышенной, в сравнении фоновой,локальной концентрации радона, говорят о «проблеме радона».Средняя по земному шару эквивалентная доза, определяемаясовместно радоном и тороном, составляет 1,25 мЗв/год.

В этой связи нормами радиационной безопасности преду-смотрены ограничения по содержанию радона и торона с про-дуктами их распада в воздухе жилых зданий. Среднегодовоесодержание не должно превышать 200 Бк/м3. В противномслучае предусмотрено вмешательство для принятия соответст-вующих мер, в частности, перепрофилирование характера ис-пользования помещения. Следует отметить, что расчет дозовойнагрузки для норматива 200 Бк/м3 по содержанию радона и то-рона с продуктами их распада дает величину 3 мЗв/год.

С целью защиты населения от повышенных дозовых нагру-зок, формируемых естественными источниками, лимитируетсясодержание радионуклидов в строительных материалах и ха-рактер использования последних, в частности, для гранитногощебня.

40

Снижение дозовых нагрузок в контексте «радоновой про-блемы» решается правильным выбором участка для строитель-ства, характером использования здания или сооружения, изоля-цией подвальных помещений от верхних этажей, использовани-ем соответствующих строительных материалов, организациейсистемы вентиляции, проветриванием жилых помещений.

Так, окраска стен масляной краской в три слоя снижает вы-деление радона в объем помещения в 10 раз, а оклейка плот-ными бумажными обоями – на 30%.

Важно отметить то обстоятельство, что многие виды дея-тельности человека, не связанные напрямую с радиационноопасными технологиями, способствуют поступлению значитель-ных количеств радионуклидов в окружающую среду, а, следова-тельно, к повышению радиационного фона. Это связано с из-влечением из недр огромных количеств различных видов топли-ва (уголь, нефть и газ), сжигание которых обусловливает высво-бождение и поступление в окружающую среду естественно со-держащихся в них радионуклидов. Так, тепловая электростан-ция при годовом потреблении каменного угля в объеме 3 млн. твыбрасывает в атмосферный воздух порядка 0,1 млн. т золы сосредними содержаниями только 40К и 226Ra – 265 и 226 Бк/кгсоответственно, что дает суммарный выброс этих изотопов вколичестве 49,1 ГБк/год только от одной электростанции. Значи-тельные количества радиоизотопов извлекаются из недр и во-влекаются в различные круговороты при добыче и последующемиспользовании минеральных удобрений в сельском хозяйстве, атакже полиметаллических руд и руд для получения редких ирассеянных металлов.

Глобальная годовая эффективная индивидуальная доза отвсех естественных источников составляет порядка 2,4 мЗв/год,из них:

Внешнее облучение: - космическое излучение - 0,4, - γ-фон среды - 0,5,

Внутреннее облучение: - радоновая ингаляция - 1,2, - радионуклиды, попавшие в организм - 0,3.

41

Рис.7. Пути поступления радона в жилище из почвы и строи-тельных конструкций.

42

Рис. 8. Вклад различных источников ионизирующего излучения вобщую дозовую нагрузку населения а) от всех источников: 1-

естественные источники; 2- медицинские процедуры; 3- радио-активные осадки, последствия ядерных взрывов в атмосфере; 4-

атомная энергетика; б) только от естественных источников: 5-космическое излучение; 6- излучение горных пород и материа-

лов; 7- излучение продуктов питания и напитков; 8- радон и про-дукты его распада; 9- прочие источники.

3.2 ИСКУССТВЕННЫЕ (ТЕХНОГЕННЫЕ) ИСТОЧНИКИ

Активное использование ядерной энергии и ионизирую-щих излучений в различных сферах деятельности человека при-вело к появлению искусственных (техногенных) источников ра-диации, отличающихся по функциональному назначению, мощ-ности, характеру использования, а, следовательно, степениопасности для человека. Необходимо отметить, что, в случаештатного режима работы (или состояния) этих источников, дозы,получаемые населением от их воздействия, хотя и различаютсяпо величине, но они преимущественно незначительны.

43

Ядерное оружие, в случае его применения, является чрез-вычайно мощным и опасным источником радиации.

Глобальным искусственно созданным источником ра-диации, воздействующим на все население планеты, явля-ются вынесенные в атмосферу на большие высоты радиоактив-ные тонкодисперсные аэрозоли, образовавшиеся в результатеиспытания в атмосфере ядерного оружия. Прекращение испы-таний в 1980 г. исключило образование новых радиоактивныхаэрозолей, но то, что ранее было выброшено, продолжает цир-кулировать в верхних слоях атмосферы и выпадает с осадками,неравномерно загрязняя всю поверхность земного шара. Всегобыло осуществлено 543 взрыва ядерных боеприпасов в атмо-сфере. Учитывая то обстоятельство, что с момента прекраще-ния испытаний прошло более 30 лет, определяющим факторомэтого источника радиации являются радиоизотопы Sr90 и Cs137.Отмечено, что максимальное выпадение радиоактивных изото-пов, образовавшихся при атмосферных испытаниях ядерныхбоеприпасов, пришлось на 1963 г. Оценка индивидуальной экви-валентной дозы, формируемой этим источником в тот периодвремени, составила 150 мкЗв/год. В дальнейшем она снижаласьи в 2000 г. составляла 5 мкЗв/год, а ее распределение по земнойповерхности было неравномерным. Так, в Северном полушарии(где было осуществлено основное количество испытаний), ин-дивидуальная эквивалентная доза на 10% выше, чем в Южном.Необходимо отметить, что, даже во время проведения испыта-ний, дозовые нагрузки на население, обусловленные этим ис-точником, не превышали 7% от нагрузок, сформированных есте-ственными источниками.

Другим источником радиации являются предприятияядерной энергетики и промышленные объекты, исполь-зующие ядерные технологии. В этом случае источником ра-диации служат радионуклиды искусственного происхождения,образующиеся при реализации ядерных реакций деления, ней-тронной активации различных материалов, а также изотопытрансурановых элементов. Возникновение и развитие этой от-расли промышленности связано с теми преимуществами, кото-рые человек получил от использования этих технологий.

Атомные электростанции (АЭС) составляют одну из групптаких предприятий. Как следует из названия, основная цель этихстанций – получение электроэнергии за счет использованияэнергии, высвобождающейся при делении ядер таких изотопов,

44

как 235U, 239Pu, 238U. Технологической основой АЭС служит цеп-ная реакция деления указанных изотопов, реализующаяся вядерных реакторах. Так, деление ядра 235U происходит при за-хвате им теплового нейтрона, в результате чего образуется воз-бужденное ядро урана с массой 236, которое делится с образо-ванием двух радиоактивных ядер-осколков меньшей массы, ис-пусканием 2-х или 3-х быстрых нейтронов, сопутствующего γ-излучения и выделением энергии порядка 200 МэВ на один актделения.

Тот факт, что при этой реакции на один акт деления выде-ляется 2 или 3 нейтрона, обеспечивает дальнейшее развитиепроцесса деления других ядер 235U, так называемый цепной про-цесс (рис. 9). Необходимым условием осуществления такогопроцесса служит наличие делящегося материала в количествене менее определенной критической массы, значение которойопределяется такими факторами, как концентрация делящегосянуклида в материале, геометрическая форма и т.д.

Рис. 9. Начало и развитие цепной реакции деления ядер 235U

Именно поэтому для уменьшения объема активной зоны иповышения эффективности использования высвобождающейсяэнергии деления 235U (а также и других тяжелых ядер, способ-ных делиться после взаимодействия с нейтронами) природнуюсмесь изотопов 238U и 235U обогащают по делящемуся изотопу

нейтронов

45

до 3 – 4 %. Высвобождающаяся при этом энергия может бытьиспользована как в мирных, так и в военных целях. Расчет пока-зывает, что при делении всех ядер 235U (или Pu), масса которогоравна 1 кг, высвобождается энергия равная 20 кт тротиловогоэквивалента (8*1013 Дж). Следует отметить, что осколочные ра-диоактивные изотопы, образующиеся в цепных реакциях деле-ния тяжелых ядер, служат источником радиационной опасности.Появление их в окружающей среде определяется использова-нием ядерных боеприпасов, что приводит к локальному или ре-гиональному загрязнению местности со всеми вытекающимиотсюда последствиями и глобальному загрязнению верхнихслоев атмосферы, определяющему повышение радиационногофона в приземном слое в результате длительного процесса вы-падения радиоактивных аэрозолей, о чем сказано выше.

Радиационное загрязнение окружающей среды предпри-ятиями ядерного топливного цикла (ЯТЦ), работающими в штат-ном режиме, крайне незначительно и не приводит к увеличениюглобального радиационного фона. К предприятиям ЯТЦ отно-сятся производства, связанные с добычей и переработкой мине-рального сырья для получения делящихся материалов, атомныеэлектростанции, предприятия по переработке отработанногоядерного топлива. Естественным образом с ними связанытранспортные средства гражданского и военного назначения,использующие ядерную энергию, различные изделия и устрой-ства, в состав которых входят искусственные радиоактивныеизотопы, обеспечивающие необходимый поток ионизирующегоизлучения и т.д. Штатный режим работы этих предприятий ивозникающие на них аварийные ситуации, не выходящие запределы проектных, безопасны в радиационном плане для ок-ружающей среды и, главным образом, населения, поскольку ихвыбросы регулируются крайне жесткими нормами. Тем не ме-нее, в случае аварийных ситуаций уровень радиационного воз-действия значительно повышается, причем его масштабы и тя-жесть последствий в значительной мере определяется количе-ством попавших в окружающую среду радиоизотопов, их приро-дой, физико-химическим состоянием, природой среды в которуюони попали, условиями рассеяния и т.д.

Именно печальный опыт аварийных ситуаций, отсутствие учеловека рецепторов, реагирующих на воздействие ионизирую-щих излучений, и способность неосязаемых количеств радиоак-тивных веществ создавать радиационно-опасную обстановку

46

определяют специфику воздействия радиационного фактора и,соответственно, отношение к нему населения. При этом, самаякрупная радиационная авария на Чернобыльской АЭС 26 апре-ля 1986 г. по своим последствиям несоизмерима с последст-виями атомной бомбардировки городов Хиросима и Нагасаки вЯпонии 6 и 9 августа 1946 г., в результате которой погибло от150 до 246 тысяч человек. Невелик и вклад аварийных выбросовЧернобыльской АЭС в общую картину глобальных выпаденийРАИ.

Дозовые нагрузки, получаемые населением от искусствен-ных источников, невелики, хотя в индивидуальном плане сильноразнятся. Следует отметить, что основной вклад в эту дозовуюнагрузку вносит медицинская составляющая.

Использование ионизирующих излучений в медицине.Именно в медицине источники ионизирующих излучений нашлисвое первое применение (рентгеновское излучение). Необходи-мо отметить два приоритетных направления использования ис-точников ионизирующих излучений в медицинской практике –это профилактика и диагностика заболеваний и лечебные про-цедуры. В развитых странах диагностические и профилактиче-ские процедуры с использованием источников ИИ формируют, всреднем, порядка половины дозы ионизирующих излучений, по-лучаемой человеком от искусственных источников. Необходимоотметить, что индивидуальные дозовые нагрузки могут при этомсильно разниться, но поскольку речь идет о диагностике или ле-чении заболеваний, угрожающих жизни человека, то незначи-тельное повышение риска проявления радиационных эффектовсчитается приемлемым. По имеющимся данным, в России живетпорядка двух миллионов человек, которых вылечили от рака,используя радиационную терапию. Кроме того, радиационная ирадиоизотопная диагностика заболеваний на ранней стадии по-зволяет вести эффективное лечение больного. В этой областиведется постоянная работа по ограничению и снижению дозо-вых нагрузок на пациентов, как за счет совершенствования ис-пользуемых технических средств, так и за счет внедрения болеесовершенных методик. Учитывая эти обстоятельства, дозовыенагрузки при выполнении медицинских процедур с использова-нием источников ионизирующих излучений нормируются с це-лью нанесения минимального ущерба здоровью и учитываютрадиочувствительность органов и тканей, а также возраст паци-ента. Так, эффективная эквивалентная доза при рентгенографии

47

грудной клетки составляет для взрослого 0,4 мЗв, а для ребенкав возрасте от 2,5 до 6,5 лет – 0,05 мЗв. Доза при флюорографи-ческом обследовании взрослого составляет порядка 0,6 мЗв.Конечно, радиационные методики в медицине используют тогда,когда они дают в профилактическом или лечебном отношенииположительный эффект, значительно превышающий риск, свя-занный с собственно радиационным воздействием.

Контрольные вопросы1. Назовите естественные источники ионизирующих излуче-

ний.2. Чем характерны изотопы урана и тория присутствующие

в природной среде?3. Что такое естественный фон радиации и какие состав-

ляющие его формируют. Каков уровень фона на Урале?4. Что является источником радона и в чем заключается ра-

доновая проблема?5. Назовите искусственные источники ионизирующих излу-

чений.6. Что представляет собой цепная реакция деления и при

каких условиях она реализуется? В каких устройствах и с какойцелью ее используют?

7. Какие факторы радиационного воздействия формируютсяв ходе цепной реакции деления ядер?

8. В каких сферах своей деятельности человек используетискусственные источники ионизирующих излучений?

48

4. ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙНА БИОЛОГИЧЕСКИЕ ОБЪЕКТЫ

Воздействие ионизирующих излучений испытали на себепервооткрыватели явления радиоактивности и их последовате-ли. Так, Анри Беккерель получил ожог кожи от ампулы с препа-ратом радия, а Пьер Кюри, сознательно поставивший схожийэксперимент на себе, получил на руке ожог и язву. Этот списоквключает и такие имена как Мария и Ирен Кюри. Всего же к 1959году число пострадавших достигло 360 человек. Это обстоя-тельство, а также продолжающиеся исследования в областиатомной и ядерной физики и радиохимии, положили начало ра-ботам, связанным с изучением действия радиации на биологи-ческие объекты. Так, уже в 1896 г. в России были опубликованырезультаты исследований действия радиации на насекомых илягушек, позволившие сделать вывод о том, что это воздейст-вие должно распространяться и на обмен веществ в сложныхорганизмах, а, следовательно, влиять на все его функции. Сле-дует отметить, и это чрезвычайно важно, что новый этап иссле-дований в этой области начинается после атомной бомбарди-ровки американцами японских городов Хиросима и Нагасаки,когда радиационному воздействию подвергся значительный кон-тингент населения, причем весомая его часть – в дозах леталь-ных или близких к ним. Способствовало развитию радиобиоло-гии и использование атомной энергии в мирных целях.

Расчет показывает, что, с энергетической точки зрения, ле-тальная для человека доза 10 Гр (1000 бэр) может привести кповышению температуры тела всего на 0,001 о С. Следователь-но, поглощение организмом крайне малого в традиционном по-нимании количества энергии в виде ионизирующей радиацииприводит к его гибели. Этот эффект основатель радиационнойгенетики Н.В.Тимофеев-Ресовский назвал «радиобиологиче-ским парадоксом». Для того, чтобы понять, почему при однихдозовых нагрузках при полном благополучии в течение длитель-ного времени после облучения могут возникнуть отдаленныенегативные эффекты, в том числе и у потомства, а при других– поражающие эффекты проявляются спустя короткий промежу-ток времени, следует рассмотреть механизм взаимодействияионизирующих излучений (ИИ) с биологической тканью.

Именно ионизирующая способность излучений являетсятем фактором, который вызывает негативные реакции в орга-

49

низме человека. В объеме клетки, как основной структурнойединицы любой биологической ткани или органа, ионизирующийэффект радиации может реализоваться по двум направлениям.Первое – непосредственное воздействие на органические моле-кулы (например, белковые) и органеллы клетки, приводящее витоге к нарушению их структуры, а, следовательно, и их функ-ций в метаболических процессах. Второе, и это особенно важно,если учесть, что до 80% живой материи составляет вода, связа-но с ионизацией (радиолизом) молекул воды и образованиемположительно заряженного иона и электрона

Н2О -------> Н2О+ + е-.Дальнейшая цепочка взаимодействий образовавшихся пер-

вичных продуктов радиолиза приводит к появлению в объемеклетки так называемых свободных радикалов водорода (Н*) игидроксила (ОН*), а также гидратированного электрона, обла-дающих высокой реакционной способностью, в результате чегоони могут ионизировать другие атомы. Свободные радикалымогут взаимодействовать и с другими органическими вещества-ми, присутствующими во внутриклеточной среде, образуя орга-нические радикалы, которые, как и свободные радикалы, обра-зующиеся при радиолизе воды, могут вступать в реакции с дру-гими молекулами, что в конечном итоге приводит к биологиче-ским нарушениям.

Взаимодействие последних с различными соединениями иструктурными элементами клетки приводит к нарушению ихструктуры и функций.

Свободные радикалы сами обладают окислительно-восстановительными свойствами, но в присутствии молекуляр-ного кислорода их наличие может приводить также и к образо-ванию более сильных окислителей, например перекиси водоро-да (Н2О2), и образованию перекисных радикалов, которые такжемогут вызывать биологические нарушения в организме. Такимобразом, воздействие ионизирующего излучения на клеточныекомпоненты вызывает разрыв водородных и дисульфидных свя-зей макромолекул, образование свободных радикалов со всемивытекающими последствиями и, в итоге, нарушение функциони-рования и даже гибель клетки.

Цепочки реакций с участием гидратированного электрона исвободных радикалов протекают в течение крайне малых вре-менных промежутков (миллиардные и миллионные доли секун-

50

ды), тогда как биологические изменения могут проявиться какчерез несколько секунд, так и через несколько десятилетий по-сле облучения.

Не защищен от радиационного воздействия и генетическийаппарат клетки, что связано с разрывом химических связей вмолекуле ДНК и, как следствие, с ее частичной денатурацией иизменением заключенной в ней генетической информации. По-скольку минимального уровня радиационного воздействия, нижекоторого мутации не происходят, не существует, то естественно,что генетические эффекты не имеют дозового порога. Если по-следнее происходит в соматических клетках (клетки тела заисключением репродуктивных), то последствием может бытьпотеря контроля над скоростью деления клеток, что служит при-чиной возникновения онкологических заболеваний. В случае жегенеративных клеток результатом будет передача измененногогенетического кода потомству.

Необходимо еще раз подчеркнуть, что все живое, в томчисле и человек, существует в условиях постоянного воздейст-вия радиационного фона, в результате чего в организме выра-ботаны репарационные и адаптационные механизмы, позво-ляющие в значительной мере не только нейтрализовать нега-тивное действие ионизирующей радиации, но и обеспечить егоблагополучие в условиях постоянного воздействия достаточновысоких уровней радиации. Подтверждением тому служат ре-зультаты обследования населения, постоянно проживающего вусловиях повышенного радиационного фона, которые не выяви-ли нарушений здоровья этого контингента в сравнении с контро-лем. Примерами таких регионов могут быть: побережье Индии –Керала и Мадрас со средним значением фона 180 мкр/час, ост-ров Ниуэ в Тихом океане с максимальным значением фона 111мкр/час и др.

Таким образом, можно считать, что при действии малых дозионизирующей радиации (а к малым дозам относятся дозовыенагрузки на человека, в 5-10 раз превышающие радиационныенагрузки за счет естественного радиационного фона), эффекты,возникающие в незначительной части соматических клеток, ком-пенсируются репарационными механизмами, и функциональныхнарушений в органах и системах организма не происходит. Са-ма вероятность возникновения радиационных эффектов в клет-ке при малых дозах крайне низка. Так, при дозе 0,5 мбэр/сут. ,что соответствует мощности дозы 0,21 мкЗв/час или 21 мкр/час,

51

попадание одной ионизирующей частицы на клетку маловероят-но и эта вероятность составляет, по оценкам, величину порядка10-6. Необходимо учитывать, что доля мутаций, обусловленнаярадиационным фоном, невелика и составляет величины порядка1- 6 % от общего числа самопроизвольных мутаций у человека.Установлено также, что дозы радиации порядка 0,5-2,5 Зв уд-ваивают частоту появления естественных мутаций у человека(отметим, кстати, что далеко не все они реализуются, а указан-ные дозы ни в коей мере не относятся к малым, т.к. вызываютострые поражения и возникновение лучевой болезни). Тем неменее, генетические нарушения, вызванные радиационным воз-действием даже в ничтожной доле соматических и генеративныхклеток, создают дополнительную потенциальную опасностьвозникновения онкологических заболеваний и передачи изме-ненного генетического кода потомству. Эти беспороговые эф-фекты носят вероятностный (случайный) характер. Для их реа-лизации необходим значительный временной (так называемыйскрытый или латентный) период, а сами эффекты называютсястохастическими и относятся к отдаленным последствиям облу-чения (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные бо-лезни). Латентный период отдаленных последствий может со-ставлять от 5 до 30 лет. Для малых доз возможно также прояв-ление кумулятивного эффекта.

Таблица 7Радиационные эффекты облучения человека

Детерминированные СтохастическиеСоматические эффекты Генетические эффекты

Лучевая болезнь,локальные лучевые поражения,

лейкозы,опухоли разных органов

Генные,хромосомные мутации

В силу особо высокой чувствительности к воздействиюионизирующей радиации детского организма и плода в периодего внутриутробного развития, необходимо особо отметить воз-можность возникновения тератогенных эффектов (аномалииразвития, уродства) у плода, подвергшегося облучению в пери-од беременности даже в случае малых доз. Кроме этого, отме-чено рождение детей с умственной отсталостью и высокой, в

52

сравнении со взрослыми, вероятностью возникновения лейкозов(системных заболеваний кроветворной ткани) и злокачествен-ных опухолей. Наиболее неблагоприятным считается периодбеременности, относящийся к начальному этапу закладки иформирования органов будущего ребенка.

Оценка риска возникновения радиационных эффектов в ре-зультате облучения человека малыми дозами обусловленатрудностями, связанными, с одной стороны, с отсутствием пря-мых доказательств возникновения онкологических эффектов прималых дозах облучения, а с другой – с наличием дополнитель-ных факторов того же риска иной природы. В первом случае этосвязано с необходимостью обследования больших контингентовнаселения. Так, для получения результатов, достоверно под-тверждающих связь возникновения дополнительных случаеврака молочной железы в результате рентгенологического об-следования с получением дозы 0,01 Гр (1 бэр) на одну молоч-ную железу, требуется обследовать 100 млн. женщин. Оценкапоказывает, что такая доза могла бы привести к возникновению6 дополнительных случаев заболевания на 1 млн. обследован-ных при «нормальном фоне» заболеваемости – 1910 случаев на1 млн. женщин. Также практически невозможно выделить кон-трольную группу для сравнения. Вторая трудность заключаетсяв наличии широкого спектра канцерогенов, оказывающих на наспостоянное воздействие в бытовых условиях. Сюда следует от-нести канцерогены, содержащиеся в выбросах автотранспорта,промышленных предприятий, находящиеся в пищевых продук-тах и образующиеся при приготовлении пищи. Не нужно забы-вать об ультрафиолетовом компоненте солнечной радиации итабакокурении (известно, что смертность от рака легких в 90%случаев обусловлена курением).

Тем не менее, полностью сбрасывать со счета указанныериски нельзя, хотя имеются и свидетельства положительныхэффектов действия малых доз радиации на различные организ-мы.

Эффекты, проявляющиеся непосредственно после радиа-ционного воздействия или в ближайшее за ним время в случаедозовых нагрузок, превышающих определенную величину (по-рог), называются детерминированными, т.е. не случайными.Среди них локальные поражения в виде лучевых ожогов кожи,лучевых катаракт, бесплодие, аномалии в развитии плода, ост-рая и хроническая формы лучевой болезни. Пороговой дозой

53

при разовом облучении, после которой могут проявляться ука-занные результаты радиационного воздействия, считается, всоответствии с рекомендациями МКРЗ, эквивалентная доза 0,5Зв (50 бэр). Характер радиационных поражений зависит от дозыи ее дробности. При равных дозовых нагрузках в случае дроб-ной дозы в интервалах между облучениями срабатывают репа-рационные механизмы организма. Показано, что суточная ре-парация может составлять от 1,5 до 3%.

В таблице 8 приведены эффекты радиационного пораженияв зависимости от дозовой нагрузки при облучении всего орга-низма человека.

Таблица 8Доза облучения и внешние радиационные эффекты у че-

ловека№№п/п

Доза облу-чения,

бэр (Зв)

Эффект радиационного поражения

1 0-50 (0-0,5) отсутствие эффектов поражения, за ис-ключением некоторых изменений в крови

2 80-100 (0,8-1,0)

у 10% пораженных тошнота и рвота в пер-вые сутки, чувство усталости без серьез-

ной потери боеспособности3 130-170

(1,3 -1,7)у 25% пораженных тошнота и рвота в пер-вые сутки, после чего появляются другие

признаки лучевой болезни4 180-220

(1,8- 2,2)у 50% пораженных тошнота и рвота в пер-вые сутки, смертельные случаи отсутст-

вуют5 270-330

(2,7-3,3)почти у всех пораженных тошнота и рвота

в первые сутки. Смертность составляет20%. Остальные выздоравливают через 3

месяца6 400-500 (4-

5)у всех пораженных тошнота и рвота в

первые сутки. Смертность 50%. Осталь-ные выздоравливают через 6 месяцев.

7 550-750(5.5-7,5)

тошнота и рвота у всех через 4 часа,смертность 100%

8 5000 (50) Почти немедленная потеря боеспособно-сти, смертность 100% в течение одной

недели

54

В случае разового общего облучения организма человекадозой 0,25-0,5 Гр (25-50 рад) проявляются признаки острого по-ражения, выражающиеся в быстро нормализующихся измене-ниях в крови, в случае доз в пределах 0,5-1,5 Гр (50-150 рад)наряду с чувством усталости у 10% облученного контингентаможет наблюдаться рвота и изменения в крови. Дозовые нагруз-ки в пределах 1,5-2,0 Гр (150-200 рад) вызывают легкую формулучевой болезни с продолжительной лимфопенией и рвотой впервые сутки у 30-50 % облученных. Дозы в пределах 2,5-4,0 Гр(250-400 рад) вызывают лучевую болезнь средней тяжести,когда практически у всех подвергшихся облучению наблюдаетсятошнота, рвота, проявляются подкожные кровоизлияния, в кровирезко снижается содержание лейкоцитов. Смертельный исход,наступающий через 2-6 недель, возможен у 20% облученных.Дозовые нагрузки в пределах 4,0-6,0 Гр (400-600 рад) иниции-руют тяжелую форму лучевой болезни с 50% смертным исхо-дом в течение первого месяца после облучения. Дозы свыше 6,0Гр (600 рад) вызывают крайне тяжелую форму лучевой болезни,которая для облученных заканчивается 100% летальным исхо-дом вследствие кровоизлияния или инфекционных заболеваний.Вышеперечисленные признаки острого поражения и его послед-ствия указаны для ситуации, когда лечение облученных отсутст-вует. К настоящему времени существуют препараты и методикилечения лучевой болезни, позволяющие исключить летальныеисходы при дозовых нагрузках вплоть до 10 Гр (10000 рад).

Ниже приведен ход течения лучевой болезни разной степе-ни тяжести.

Легкая степень лучевой болезни (доза облучения 100-200р или 1-2 Зв).

Первичная реакция: продолжительность 1-2 дня: слабость,головная боль, тошнота, может быть рвота.

Скрытый период: продолжительность 3-5 нед. Состояниевполне удовлетворительное.

Разгар болезни: состояние удовлетворительное: слабость,головокружение, головная боль, снижение аппетита, тошнота,утомляемость, головокружение, нарушение солевого обмена.

Исход болезни (при лечении): выздоровление через 1-2мес., полное восстановление крови через 2-4 мес.

Средняя степень лучевой болезни (доза облучения200-300 р или 2-3 Зв).

55

Первичная реакция: продолжительность 2-3 сут. Через 2-3часа после облучения тошнота и рвота в течение 2-3 час., сла-бость, головная боль, головокружение, понижение аппетита,расстройство желудка, эмоциональное возбуждение, переходя-щее в депрессию.

Скрытый период: продолжительность 2-3 нед. Состояниеудовлетворительное, но отмечается слабость, нарушение сна.

Разгар болезни: продолжительность 2-3 нед.: выраженнаяобщая слабость, головная боль, головокружение, бессонница,повышение температуры до 38о С, кожные кровоизлияния, кро-воточивость десен, инфекционные осложнения.

Исход болезни (при лечении): выздоровление через 2-3мес., полное восстановление крови через 3-5 мес. В результатеосложнений могут быть смертельные исходы.

Тяжелая степень лучевой болезни (доза облучения 300-600 р или 3-6 Зв).

Первичная реакция: продолжительность 2-4 сут., через 10-60 мин. многократная неукротимая рвота в течение 4-8ч., резкаяслабость, головная боль, головокружение, жажда, потеря аппе-тита, расстройство желудка, потливость, повышение температу-ры до 39о С.

Скрытый период: продолжительность от 2 до 10 сут. Отме-чаются слабость, снижение аппетита, нарушение сна, головныеболи и т.д.

Разгар болезни: продолжительность 2-3 нед. Общее со-стояние тяжелое, резкая слабость, озноб, повышение темпера-туры до 40о С, отказ от пищи, кровоизлияние и кровотечения,истощение и исхудание, инфекционно-септические осложнения.

Исход болезни (при лечении): выздоровление возможно присвоевременном лечении через 5-10 мес. В тяжелых случаяхсмерть наступает через 10-36 сут.

Крайне тяжелая степень лучевой болезни (доза облуче-ния свыше 600 р или свыше 6 Зв).

Первичная реакция: через 10-15 мин. неукротимая рвота втечение 6 час., затемнение сознания, понос, температура выше39 о С.

Скрытый период: отсутствует.Разгар болезни: состояние тяжелое, сознание затемненное,

лихорадка, рвота, понос, боли в животе, непроходимость кишеч-ника с явлениями перитонита, резкое нарушение водно-солевого обмена.

56

Исход болезни (при лечении): смерть через 5-10 сут.В случае длительного непрерывного или повторяющегося

облучения организма малыми дозами, не вызывающими оструюреакцию, у человека возникает хроническая лучевая болезнь,характеризующаяся медленным развитием отдельных симпто-мов и синдромов, склонных к прогрессированию. Основнымисимптомами являются: изменения в аппарате кроветворения,нервной, сердечно-сосудистой и эндокринной системах, почках,печени и желудочно-кишечном тракте, снижение иммунореак-тивности организма, проявление отдаленных последствий. Раз-личают четыре степени тяжести хронической лучевой болезни:легкую, среднюю, тяжелую и крайне тяжелую с летальным исхо-дом. Особенность болезни заключается в сложности ее диагно-стирования на ранней стадии (легкой степени). При общем об-лучении хроническая лучевая болезнь встречается у лиц, под-вергавшихся радиационному воздействию в течение 3-5 лет спревышением разовых и суммарных доз над предельно допус-тимыми. Синдром хронической лучевой болезни проявляетсяпри суммарной дозе порядка 0,7-1 Гр (70-100 рад) и мощностяхдозы в пределах 0,001-0,005 Гр/сут. (0,1-0,5 рад/сут.) или поряд-ка 40-200 мкЗв/час. В случае прекращения радиационного воз-действия на ранних стадиях болезни наступает период восста-новления за счет репаративных процессов в наиболее радио-чувствительных тканях и нормализации функциональных нару-шений.

С точки зрения безопасности вполне конкретный интереспредставляет оценка риска негативных последствий радиацион-ного воздействия на человека. Научный комитет ООН по дейст-вию атомной радиации следующим образом оценивает риск ра-диационного стимулирования заболеваний.

Ионизирующая радиация представляет собой специфиче-ский фактор, естественная составляющая которого (фон) посто-янно присутствует в окружающей среде и оказывает свое воз-действие на человека. К этому воздействию все живое, и чело-век в том числе, адаптировано. Как показывают исследования, вусловиях уменьшения природных фоновых нагрузок происходитснижение темпов роста и размножения клеток, тогда как малыедозы радиации вызывают положительные эффекты, например,стимулируют прорастание семян, способствуют увеличениюбиомассы растений, стимулируют иммунную и репарационныесистемы животных и т.д.

57

Таблица 9Оценка прогнозируемого риска при воздействии проникаю-

щей радиации№№п/п

Заболевания Число болезней на1 млн. населения

(на каждый 0,01 Грили 1 рад облуче-

ния)1 Число дополнительных случаев

тяжелых наследственных забо-леваний после облучения отцов

300, в том числеоколо 30% в пер-вом поколении

2 лейкозы от 15 до 223 Рак щитовидной железы 1-404 Рак легких 10-505 Рак молочной железы 6-206 Рак любой локализации 407 Рак печени, желудка, толстого

кишечника, слюнных желез, го-ловного мозга

10-50

8 Рак костей, пищевода, тонкогокишечника, мочевого пузыря,поджелудочной железы, прямойкишки

2-5

9 Все летальные злокачественныезаболевания (включая лейкозы)

100-250

10 Злокачественные заболеванияпри облучении плода в утробематери

200

11 Умственная отсталость 1 000

Также экспериментально показано, что малые дозы увели-чивают продолжительность жизни подопытных животных. Одна-ко другая составляющая радиационного фактора, обусловлен-ная деятельностью человека и связанная с большими дозовыминагрузками и радиационным загрязнением, представляет собойнепосредственную опасность со всеми вытекающими отсюдапоследствиями. С этой составляющей человек столкнулся в си-туациях, связанных с применением атомного оружия, а также вслучаях аварий на радиационно-опасных объектах, в том числеи с катастрофическими последствиями.

58

В качестве примера, иллюстрирующего временной характерпроявления радиационно-индуцированных эффектов, можнопривести оценки Комитета по изучению радиационных эффек-тов при ООН (НКДАР), опирающиеся на допущения, что не су-ществует никакой пороговой дозы, до которой отсутствует рискзаболевания раком (т.е. любая сколь угодно малая доза увели-чивает вероятность заболевания раком для получившего этудозу), и что риск заболевания прямо пропорционален дозе об-лучения (т.е. удвоение дозы удваивает риск, получении трех-кратной дозы – утраивает и т.д). Такое допущение возможно ипереоценивает риск в области малых доз, но вряд ли возможнаего недооценка. Относительная среднестатистическая вероят-ность заболевания раком после разового равномерного облуче-ния человека при дозе 1 рад (рис. 10), рассчитанная на основа-нии данных результатов обследования людей, пережившихатомную бомбардировку, демонстрирует зависимость ориенти-ровочного времени появления злокачественных опухолей, про-шедшего с момента облучения. После двухлетнего латентногопериода развиваются лейкозы, частота которых достигает мак-симума спустя шесть-семь лет, с последующим плавнымуменьшением и практически достигает нулевого уровня через 25лет. Начало проявления «солидных» опухолей приходится на10-летний срок, но отсутствие достаточной информации не по-зволяет пока построить всю зависимость.

.Рис. 10. Временная картина вероятности заболевания раком

после радиационного воздействия

59

Помимо внешнего облучения человек может подвергатьсявоздействию внутреннего облучения, когда источник радиа-ции находится внутри его организма. Такая ситуация возникает втех случаях, когда радиоактивные изотопы проникают в орга-низм в процессе вдыхания воздуха, содержащего аэрозоли РАИили их газообразные соединения, попадании их в желудочно-кишечный тракт с пищей или водой, проникновением через кож-ные покровы. Наибольшую опасность здесь представляют α- иβ-излучатели, поскольку ионизирующая способность β- и осо-бенно α-частиц чрезвычайно высока. Так, пробег β-частицы сэнергией 4 МэВ в биологической ткани составляет 20 мм, астоль же энергичной α-частицы всего 30 мкм. Соответственно,на этих пробегах (треках) они отдают всю свою энергию биоло-гической ткани, и именно поэтому α-излучатели наиболее опас-ны при попадании их в организм. В случае внутреннего облуче-ния важным является то обстоятельство, что химические свой-ства радиоизотопа, соединение, в виде которого он находится, ипуть поступления в организм определяют его поведение в орга-низме в результате участия в обменных процессах. В итоге каж-дый радиоизотоп ведет себя определенным образом и можетили равномерно распределяться в организме или преимущест-венно накапливаться (депонироваться) в тех или иных органах итканях (так называемых «депо»), что приводит к повышенномуриску радиационного поражения последних. Так, изотоп 90Sr какхимический аналог Сa, при попадании в организм человека бу-дет накапливаться, преимущественно, в костной ткани, посколь-ку неорганический матрикс последней сформирован гидрокси-лапатитом кальция. Аналогичным образом будет вести себя и226Ra. Поскольку щитовидная железа в силу своих функциональ-ных особенностей активно аккумулирует йод, то попадание 131I ворганизм, в силу его химической неразличимости со стабильнымйодом, приводит к накоплению радиоактивного изотопа йода вщитовидной железе, для которого она является органом-депо.Возможно также равномерное распределение изотопов по телу,например, изотоп водорода тритий 3Т, или по нескольким орга-нам и тканям – изотопы плутония по костной ткани, легким и же-лудочно-кишечному тракту.

Особенностью внутреннего облучения является то, что, по-мимо высокой эффективности действия радиации (в случае α- иβ-излучателей) и локализации ее действия на органы-депо, егопродолжительность определяется временем нахождения излу-

60

чателя в организме. Последнее зависит, с одной стороны, отскорости радиоактивного распада изотопа, т.е. t1/2, а с другой –от скорости естественного выведения его из организма, опреде-ляемой обменными процессами. Последняя характеризуетсявеличиной, называемой периодом биологического полувыведе-ния (tб), равным времени, за которое из организма за счет есте-ственной экскреции выводится половина какого-либо химическо-го элемента или токсиканта, в том числе и радиоактивного.Суммарная характеристика, учитывающая и период полураспа-да изотопа, и период его биологического полувыведения, опре-деляется как эффективный период полувыведения (tэфф), т.е.время, за которое содержание радиоизотопа в организме со-кращается вдвое.

tэфф= (t1|2 x tб)/( t1|2 + tб)

Таблица 10Скорости выведения некоторых радиоактивных изотопов

из организмарадиоизотоп орган-депо t1|2(сут) tб(сут) tэфф(сут)

3Н все тело 4,5 х 103 12 1224Na все тело 0,63 11 0,632P кости 14,3 1155 14,1131I щитовидная

железа8 138 7,6

137Cs селезенка 1,1 х 104 140 140210Po мышцы 138,4 60 42

Еще раз отметим, что в силу крайне малых концентрацийрадиоизотопа в организме, его наличие с биохимических пози-ций никак не «мешает» последнему, однако негативным дейст-вующим фактором является его ионизирующее излучение. По-скольку tб в отличие от t1|2 является величиной, на которую, вопределенных пределах, можно влиять, это обстоятельство ис-пользуют с целью сокращения дозовых нагрузок при внутреннемоблучении, в частности используют различные препараты, спо-собствующие ускоренному выведению попавших в организм ра-дионуклидов, например, так называемые комплексоны. Однако вэтом случае необходимо учитывать, что наряду с радионукли-дом из организма будет выводиться и стабильный нуклид.

61

Контрольные вопросы1. Каковы механизмы радиационного поражения биологиче-

ской ткани?2. Что такое свободные радикалы и какова их роль в радиа-

ционном поражении?3. Что такое стохастические и детерминированные эффек-

ты? Каковы особенности их проявления при радиационном воз-действии?

4. Каковы особенности действия малых доз на организм че-ловека?

5. Что такое пороговая доза проявления детерминирован-ных эффектов радиационного поражения?

6. При каких дозовых нагрузках развиваются различныеформы лучевой болезни? Опишите их характерные симптомы,ход течения болезни и прогнозы.

7. Каковы особенности внешнего и внутреннего облученияорганизма?

8. Каковы особенности поведения радиоизотопов в орга-низме?

9. Что такое период биологического полувыведения и эф-фективный период полувыведения?

62

5. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НАСЕЛЕНИЯ И ПРИНЦИПЫ ЗАЩИТЫ

Учитывая наличие естественного радиационного фона, ши-рокое использование значительными контингентами населенияискусственных и естественных источников радиоактивности вразличных сферах деятельности человека, а также спецификурадиационного воздействия на человеческий организм, былиразработаны правовые основы обеспечения радиационнойбезопасности населения. Базовыми документами этих основявляются: Федеральный закон №3-ФЗ от 9 января 1996 г. «Орадиационной безопасности населения» с изменениями от 22августа 2004 года и 23 июля 2008 г, в котором изложены основ-ные принципы радиационной безопасности, Нормы радиацион-ной безопасности НРБ -99/2009, Санитарные правила и норма-тивы СанПиН 2.6.1.2523 – 09, утвержденные ПостановлениемГлавного государственного санитарного врача Российской Фе-дерации №47 от 07 июля 2009 г. Действие НРБ распространяет-ся на техногенные источники в условиях их нормальной экс-плуатации, техногенные источники в результате радиационнойаварии, природные и медицинские источники ионизирующей ра-диации. Требования Норм не распространяются на источникиизлучения, которые при любых условиях обращения с ними соз-дают индивидуальную годовую эффективную дозу, не превы-шающую 10 мкЗв/год, а также индивидуальную годовую эквива-лентную дозу в коже не более 50мЗв/год и в хрусталике глаза 15мЗв/год.

Закон формулирует радиационную безопасность населениякак «состояние защищенности настоящего и будущих поколенийлюдей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующегоизлучения» и устанавливает основные гигиенические нормативы(допустимые пределы доз) облучения на территории РоссийскойФедерации в случае использования источников ионизирующегоизлучения:

для населения средняя годовая эффективная доза равна0,001 Зв или эффективная доза за период жизни (70 лет) – 0,07Зв; в отдельные годы допустимы большие значения эффектив-ной дозы при условии, что средняя годовая эффективная до-за, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит0,001 Зв;

63

для работников средняя годовая эффективная доза рав-на 0,02 Зв или эффективная доза за период трудовой дея-тельности (50 лет) – 1 Зв; допустимо облучение в годовой эф-фективной дозе до 0,05 Зв при условии, что средняя годоваяэффективная доза, исчисленная за пять последовательныхлет, не превысит 0,02 Зв.

В Законе и Нормах радиационной безопасности сформули-рованы основные принципы радиационной защиты в случае нор-мальной эксплуатации источников излучения, а именно:

- принцип нормирования, требующий непревышения до-пустимых пределов индивидуальных доз облучения граж-дан от всех источников излучения,

- принцип обоснования, запрещающий все виды деятель-ности по использованию источников излучения, при которых по-лученная для человека и общества польза не превышаетриск возможного вреда, причиненного дополнительнымоблучением,

- принцип оптимизации, требующий поддержания навозможно низком и достижимом уровне, с учетом экономическихи социальных факторов, индивидуальных доз облучения и числаоблучаемых лиц при использовании любого источника излуче-ния.

Эти принципы полагают использование наилучшего (из су-ществующих в настоящее время) обеспечения мер защиты ибезопасности источников излучения и установок, таким образом,чтобы величина и вероятность облучения и число людей, под-вергающихся облучению, сохранялись на разумно достижимомнизком уровне с учетом экономических и социальных факторов,и чтобы дозы облучения и связанные с ними риски были ограни-чены (т.е. защита и безопасность должны быть оптимизирова-ны). Основную ответственность за защиту и безопасность долж-но нести юридическое лицо, получившее разрешение на осуще-ствление практической деятельности, при которой используетсяисточник излучения.

Необходимо также внедрять в сферу радиационной безо-пасности культуру безопасности, определяющую как позициюорганизаций, так и поведение физических лиц, имеющих дело систочниками излучения, с целью компенсации возможных отка-зов мер защиты или безопасности. Меры глубокоэшелонирован-ной защиты должны быть в обязательном порядке включены впроекты и регламенты по эксплуатации источников ионизирую-

64

щей радиации. Предусмотрено также, что радиационная защитаи безопасность должны достигаться за счет рациональногоуправления и эффективных инженерно-технических мер, обес-печения качественной подготовки персонала высокой квалифи-кации, а также всесторонних оценок безопасности и использо-вания накопленного опыта и результатов исследований.

В случае радиационной аварии принципы обеспечениябезопасности населения заключаются в том, что, во-первых,мероприятия по ликвидации последствий аварии должны прино-сить больше пользы, чем вреда, и, во-вторых – деятельностьпо ликвидации последствий аварии необходимо осуществлятьтаким образом, чтобы польза от снижения дозовой нагрузки (ис-ключая вред, нанесенный ликвидацией) была максимальной.

Заложенные в НРБ ограничения дозовых нагрузок и содер-жаний РАИ основаны на общепринятом положении о том, чтовеличина риска пропорциональна дозе и связана с ней линейнойзависимостью. Усредненная величина коэффициента риска, ис-пользуемая для установления пределов доз персонала, рабо-тающего с РАИ и источниками ИИ и населения, принята равной0,05 Зв-1 . В условиях нормальной эксплуатации источников ио-низирующего излучения пределы годовых доз (ПД) устанавли-ваются, исходя из следующих значений индивидуального по-жизненного риска: для персонала – 1,0 х 10-3, для населения –5,0 х 10-5. Отметим, что уровень пренебрежимо малого рискасоставляет 10-6.

Нормы предусматривают следующие категории лиц, для ко-торых устанавливаются пределы дозовых нагрузок:

- персонал и лица, работающие с источниками ИИ (группаА),

- лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздей-ствия источников ИИ (группа Б),

- население.В таблице 11 приведены основные пределы дозовых нагру-

зок, регламентируемые НРБ.Нормы предусматривают, что эффективная доза для пер-

сонала не должна превышать за период трудовой деятельности(50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) 70мЗв. Учитывая время введения Норм, началом периодов счита-ется 1 января 2000 года. Под годовой эффективной дозой Нор-мами понимается сумма эффективной дозы внешнего облуче-ния, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной

65

дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением ворганизм радионуклидов за этот же год.

Таблица 11Основные пределы доз (ПД)

Пределыдоз

Нормируемыевеличины

Персонал (группаА)

население

Эффективная доза 20 мЗв в год всреднем за любыепоследовательные5 лет, но не более50 мЗв в год

1 мЗв в год всреднем за любые5 лет, но не более5 мЗв в год

Эквивалентная дозаза год в:-хрусталике глаза-коже-кистях и стопах ног

150 мЗв500 мЗв500 мЗв

15 мЗв50 мЗв50 мЗв

Нормами устанавливаются также допустимые значения со-держания радиоизотопов в питьевой воде, воздухе и продуктахпитания, исходя из предела дозы техногенного облучения длянаселения, равной 1 мЗв/год. Расчет основывается на значени-ях дозовых коэффициентов при поступлении радиоизотопов ворганизм через органы пищеварения, с учетом их распределе-ния по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также сучетом поступления радиоизотопов через органы дыхания ивнешнего облучения людей.

В случае одновременного воздействия внешнего и внутрен-него облучений, Нормами предусмотрено выполнение условия,когда сумма отношения для фактической дозы от внешнего об-лучения к пределу дозы с суммой отношения фактического го-дового поступления радионуклида в организм к предельной ве-личине его годового поступления не должна превышать едини-цы.

Следует отметить, что указанные в таблице основные пре-делы доз облучения не включают в себя дозы от природного имедицинского облучения, а также дозы, являющиеся следстви-

66

ем радиационных аварий, на которые устанавливаются специ-альные ограничения.

Учитывая специфику действия ионизирующей радиации,Нормы вводят дополнительные ограничения для женщин ре-продуктивного возраста (до 45 лет), работающих с источникамиИИ. Для них эквивалентная доза на поверхности нижней частиживота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а годовое поступ-ление радионуклидов в организм должно ограничиваться 1/20 отгодового поступления последних для персонала. В этом случаеэквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленнойбеременности не превысит 1 мЗв.

На период беременности и грудного вскармливания ребенкаНормы предусматривают перевод женщины на работу, котораяне связана с источниками ионизирующей радиации.

В соответствии с изложенными выше принципами, в целяхснижения облучения населения, Нормы предусматривают при-нятие мер по снижению дозы облучения отдельных лиц и со-кращению контингента населения, подвергающегося облучению.Органы государственного надзора должны осуществлять кон-троль за сохранностью источников ИИ, правил их эксплуатации,захоронения после использования и соблюдения пределов доз.

Важно отметить, что нормы не устанавливают допусти-мых значений эффективной дозы, которые обусловленысуммарным воздействием природных источников излуче-ния, но предусмотрено снижение уровней облучения населенияза счет ограничений, вводимых для некоторых природных ис-точников. Так, учитывая природу и источники поступления радо-на и торона, вместе с равновесной активностью их дочернихпродуктов распада, Нормы устанавливают для проектируемогои строящегося жилья и зданий социального назначения эквива-лентную равновесную объемную активность в воздухе помеще-ний не выше 100 Бк/м3 , а превышение мощности дозы γ-излучения в помещении над таковой для открытой местности неболее чем на 0,2 мкЗв/ч. В эксплуатируемых зданиях того женазначения среднегодовая эквивалентная равновесная объем-ная активность дочерних продуктов радона и торона не должнапревышать 200 Бк/м3 . В случае превышения необходимо прове-дение защитных мероприятий. Последние должны проводитьсяи в случае превышения мощности эффективной дозы γ-излучения в помещении над таковой для открытой местности,более чем на 0,2 мкЗв/ч.

67

Нормами также лимитируется эффективная удельная ак-тивность природных радиоизотопов в строительных материалах(щебень, песок и т.п.), отходах промышленного производства,используемых для их изготовления и в готовой продукции. Эф-фективная удельная активность не должна превышать:

-для материалов, используемых в строящихся и реконст-руируемых жилых и общественных зданиях (I класс) – 370 Бк/кг,

-используемых в дорожном строительстве в пределах насе-ленных пунктов, зонах перспективной застройки и при возведе-нии производственных сооружений (II класс) – 740 Бк/кг,

-для материалов дорожного строительства вне населенныхпунктов (III класс) – 1500 Бк/кг.

При активности строительных материалов в пределах 1500-4000 Бк/кг использование допускается в каждом случае на осно-вании заключения федерального надзорного органа. Если эф-фективная удельная активность строительных материалов пре-вышает 4000 Бк/кг, такие строительные материалы не могутбыть использованы в строительстве.

Для питьевой воды, с точки зрения радиационной безопас-ности, нормами предусмотрено использование ее без ограни-чений в случае, если ее удельная α- и β-активность не превы-шает 0,2 и 1,0 Бк/кг. В противном случае проводится анализ со-держания в воде радионуклидов. В случае присутствия в воденескольких радионуклидов, должно выполняться условие ΣАi/УВi< 1, где Аi – удельная активность i-го радионуклида в воде, а УВi– соответствующие уровни вмешательства, указанные в прило-жении к Нормам. Кроме того, для питьевой воды введено до-полнительное ограничение по содержанию 222Rn, связанное спереходом его в воздух помещений и ингаляционным поступле-нием продуктов его распада в организм человека. Для этого оп-ределен уровень вмешательства в 60 Бк/кг.

Также предусмотрено обязательное определение удельнойактивности 222Rn в питьевой воде из подземных источников во-доснабжения.

Физические принципы защиты от действия ионизирующейрадиации можно сформулировать следующим образом:

- защита временем связана с природой радионуклидов, аименно индивидуальной для каждого из них скоростью распада,что позволяет в случае малых значений периодов полураспадаснизить активность до приемлемых уровней за счет «выдерж-ки». Такая технология, в частности, используется в случае отра-

68

ботанных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), которые по-сле извлечения из активной зоны реактора помещают в бассей-ны выдержки для снижения их активности за счет распада ко-роткоживущих осколочных радиоизотопов. Второй вариант за-щиты временем заключается в том, что при нахождении на за-грязненной территории или в помещении с высоким уровнемрадиации полученная доза будет определяться ее мощностью ивременем, в течение которого человек подвергается ее воздей-ствию. Таким образом, сокращение времени пребывания в ак-тивной зоне снижает дозовую нагрузку, а в некоторых случаяхможно рассчитать время безопасного пребывания там человека,исходя из известной мощности дозы и допустимых уровней об-лучения;

- защита расстоянием основана на том, что интенсивность,в том числе и ионизирующего излучения без учета поглощениясредой, обратно пропорциональна квадрату расстояния от то-чечного источника, т.е. в нашем случае А =А0/r2 , где А – интен-сивность источника излучения (1/ед. времени), а А0 – интенсив-ность излучения на расстоянии от источника, равном r. Работаетпринцип – чем дальше от источника, тем меньше мощность до-зы. В то же время знание мощности источника ионизирующегоизлучения позволяет рассчитать расстояние, на котором мощ-ность дозы не будет превышать допустимый уровень. Указанныйпринцип защиты относится, преимущественно, к γ-излучению,обладающему высокой проникающей способностью, и в некото-рой мере к жесткому β-излучению, поскольку для последнего вкачестве достаточно эффективного экранирующего средствавыступает воздушная среда;

- защита экранированием основана на поглощении излу-чения материалом экрана. Ее используют в случае мощных по-токов γ-излучения и высокоэнергичных β-частиц. В случае α-частиц, как правило, специального экранирования не требуется,т.к. их пробег в воздухе не превышает нескольких сантиметров.В случае излучателей β-частиц с высокой энергией, обладаю-щих сравнительно высокой проникающей способностью, доста-точно защиты из органического стекла или тонкого слоя алюми-ния (табл. 2 и 3). Иное дело – защита от нейтронного и γ-излучения, обладающих большой проникающей способностью.Эффект экранирования (поглощения) будет зависеть от плотно-сти используемого для экрана материала, толщины его слоя и,конечно, энергии γ-квантов и нейтронов. Интенсивность γ-

69

излучения эффективно снижают материалы с высокой плотно-стью, такие, как свинец, сталь, особо плотный бетон и т.п., аэффективное ослабление потока нейтронов происходит в мате-риалах, основу которых составляют ядра легких элементов, пристолкновении с которыми нейтроны теряют значительную частьсвоей энергии (вода, парафин, пластмассы, бетон и т.п.). Защи-та от тепловых нейтронов обеспечивается материалами, в со-став которых входят элементы с ядрами, обладающими боль-шими сечениями захвата, например, бор, кадмий.

Для оценки эффективности экранирующего действия раз-личных материалов используют такую их характеристику, кактолщина слоя половинного ослабления излучения (справочнаявеличина), что важно для оценки эффективности убежищ и ук-рытий. Значения толщин слоя половинного ослабления для раз-личных материалов приведены в таблице 12.

Таблица 12Толщина слоя половинного ослабления излучения для не-

которых материалов№№п/п

Материалы Плотностьг/см3

Слой поло-винногоослаблениядля γ-излучения(см)

Слой поло-винногоослабле-ния для0n1- излу-чения(см)

1 вода 1,0 23,0 2,72 древесина 0,7 33,0 9,73 полиэтилен 0,9 24,0 2,74 грунт 1,8 13,0 12,05 кирпичная кладка 1,6 14,4 10,06 стекло 1,4 16,5 11,07 бетон 2,3 10,0 12,08 сталь 7,8 3,0 11,59 свинец 11,3 2,0 12,010 стеклопластик 1,7 12,0 4,0

Для характеристики защитных свойств экранов, защитныхсооружений, зданий и т.п. введено понятие коэффициента ос-лабления (Косл) – величины, определяющей кратность снижениямощности экспозиционной дозы за экраном, внутри здания изащитного сооружения по отношению к таковой перед защитой.

70

Коэффициент ослабления связан с толщиной слоя половинногоослабления (Косл= 2) следующим соотношением:

Косл= 2h/d, где h – толщина экрана, а d – толщина слоя по-ловинного ослабления (в одинаковых единицах).

В том случае, если защита многослойная, то суммарныйслой половинного ослабления (Кt) определяют как сумму слоевполовинного ослабления (Кi) :

Кt = ΣКi

Учитывая свойства различных материалов по поглощениюионизирующих излучений, при создании стационарных защит-ных сооружений и убежищ, служащих экранами, используют бе-тон, кирпич, особо плотный бетон, баритовую штукатурку и др. Вдругих случаях (работа с высокоактивными источниками в такназываемых «горячих камерах») в качестве экрана используютстекло с высоким содержанием окиси свинца, толщина которогодостигает нескольких десятков сантиметров, а операции в каме-ре осуществляют с помощью манипулятора, что позволяет уве-личить расстояние от оператора до источника. В лабораторныхусловиях в качестве защиты используют стенки и «домики» изсвинцовых блоков и простейшие манипуляторы.

Хранение источников ионизирующих излучений осуществ-ляют, как правило, в свинцовых контейнерах, а контейнера хра-нят в стальных сейфах.

Контрольные вопросы1. Что такое радиационная безопасность?2. Назовите основные нормативные документы по обеспе-

чению радиационной безопасности населения РФ.3. Назовите принципы радиационной защиты при штатной

эксплуатации источников ионизирующих излучений.4. Какие принципы заложены в обеспечение безопасности в

случае радиационной аварии?5. Каково значение средней годовой эффективной дозы для

населения?6. Какие существуют ограничения по радиоактивности

строительных материалов?7. Охарактеризуйте принципы защиты от ионизирующих из-

лучений.8. Что такое коэффициент ослабления и каково его практи-

ческое использование?9. При каких значениях удельной активности питьевую воду

используют без ограничений.

71

6. РАДИАЦИОННО ОПАСНЫЕ ОБЪЕКТЫ

Радиационно опасными объектами (РОО) считаются хо-зяйственные объекты (промышленные, научные и т.п.), а такжеобъекты оборонного назначения, разрушение которых или воз-никновение на них аварийной ситуации может привести к ра-диационному поражению людей, биологических объектов и ра-диационному заражению окружающей среды.

К радиационно опасным объектам относятся:- атомные станции различного назначения, например,

атомные электростанции (АЭС), атомные станции теплоэлек-троснабжения (АСТЭ) и др.,

- предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), включаю-щего предприятия, создающие технологическую цепочку, начи-нающуюся с добычи урановой руды и заканчивающуюся пере-работкой и захоронением отходов,

- мобильные объекты с ядерными энергетическими уста-новками (надводные и подводные корабли, плавучие и сухопут-ные мобильные атомные электростанции специального назна-чения, космические аппараты и т.п.),

- научно-исследовательские организации, имеющие в своемраспоряжении атомные реакторы,

- военные организации, в задачу которых входит хранениеядерных боеприпасов (ЯБ).

По своей потенциальной опасности РОО, в зависимости отвозможности радиационного воздействия на население, делятсяна четыре категории (п. 3.1 Основных санитарных правил обес-печения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)). При авари-ях на объектах первой категории возможно их радиационноевоздействие на население, которое может потребовать мер поего защите. Ко второй категории относятся объекты, при авариина которых радиационное воздействие ограничивается террито-рией их санитарно-защитной зоны.

Третья категория включает объекты, при аварии на которыхрадиационное воздействие ограничивается территорией объек-та. При авариях на объектах четвертой категории радиационноевоздействие ограничивается рабочими помещениями.

Радиационно опасные объекты I и II категорий размещают-ся с учетом метеорологических, гидрологических, геологическихи сейсмических факторов в условиях нормальной эксплуатациии при возможных авариях. Располагаются они, как правило, на

72

малонаселенных незатопляемых территориях; имеющих устой-чивый ветровой режим, что ограничивает возможность распро-странения радиоактивных веществ за пределы промышленнойплощадки объекта. С учетом розы ветров эти объекты распола-гают преимущественно с подветренной стороны по отношению кжилой территории, лечебно-профилактическим и детским учре-ждениям, а также к местам отдыха и спортивным сооружениям.

Рис. 11. расположение предприятий атомной промышленностина территории бывшего СССР: 1- добыча и переработка ядерно-го сырья; 2- атомные электростанции; 3- атомные реакторы; 4-

производство и уничтожение ядерного оружия; 5- ядерные поли-гоны; 6- испытание ядерного оружия вне полигонов; 7- базы,

места расположения атомных подводных лодок и судов с атом-ными энергетическими установками; 8- пункты захоронения ра-

диоактивных отходов

Вокруг радиационно опасных объектов I и II категорий уста-навливается санитарно-защитная зона (СЗЗ), а вокруг объектовI категории – устанавливается также и зона наблюдения. Дляобъектов III категории СЗЗ ограничивается территорией объек-

73

та, а для радиационно опасных объектов IV категории СЗЗ неустанавливаются.

По согласованию с федеральным органом исполнительнойвласти, уполномоченным осуществлять государственный сани-тарно-эпидемиологический надзор, в отдельных случаях, сани-тарно-защитная зона радиационно опасных объектов I и II кате-горий может быть ограничена пределами территории объекта.Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруградиационно опасного объекта устанавливают с учетом уровнейвнешнего облучения, а также величины и площади возможногораспространения радиоактивных выбросов и сбросов.

В санитарно-защитной зоне радиационно опасных объектовзапрещается постоянное или временное проживание, размеще-ние детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоро-вительных учреждений, а также промышленных и подсобныхсооружений, не относящихся к этому объекту. В зоне наблюде-ния, включающей в себя СЗЗ, в соответствии с законодательст-вом Российской Федерации, могут вводиться ограничения нахозяйственную деятельность. Сельскохозяйственное использо-вание земель СЗЗ возможно только с разрешения органов госу-дарственного санитарно-эпидемиологического надзора при про-ведении радиационного контроля всей получаемой продукции.

Радиационный контроль ситуации в СЗЗ и зоне наблюдениядолжен осуществляться службой радиационной безопасностисамого объекта. Кроме того, в зоне наблюдения администраци-ей территории должен быть предусмотрен комплекс защитныхмер на случай аварийного выброса радиоактивных веществ.

6.1. УПРАВЛЯЕМАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙРЕАКТОР

Атомные электростанции (РОО первой категории) выра-батывают электроэнергию за счет использования энергии вы-свобождающейся при реакции деления ядер. Технически этотпроцесс осуществляется в ядерном реакторе.

Управляемая реакция деления ядер 235U на медленных ней-тронах осуществляется в активной зоне реактора, где находится«ядерное топливо» (часто в виде двуокиси урана UO2 в видетаблеток с содержанием изотопа 235U в пределах 3-4 %). Таб-летки находятся в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), кото-рые представляют из себя трубчатую конструкцию (сборку), из-

74

готовленную из специальных термо- и радиационно-устойчивыхматериалов, конструктивно позволяющих производить отбортепла посредством циркуляции теплоносителя по трубчатымэлементам ТВЭЛов. Поскольку для протекания управляемойцепной реакции необходимо снизить кинетическую энергию об-разующихся исходно быстрых нейтронов, в качестве замедли-теля используют материалы, состоящие преимущественно изатомов элементов с малыми атомными массами, например, во-да или графит (в ряде конструкций энергетических реактороввода в силу своих теплофизических свойств выступает и в ролитеплоносителя). Необходимость управления цепной реакциейтребует изъятия избыточного количества нейтронов из активнойзоны, что осуществляется посредством охлаждаемых регули-рующих стержней, выполненных с использованием элементов,ядра которых обладают высокими сечениями захвата нейтро-нов, например, кадмия или бора. Регулирование осуществляютпутем большего или меньшего погружения стержней в активнуюзону для поддержания значения коэффициента размножениянейтронов, равным единице, обеспечивающим протекание цеп-ной реакции, а прекращение реакции деления (остановка реак-тора) – поглощением всех нейтронов при полном погружениивсех регулирующих стержней. Мощность реактора определяет-ся количеством делящегося материала, находящегося в актив-ной зоне. По мере выгорания топлива (снижения содержанияU235) производят выгрузку сборок ТВЭЛов из реактора и загрузкуновых. Периодичность этой операции зависит от типа реактора.

В настоящее время энергетические ядерные реакторы, вкоторых вода является и замедлителем, и теплоносителем, такназываемые водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР),наиболее распространены. Конструктивно они представляютсобой толстостенный (несколько десятков сантиметров) корпусиз специальной стали диаметром порядка 4-5 м и высотой 10-12м, рассчитанный на рабочее давление в пределах 140-160 атм.,помещенный в прочный защитный корпус, который обеспечива-ет как механическую защиту, так и защиту от ионизирующей ра-диации (рис.12).

75

Рис. 12. Схема реактора ВВЭР (1 — привод СУЗ; 2 — крышкареактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5— шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки

(ТВС) и регулирующие стержни)

Принципиально схема утилизации тепла активной зоны вы-глядит следующим образом: теплоноситель с высокими пара-метрами (температура и давление) из активной зоны реакторапоступает в теплообменник, после чего возвращается в актив-ную зону, замыкая так называемый «замкнутый первый контур».В этом контуре теплоноситель может содержать радиоактивныеизотопы, образующиеся в результате нейтронной активациипоступающих в него во время эксплуатации продуктов коррозии.Второй контур является чистым, т.е. нерадиоактивным, т.к. цир-кулирующий в нем теплоноситель в теплообменнике не контак-тирует непосредственно с теплоносителем первого контура. Об-разующийся в нем пар направляется на турбину, приводящую вовращение электрогенератор. Отработанный пар конденсируютдля чего используют воду водоема-охладителя.

76

Энергетические реакторы, в которых в качестве замедлите-ля используют графит, а в качестве теплоносителя вода, позво-ляют отказаться от изготовления дорогостоящих и трудоемкихкорпусов ВВЭР. Примером такого реактора служит реакторбольшой мощности канальный (РБМК-1000). Он представляетсобой цилиндрическую кладку из графитовых блоков диаметром14 м и высотой 8 м с вертикальными отверстиями, в которыеустанавливают технологические каналы, предназначенные дляустановки в них семиметровых топливных кассет (сборок), со-стоящих из ТВЭЛов длиной 3,5 м с таблетками из двуокиси ура-на с содержанием 235U в пределах 2-2,4 %. Теплосъем в актив-ной зоне осуществляется омывающим сборки теплоносителем(водой), циркулирующим в канале. Отдельная группа технологи-ческих каналов со своей системой охлаждения предназначенадля регулирующих стержней, в которых в качестве элементапоглощающего нейтроны использован бор. В реакторе этоготипа использована одноконтурная схема. Для защиты от иони-зирующей радиации и возможных аварий реактор находится вжелезобетонной шахте размером 21,6х21,6х25,5 м. Атомныеэлектростанции с реакторами такого типа были построены вСССР, и именно на таком реакторе произошла катастрофиче-ская авария на Чернобыльской АЭС.

В условиях мощных нейтронных потоков в активной зонереактора протекают реакции, приводящие к образованию такогоэлемента, как плутоний 238U +1n----> 239U ---->β-распад----> 239Np ---> β-распад----> 239Pu

Последний представляет собой делящийся материал, кото-рый можно использовать как при производстве ядерного оружия(период полураспада 239Pu составляет 24110 лет, что определя-ет длительный срок хранения его и изготовленных из него из-делий, а критическая масса для сферы из металлического 239Puравна приблизительно 11 кг, т.е. это шар диаметром чуть более10 см ), так и наряду с U238 в качестве ядерного топлива в реак-торах на быстрых нейтронах. Использование 238U (в том числеи полученного из отработанных ТВЭЛов) и имеющихся запасов239Pu позволяет в десятки раз увеличить ресурсы ядерного топ-лива, а следовательно, и перспективы использования ядернойэнергии.

В реакторах на быстрых нейтронах нет необходимости вснижении энергии нейтронов до тепловых, поэтому в качестветеплоносителя используют жидкий натрий, обладающий малым

77

сечением захвата нейтронов, что снижает потери нейтронов вактивной зоне. Помимо этого изъятие из технологии такого теп-лоносителя, как вода, позволяет технологически исключить пе-регретый пар высокого давления и возможность протекания хи-мических реакций с образованием взрывоопасных смесей. По-мимо натрия, можно использовать в качестве теплоносителясвинец. Реактор на быстрых нейтронах БН-600 безаварийно ра-ботает на Белоярской АЭС с 1980, а в 2015 г. на станции былзапущен четвертый блок с реактором БН-800.

6.2. ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

Функционирование энергетических ядерных реакторов не-возможно без обеспечивающих его производств, которые входятв ядерный топливно-энергетический комплекс, а технологическисвязанная цепочка производств этого комплекса, включающаяполучение топлива для ядерных реакторов, подготовку его к ис-пользованию, «сжигание» топлива в реакторе, утилизацию отра-ботанного топлива, промежуточное хранение и т.п. вместе взя-тые составляют так называемый ядерный топливный цикл(ЯТЦ), т.е. это цепочка производств, обеспечивающих ядерныйреактор АЭС топливом и определяющая его судьбу, после ис-пользования в энергетическом реакторе. Поскольку реакторымогут работать на разных видах топлива (уран, уран + плутонийи др.), соответственно, различают и циклы (урановый, уран-плутониевый и т.п.).

Наибольшее распространение получил топливно-энергетический цикл урана, который может быть замкнутым(закрытым), т.е. предусматривающим достаточно полную пере-работку отработанного топлива и других отходов предприятийатомно-промышленного комплекса с целью выделения ценныхэлементов, и разомкнутым (открытым), исключающим перера-ботку отработанного ядерного топлива и предусматривающимзахоронение и его, и радиоактивных отходов. Естественно, чтоначальные этапы обоих ЯТЦ одинаковы.

Любой цикл начинается с предприятий по добыче урановойруды и ее обогащению. Промышленное содержание урана в ру-дах составляет 0,02-0,03 %, что исходно определяет большоеколичество твердых и жидких отходов, как при традиционныхметодах добычи (шахтный и карьерный) в виде отвалов пустойпороды (до 0,3 т на 1 т добытой руды – первом случае, и 1,5-2,0

78

т – во втором) и шахтных и карьерных вод, в которых содержа-ние урана и сопутствующих радиоизотопов превышает фоно-вые. Это относится и к процессу обогащения руды, где главнымвидом отходов являются так называемые «хвосты», также ха-рактеризующиеся повышенным уровнем радиоактивности. В на-стоящее время на предприятиях этого звена ЯТЦ активно вне-дряется добыча урана с использованием метода подземногокислотного выщелачивания, позволяющим практически полно-стью исключить образование отвалов пустой породы при добы-че, что не только снижает радиационную нагрузку на террито-рию, примыкающую к предприятию, но и исключает потерю зе-мель. Однако в этом случае существует опасность загрязненияподземных вод радионуклидами и кислотой, что требует изоля-ции добычных участков от водоносных горизонтов и организациисистемы мониторинга.

Рудный концентрат перерабатывают с получением в итогеUO2 и UF6. Последний при температуре выше 56,4 о С находитсяв газообразном состоянии, что позволяет использовать его дляобогащения по изотопу 235U до содержаний порядка 3-5 %. Да-лее обогащенный UF6 перерабатывают с получением либо ме-таллического, либо двуокиси обогащенного урана, которые идутна изготовление элементов ТВЭЛов различных конструкций, ис-пользуемых на АЭС.

В замкнутом ЯТЦ отработанное ядерное топливо перера-батывают с целью извлечения из него урана и наработанногоплутония и повторного изготовления из них ядерного топлива.

На первом этапе цикла отработанные ТВЭЛы выдерживаютв течение нескольких лет в бассейнах выдержки, расположен-ных на территории, непосредственно примыкающей к АЭС, сцелью снижения их активности за счет распада короткоживущихосколочных радиоизотопов. Это позволяет осуществить транс-портировку ТВЭЛов в специальных контейнерах на радиохими-ческое предприятие, где они дополнительно проходят контроли-руемую выдержку в хранилищах, после чего перерабатываютсяс выделением из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) деля-щихся материалов (уран и плутоний) и продуктов деления (оско-лочных радиоизотопов), некоторые из которых извлекаются дляиспользования в различных целях, например, 60Со используетсяв качестве источника γ-излучения.

Образующиеся в процессе переработки отработанногоядерного топлива радиоактивные отходы (РАО) также перера-

79

батываются и подлежат контролируемому хранению или захо-ронению. В зависимости от агрегатного состояния, их подразде-ляют на жидкие и твердые, а по удельной активности на высо-коактивные, среднеактивные и низкоактивные отходы (табл. 13).

Таблица 13Классификация жидких и твердых радиоактивных отходовКатегория отхо-

довУдельная активность

кБк/кгβ-излучатели

α-излучатели(крометрансурано-вых)

трансурановыерадионуклиды

низкоактивные до 103 до 102 до 101

среднеактивные от 103 до107

от 102 до 106 от 101 до 105

высокоактивные свыше 107 свыше106 свыше 105

Общая схема закрытого ЯТЦ в атомной энергетике представ-лена на рис. 13.

Рис. 13. Закрытый ядерный топливный цикл в атомной энергети-ке (ОТСВ – отработанные тепловыделяющие сборки, РАО – ра-

диоактивные отходы)

Разомкнутый ЯТЦ исключает переработку отработанногоядерного топлива (ОЯТ), которое после извлечения из реактораи выдержки поступает на хранение (в случае отдаленных пер-спектив его утилизации) или на окончательное захоронение.Следует отметить, что этот цикл является низкоэффективным вплане использования делящихся материалов. Общая схема за-крытого ЯТЦ представлена на рис. 15.

80

Преимуществом замкнутого ЯТЦ является возврат в энер-гетику дорогостоящих делящихся материалов — урана и плуто-ния, что позволяет обеспечить атомную энергетику топливом надлительное время, а также сократить количество высокоактив-ных отходов, подлежащих захоронению. К недостаткам цикласледует отнести наличие опасного радиохимического производ-ства по переработке облученного ядерного горючего, а, следо-вательно, возможность неконтролируемого распространенияделящихся материалов (239Рu и др.).

Рис.14. Технологические операции замкнутого ЯТЦ

81

Рис.15. Открытый ядерный топливный цикл

К преимуществам открытого ЯТЦ относится его более ко-роткая технологическая схема и отсутствие радиохимическогопроизводства, являющегося РОО и источником радиационногозагрязнения окружающей среды. В открытом ЯТЦ радиоактив-ные вещества (топливные сборки с ТВЭЛами) при хранении на-ходятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке, что пре-пятствует их распространению в окружающей среде, в том числеи в случае нештатных ситуаций. Также нет необходимости взначительных капитальных затратах и эксплуатационных расхо-дах, связанных с радиохимическим производством и последую-щим его выводом из эксплуатации. В то же время захоронениеОЯТ позволяет рассматривать его в качестве ресурса и не ис-ключает вовлечение его в цикл переработки и утилизации привозникновении потребности и появлении новых технологий.

Недостатки этого цикла связаны с длительностью храненияОЯТ, что обусловливает высокую стоимость хранилищ и поли-гонов для захоронения, трудности обеспечения долговременнойизоляции ТВС, поскольку при длительном хранении имеется ре-альная опасность разрушения ТВЭЛов со всеми вытекающимиотсюда последствиями, необходимость постоянной охраны за-хоронений, поскольку возможность хищения делящихся нукли-дов из захоронений террористами также представляется реаль-ной угрозой, и постоянный контроля состояния хранимых мате-риалов.

Оба цикла являются дорогостоящими и с экономическойточки зрения соизмеримы. В основе выбора того или иного ва-рианта ЯТЦ заложены пять критериев: степень риска для здоро-вья людей и окружающей среды; стоимость переработки ОЯТ,строительства хранилищ и т. п.; соответствие законодательствустраны по ввозу ОЯТ из-за рубежа; соответствие целям нерас-

82

пространения ядерного оружия и ядерных материалов; инфор-мированность населения.

Нужно также отметить, что после выработки своего ресурсареактор остается радиационно опасным объектом, требующимконсервации, а в случаях транспортных объектов различногоназначения – требуется их утилизация и захоронение.

Сопоставляя степени риска при внутренней аварии и внеш-нем воздействии на предприятиях ЯТЦ, эксперты считают извсех звеньев ЯТЦ существующую в настоящее время на пред-приятиях по переработке ОЯТ технологию звеном с максималь-ным риском, что позволяет рекомендовать длительное хранениеотработанных ТВЭЛов как наиболее безопасное решение. Темне менее, если по начальным фазам цикла разногласий у спе-циалистов практически нет, то сравнение вариантов последую-щих стадий циклов с экономической и экологической точек зре-ния, а также с позиций нераспространения ядерного оружия,дает большой разброс в оценках. В связи с этим, в разных стра-нах существуют свои национальные программы, в которых пре-дусмотрена или переработка ОЯТ, или его захоронение, или«отложенное решение» (длительное хранение отработанныхТВЭЛов). Так, из 34 стран, имеющих атомные энергетическиереакторы, только 5 государств перерабатывают ОЯТ на своихрадиохимических производствах: Россия, Англия, Франция, Ин-дия и Япония, – тогда как большинство стран, в т.ч. Испания,Италия, Канада, КНР, Нидерланды, США, Финляндия, ФРГ,Швеция, Швейцария или хранят ОЯТ, или передают его на пе-реработку в другие страны.

6.3. РАДИАЦИОННЫЙ ФАКТОР АЭС В ШТАТНОМ РЕЖИМЕ

В штатном режиме АЭС являются источником радиационно-го воздействия на окружающую среду. Это низкоактивные водыпрачечных спецодежды и низкоактивные растворы, образую-щиеся в случае дезактивации помещений и оборудования, не-значительные количества осколочных радиоизотопов аргона,трития, йода и др., а также изотопа инертного газа криптона 85Kr(β- и γ-излучатель с периодом полураспада 10,7 года), выбрасы-ваемого с вентиляционными газами в атмосферу. Но посколькувыбросы АЭС, а также и других предприятий относящихся кРОО, регулируются крайне жесткими нормами, допустимые вы-

83

бросы этих объектов практически не меняют радиационную об-становку в зоне их действия. Именно это обусловливает мини-мальное влияние АЭС на радиационную нагрузку на человека(рис.16). Так, при штатной работе АЭС выбросы радиоактивныхэлементов в атмосферный воздух и водную среду весьма не-значительны, и в среднем они в 2-4 раза меньше, чем радиаци-онные выбросы тепловой электростанции равной мощности.Можно также отметить, что до Чернобыльской аварии 400 энер-гоблоков, работавших в мире и обеспечивавших более 17 %электроэнергии, увеличили природный естественный радиоак-тивный фон не более чем на 0,02 %.

Рис. 16. Доля различных источников ионизирующих излучений всуммарном воздействии на человека

В качестве примера можно привести радиационную обста-новку в зоне наблюдений Белоярской АЭС в 2013 году. В районеАЭС мощность экспозиционной дозы находилась в пределах 9-15 мкР/час, что сопоставимо со средними значениями (11мкР/час) для Свердловской области и территории наблюденийУральского УГМС. Среднегодовые данные по атмосферным вы-падениям в 100 и 30 километровых зонах составили 0,42 Бк/м2 всутки, а в г. Заречный, непосредственно примыкающем к СЗЗАЭС, величина выпадений составила 0,53 Бк/м2 в сутки. Средне-годовые значения выпадений для всего Уральского региона со-ставили 0,44 Бк/м2 в сутки.

84

В водных объектах, подверженных влиянию БелоярскойАЭС (Белоярское вдхр. и р. Пышма), содержание в воде радио-изотопа 137Cs составило, соответственно, 0,013 и 0,006 Бк/л.Следует отметить, что для питьевой воды, с точки зрения ра-диационной безопасности, нормами предусмотрено использова-ние ее без ограничений в случае, если ее удельная α- и β-активность не превышает 0,2 и 1,0 Бк/кг соответственно.

Все это обусловливает отсутствие значимого вклада Бело-ярской АЭС в структуру суммарной дозы облучения населенияСвердловской области, где основную роль играют медицинская(10,52 %) и природная (89,29 %) составляющие. Тем не менее,АЭС является мощным радиационно опасным объектом со все-ми вытекающими из этого требованиями безопасности.

Контрольные вопросы1. Что такое радиационно опасный объект и на какие кате-

гории они подразделяются?2. Что такое санитарно-защитная зона и зона наблюдения и

для каких категорий радиационно опасных объектов их уста-навливают?

3. Какие основные типы ядерных энергетических реакторовсуществуют и как осуществляют управление цепной реакциейделения?

4. Что такое ядерный топливный цикл? Какие принципы ле-жат в основе закрытого и открытого циклов?

5. Каковы преимущества и недостатки открытого и закрыто-го ядерных топливных циклов?

6. Охарактеризуйте влияние АЭС работающей в штатномрежиме на радиационную обстановку в зоне ее влияния (напримере БАЭС).

7. Каков вклад атомной энергетики в формирование сум-марного воздействия ионизирующей радиации на человека?

85

7. РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ

Среди техногенных источников ЧС наибольшую опасностьпо тяжести поражения и масштабам долговременности действияпоражающих факторов представляют радиационные катастро-фы. Специфика поражающих факторов радиационной авариисвязана, с одной стороны, с широким диапазоном скоростейнарастания опасности (от практически мгновенного до дляще-гося от нескольких часов до нескольких суток), а с другой – смасштабностью и длительностью их воздействия. Поэтому за-щита персонала РОО, населения и окружающей среды от воз-действия поражающих факторов радиационных аварий (РА)должна быть заблаговременной и масштабной, а при возникно-вении аварии – оперативной и, одновременно, носить долго-срочный характер.

Особенности РА заключаются еще и в том, что поражаю-щие факторы аварии специфичны для каждой ее стадии. Так, вранней фазе аварии поражающим фактором является внешнееоблучение от радиоактивных продуктов факела выброса и об-разованного им облака, в следующей фазе поражение связано свнешним облучением в случае нахождения на загрязненнойтерритории. Далее поражающий фактор связан с внутреннимоблучением организма в результате ингаляционного посту-пления радиоактивных аэрозолей, а после опасность представ-ляют загрязненные радиоизотопами продукты питания ивода, также определяющие внутреннее облучение.

Для окружающей среды поражающим фактором в случаерадиационной аварии является радиационное загрязнение тер-ритории, создающее опасность для любого вид деятельности,как непосредственно для человека, так и косвенно, например,при производстве сельскохозяйственной продукции.

В соответствии с Федеральным законом «О радиационнойбезопасности населения» под радиационной аварией пони-мается потеря управления источником ионизирующего излуче-ния, вызванная неисправностью оборудования, неправильнымидействиями работников (персонала), стихийными бедствиямиили иными причинами, которые могли привести или привели коблучению людей выше установленных норм или к радиоактив-ному загрязнению окружающей среды.

86

7.1. ФАЗЫ РАЗВИТИЯ АВАРИИ

Радиационной аварии (как и любой аварии на опасном про-изводстве) предшествует аварийная ситуация, являющаяся ре-зультатом единичных отказов, легко устраняемых в штатныхусловиях и не ведущих к переходу аварийной ситуации в ава-рию. Такой переход возможен в случае накопления дефектов воборудовании или из-за ведения технологического процесса сотклонениями от регламента. Сами дефекты и отклонения могутдо определенного предела не представлять угрозы, но при оп-ределенных обстоятельствах могут привести к аварии.

В радиационной аварии различают четыре фазы развития:начальную, раннюю, промежуточную и позднюю (восстанови-тельную).

Начальная фаза аварии является периодом времени,предшествующим началу выброса РАИ и поступления потокаИИ в окружающую среду. В этот период обнаруживается воз-можность облучения населения за пределами СЗЗ предприятия.В некоторых случаях эта фаза, в силу своей скоротечности,практически не существует. На следующем этапе (ранняя фаза)аварии происходит выброс радиоактивных веществ в окружаю-щую среду и формирование определяемой им радиационнойобстановки в местах проживания или нахождения населения.Продолжительность этого периода различна и может состав-лять период от нескольких минут до нескольких часов при разо-вом выбросе и до нескольких суток в случае, если выброс про-должительный. При прогнозировании в случае разового выбросапродолжительность ранней фазы аварии принимают равной 1суткам. Период, в течение которого дополнительное поступле-ния радиоактивности из источника выброса в окружающую средуотсутствует, и в течение которого принимаются решения о вве-дении или продолжении ранее принятых мер радиационной за-щиты, основанные на проведенных измерениях содержаний ра-диоактивных веществ в окружающей среде и оценок доз внеш-него и внутреннего облучения населения, относится к промежу-точной стадии аварии. Начинается он с первых часов с моментавыброса и длится (в зависимости от ситуации) от несколькихсуток до нескольких недель. При прогнозировании длительностипромежуточной стадии в случае разового выброса ее оцениваютв 7-10 суток. Время, в течение которого для населения происхо-дит возврат к условиям нормальной жизни, определяет фазу

87

восстановления (поздняя фаза аварии). В зависимости от раз-личных факторов (количественная и качественная характери-стика выброса, особенности и площадь загрязненной террито-рии и др.), эта фаза может иметь продолжительность от не-скольких недель до нескольких десятилетий

7.2. КЛАССИФИКАЦИИ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

Существуют различные классификации радиационных ава-рий, базирующихся на характере РОО, масштабах произошед-шего загрязнения, тяжести последствий и т.п. В соответствии сграницами, определяющими зоны распространения радиоактив-ного загрязнения и масштабами радиационных последствий,выделяют 6 типов аварий на АЭС:

- локальная, при которой радиационные последствия невыходят за пределы объекта, однако возможно облуче-ние персонала и загрязнение зданий и сооружений, находящих-ся на территории АЭС, выше уровней, предусмотренных нор-мальной эксплуатацией;

- местная, когда радиационные последствия аварии огра-ничены пределами поселка, примыкающего к СЗЗ, и населен-ными пунктами, находящимися в районе расположения АЭС. Вэтом случае возможно облучение персонала и населения вышеуровней, предусмотренных режимом нормальной эксплуатации;

- при территориальной аварии ее радиационные послед-ствия не выходят за пределы территории субъекта РоссийскойФедерации, где находится АЭС и, как правило, включают не ме-нее двух административно-территориальных единиц субъекта. Вэтом случае не исключено облучение персонала станции и на-селения этих административно-территориальных единиц субъ-екта Российской Федерации выше уровней, предусмотренныхрежимом нормальной эксплуатации станции;

- региональная авария своими радиационными последст-виями затрагивает пределы не менее двух субъектов Россий-ской Федерации и приводит к облучению населения и радиаци-онному загрязнению окружающей среды выше уровней, уста-новленных для режима нормальной эксплуатации;

- в том случае, если при региональной аварии численностьнаселения, получившего дозу облучения выше уровня, преду-смотренного режимом нормальной эксплуатации станции, пре-

88

высит 500 человек, или у более чем 1000 человек могут бытьнарушены условия жизнедеятельности, или материальныйущерб от аварии превысит 5 млн. минимальных размеров опла-ты труда, то такая авария будет считаться федеральной;

- при трансграничной аварии ее радиационные последст-вия выходят за пределы Российской Федерации, или рассмат-риваемая авария произошла за рубежом и ее последствия за-трагивают территорию Российской Федерации.

Международным агентством по атомной энергетике (МА-ГАТЭ) на основе систематического анализа ЧС на радиационноопасных объектах была разработана международная шкалаоценки ядерных и радиологических событий – ИНЕС (табл.14).

Эта шкала подразделяет аварии на радиационно опасныхобъектах по характеру и масштабам последствий, а некоторые ипо вызвавшим их причинам. В соответствии с этой шкалой, со-бытия классифицируются по семи уровням: на уровнях 4-7 ониназываются «авариями», а на уровнях 1-3 – «инцидентами».События, не существенные с точки зрения безопасности, клас-сифицируются как «событие ниже шкалы/уровень 0». События,не имеющие отношения к безопасности, связанной с излучения-ми или обеспечением ядерной безопасности, не классифициру-ются по данной шкале. В целях информирования общественно-сти о событиях, каждый уровень событий по шкале ИНЕС имеетстрого определенное наименование. В порядке возрастающейтяжести это: «аномалия», «инцидент», «серьезный инцидент»,«авария с локальными последствиями», «авария с широкимипоследствиями», «серьезная авария» и «крупная авария». Вшкалу заложен принцип возрастания величины примерно напорядок с каждым уровнем шкалы (т.е. шкала является лога-рифмической). По сфере воздействия события в шкале подраз-деляются на три различных класса: воздействие на людей и ок-ружающую среду; воздействие на радиологические барьеры иконтроль на установках; и воздействие на глубокоэшелониро-ванную защиту.

89

Таблица 14Международная шкала ядерных и радиологических событий

(ИНЕС)Описание со-бытия и уро-вень ИНЕС

Люди и окружающаясреда

Радиологическиебарьеры и кон-

троль

Глубокоэшелони-рованная защита

Крупная ава-рия.Уровень 7

- Крупный выброс радио-активного материала собширными последст-

виями для здоровья че-ловека и окружающей

среды, требующий осу-ществления запланиро-ванных и длительных

контрмер.

Чернобыль, 1986 г.

Серьезнаяавария. Уро-вень 6

- Значительный выбросрадиоактивного мате-

риала, который, вероят-но, потребует осуществ-ления запланированных

контрмер.

Уиндскейл,Великобритания,1957 г.

Авария с широ-кими последст-виями.Уровень 5

- Ограниченный выбросрадиоактивного мате-риала, который, вероят-но, потребует осуществ-ления некоторых запла-нированных контрмер.- Несколько смертныхслучаев от облучения.

- Тяжелое повреж-дение активной зоныреактора.- Выброс большихколичеств радиоак-тивного материала впределах установкис высокой вероятно-стью значительногооблучения населе-ния. Он может бытьвызван крупной ава-рией с возникнове-нием критичностиили пожаром.

Три-Майл-Айленд,США,1979 г.

90

Описание со-бытия и уро-вень ИНЕС

Люди и окружающаясреда

Радиологическиебарьеры и кон-

троль

Глубокоэшелони-рованная защита

Авария с ло-кальными по-следствиями.

Уровень 4

- Небольшой выбросрадиоактивного мате-риала, при котором малавероятность того, чтопотребуетсяосуществление заплани-рованных контрмер по-мимо мер по контролю запищевыми продуктами наместном уровне.- По меньшей мере одинсмертный случай от об-

лучения.

- Расплавление топ-лива или поврежде-ние топлива, в ре-зультате которогопроизошел выбросболее чем 0,1%общего количестватоплива активнойзоны.- Выброс значитель-ных количеств ра-диоактивногоматериала в преде-лах установки с вы-сокой вероятностьюзначительного облу-чения населения.

Сант-Лаурент,Франция, 1980 г.

Серьезныйинцидент.Уровень 3

- Облучение, в десятьраз превышающее уста-новленныйгодовой предел для ра-ботников.- Нелетальный детерми-нированный эффект дляздоровья (например,ожоги) от облучения.

- Мощность доз об-лучения в рабочейзоне превышает1 Зв/ч.- Сильное радиоак-тивное загрязнениев зоне, непредусмотреннойпроектом, с низкойвероятностьюзначительного облу-чения населения.

- Близкий к авариислучай на АЭС, когдане сохраняютсясредства обеспече-ния безопасности.- Утерянный илипохищенный высоко-радиоактивныйзакрытый источник.Доставленный не поназначению высоко-радиоактивныйзакрытый источникпри отсутствии над-лежащей инструкциипо обращению с ним.

Ванделгос,Испания,1989 г.

91

Описание со-бытия и уро-вень ИНЕС

Люди и окружающаясреда

Радиологическиебарьеры и кон-

троль

Глубокоэшелони-рованная защита

Инцидент.Уровень 2

- Облучение лица из на-селения, превышающее10 мЗв.- Облучение работника,превышающее установ-ленные годовые преде-лы.

- Уровни излучения врабочей зоне экс-плуатациипревышают 50мЗв/ч.- Значительное ра-диоактивное загряз-нение в пределахустановки, распро-странившееся назону, непредусмотреннуюпроектом.

- Значительные отка-зы средств обеспе-чения безопасности,но без фактическихпоследствий.- Обнаружен высоко-радиоактивный за-крытый бесхозныйисточник, устройствоили транспортнаяупаковка, при этомсредства обеспече-ния безопасностисохраняются.- Нарушение упако-вочного комплектавысокорадиоактивно-го закрытого источ-ника.

Аномалия.Уровень 1

- Переоблучениелица из населения,превышающееустановленные годо-вые пределы.- Небольшие про-блемы с элементамиобеспечениябезопасности – приэтом сохраняетсяработоспособнойзначительная частьглубокоэшелониро-ванной защиты.- Утерянный илипохищенный радио-активный источник,устройство илитранспортная упа-ковка низкого уровняактивности.

Не существенно для безопасности (событие ниже шкалы/уровень 0)

Аварии на РОО подразделяют на проектные РА, т.е. тедля которых в конкретном проекте учтены допустимые отклоне-ния и аварийные события, а также предусмотрены системыбезопасности, ограничивающие развитие аварии до определен-ного предела. Проектные аварии максимального характера

92

отличаются наиболее тяжелыми исходными событиями, обу-словливающими возникновение аварийного процесса на данномобъекте, что приводит к максимально возможным радиацион-ным последствиям в рамках установленных проектных преде-лов.

Любой проект АЭС предусматривает наличие барьеровбезопасности, нарушение которых в результате тех или иныхсобытий, служит причиной проектных аварий. К таковым отно-сятся нарушение герметичности оболочек ТВЭЛов, которое мо-жет произойти как в силу механических повреждений, так и врезультате перегрева из-за нарушения температурного режима.Вследствие нарушения этого барьера происходит проникнове-ние осколочных элементов в теплоноситель. В такой ситуацииих дальнейшее распространение ограничивает сам корпус реак-тора. Развитие аварийной ситуации, связанное с дальнейшимраспространением радиоактивных продуктов деления в окру-жающую среду, ограничивается защитной конструкцией самогореактора, служащей следующим барьером безопасности, функ-цией которого является максимальная локализация выброса.

В тех случаях, когда возникновение аварии происходит врезультате неучтенных проектом факторов и событий (дополни-тельные причины отказа оборудования и систем безопасности,ошибочные действия персонала и т.п.), они, как правило, приво-дят к тяжелым (вплоть до катастрофических) последствиям и ихотносят к категории запроектных РА. В этих ситуациях при на-рушении контроля цепной реакции может произойти взрыв, как врезультате резкого изменения теплового режима в активной зо-не реактора, так и в результате протекания в нештатных усло-виях химических реакций, приводящих к образованию взрыво-опасных продуктов.

Следует отметить, что причинами РА могут быть и внешниефакторы воздействия, которые или не всегда в должной мереучитываются при создании проекта, или вообще не могут бытьпредусмотрены. К таким факторам можно отнести опасные при-родные явления (землетрясения, цунами и т.д.), военные дейст-вия, терроризм и т.п. В качестве положительного примера можнопривести АЭС, сохранившую работоспособность после катаст-рофического землетрясения в Армении, а в качестве другого –аварию на АЭС Фукусима. Как правило, аварии такого типаимеют тяжелые последствия.

93

Эксплуатация действующих АЭС в России осуществляетсяв соответствии с существующими правилами и нормами безо-пасности. Накопленный опыт эксплуатации станций и анализпричин и последствий произошедших на них аварий, позволилразработать и реализовать практические мероприятия по по-вышению их надежности и безопасности, с учетом фактическогосостояния и особенностей каждого конкретного энергоблока.Однако на настоящий момент станции не имеют процедурно за-конченных обоснований безопасности и анализа возможных по-следствий аварийных ситуаций.

Отрицательным моментом в ситуации с АЭС в РФ являетсято, что большинство из них расположены в густонаселенной Ев-ропейской части страны, а в их 30-километровых зонах прожи-вает более 4 миллионов человек.

Положение усугубляется тем, что на сегодня для большин-ства АЭС характерна высокая степень износа основных произ-водственных фондов (свыше 65%) и слабо ведутся работы помодернизации, ремонту и профилактике оборудования. Такжевызывает тревогу падение производственной и технологическойдисциплины, обусловленное социальными причинами. Но можноотметить, что вероятность запроектных аварий на АЭС в РФ, вцелом, значительно не уменьшилась. Вероятность тяжелой РА,связанной с активной зоной реактора, для работающих в на-стоящее время АЭС находится на уровне 10-4-10-5 на один реак-торо-год. С учетом того, что в настоящее время в РФ функцио-нируют 10 АЭС с 32 энергоблоками, расчетная частота аварий6-го и 7-го уровней по шкале ИНЕС находится в пределах 30-40лет. Для реакторов следующего поколения вероятность такихаварий закладывается в проекте при расчетах не выше 10-7 наодин реакторо-год, что снижает частоту аварий указанного вышеуровня на два порядка.

Оценивая другие звенья ЯТЦ с позиций их аварийности испецифики радиационного воздействия, следует отметить, чтона предприятиях по добыче урановой руды и ее обогащениюаварии связаны, главным образом, с просыпями урановой рудыили концентрата при транспортировке и проливами урансодер-жащих растворов при авариях на трубопроводах и, как правило,не носят катастрофического характера и не требуют экстренныхмер по защите населения и ликвидации их последствий, чтосвязано с малой активностью перерабатываемого сырья.

94

На предприятиях ЯТЦ по разделению изотопов урана ипроизводству ядерного горючего возможны аварии следующегохарактера:

- самоподдерживающая цепная реакция деления (СЦР) припроведении работ с растворами, порошками и изделиями изурана и его соединений;

- взрывы с выбросом радиоактивных материалов в окру-жающую среду;

- разливы урансодержащих растворов;- пожары с возгоранием урансодержащих соединений и их

выбросом в окружающую среду.Наибольшую опасность из них, в плане воздействия на на-

селение, представляют газовые и аэрозольные выбросы в ре-зультате СЦР, содержащие продукты деления урана, а такжевзрывы и пожары на различных участках технологических про-цессов.

На предприятиях ЯТЦ, осуществляющих переработкуотработанного ядерного топлива (т.н. радиохимические заво-ды), производят разделку ТВЭЛов, растворение топлива и вы-деление из растворов урана, плутония и осколочных радиоизо-топов (цезия, стронция и других). В процессе работы этих пред-приятий образуются радиоактивные отходы, требующие хране-ния, обработки и захоронения. В силу специфики используемыхтехнологических процессов и особенностей перерабатываемогоматериала, основными причинами аварий на радиохимическихзаводах являются термохимические взрывы с выбросами из ап-паратуры и оборудования (том числе и за пределы СЗЗ) техно-логических материалов, содержащих уран, плутоний и осколоч-ные радиоизотопы. На радиохимических заводах могут происхо-дить и аварии, связанные с РАО. Так, часть РАО радиохимиче-ских заводов и других производств направляются на объектызахоронения. Перед захоронением они, как правило, подверга-ются дополнительной переработке. Низко- и среднеактивныеотходы, характеризующиеся большими объемами, направляют-ся на переработку, общей тенденцией которой является макси-мально возможное уменьшение их объема при помощи техноло-гических процессов сорбции, коагуляции, выпаривания, прессов-ки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум,смолы и т.д.). Хранение низко- и среднеактивных отходов осу-ществляется в бетонных емкостях с последующим захоронени-ем в естественных и искусственных полостях. Высокоактивные

95

отходы выдерживают во временных хранилищах и, по истеченииопределенного времени, их отправляются на переработку и за-хоронение. Наиболее вероятной причиной радиационных ава-рий на объектах переработки и хранения РАО являются взрывыс выбросом содержимого технологических аппаратов, в том чис-ле и за пределы СЗЗ.

Радиохимические заводы относятся к особо опасным про-изводствам, поскольку радиационные аварии на них могут но-сить крупномасштабный характер, что обусловлено наличиембольшого количества специфических факторов, определяющихпотенциальную опасность радиохимических предприятий. К та-ким факторам можно отнести:

- неконтролируемое накопление делящихся веществ на от-дельных стадиях технологических процессов;

- образование в ходе производственных процессов взрыво-пожароопасных газовых смесей;

- большое количество самовоспламеняющихся материа-лов;

- наличие в технологии химических процессов, происходя-щих с выделением большого количества тепла;

- использование оборудования с опасной геометрией и дру-гие.

Так, за 40 лет на радиохимических заводах произошло бо-лее 20 серьезных аварий, большая часть которых – вследствиенеконтролируемых физико-химических процессов, а меньшая –в результате развития самопроизвольной цепной ядерной реак-ции.

В цепочке ЯТЦ значительные радиационные последствиямогут иметь аварии, связанные с транспортировкой ядерныхматериалов, таких как отработанное ядерное топливо (ОЯТ) игексафторид урана. При этом, наиболее опасные ситуации вэтих случаях могут возникнуть при попадании контейнеров сэтими материалами в зону пожара.

Учитывая то обстоятельство, что среди ЧС, связанных савариями на техногенных источниках, наибольшую опасность потяжести поражения, масштабам и длительности действия по-ражающих факторов представляют радиационные аварии, во-просам защиты населения и территорий в этих обстоятельствахуделяется особое внимание.

96

Контрольные вопросы1. Что понимается под радиационной аварией?2. Каковы особенности поражающего фактора при радиаци-

онной аварии?3. Дайте характеристику фаз развития радиационной ава-

рии.4. Что такое шкала ИНЕС и как по ней классифицируются

радиационные аварии на АЭС?5. Расшифруйте понятия проектной и запроектной аварий.6. Опишите особенности аварий на добывающих предпри-

ятиях ЯТЦ.7. Каковы особенности радиационных аварий на предпри-

ятиях ЯТЦ осуществляющих переработку облученного ядерноготоплива?

97

8. ЗАЩИТА НАСЕЛЕНИЯ И ТЕРРИТОРИИПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

В случае радиационной аварии, повлекшей за собой за-грязнение обширной территории, по результатам контроля ипрогноза обстановки устанавливают зону аварии, в которойосуществляют контроль ситуации и проводят мероприятия поснижению радиационных нагрузок на население. Контроль заразвитием аварийной ситуации, защитой персонала и аварий-ных бригад осуществляется администрацией организации. Кон-троль за облучением населения в зоне аварии осуществляюторганы местной власти и государственного надзора за радиаци-онной безопасностью.

Система защитных мероприятий, осуществляемых при ра-диационной аварии, направлена, в первую очередь, на сохране-ние жизни и здоровья человека и предотвращение или снижениерадиационного загрязнения окружающей среды. При масштаб-ных РА и радиоактивных загрязнениях осуществляются мерызащиты населения, выражающиеся в переселении, дезактива-ции, ограничении в питании, водоснабжении, ведении хозяйст-венной деятельности и т.п. Такие меры могут приводить к нега-тивным психологическим эффектам, нарушению здоровья, ма-териальным потерям, ущербам экологического характера и т.п.В связи с этим, осуществляемые меры защиты (вмешательство)должны учитывать эти последствия и базироваться на принци-пе обоснования (вмешательство должно принести большепользы, чем вреда, как обществу, так и лицам, подвергшимсяоблучению) и принципе оптимизации (вмешательство по мас-штабам, форме и длительности должно обеспечивать макси-мальное превышение пользы от снижения дозовой нагрузки нанаселение над ущербом, связанным с проведением этих меро-приятий).

При планировании защитных мероприятий на случай РАфедеральный орган исполнительной власти, уполномоченныйосуществлять надзор, и его территориальные подразделенияустанавливают уровни вмешательства (мощности доз, уровнизагрязнения) для конкретного РОО, с учетом имеющихся ситуа-ционных условий, вероятных типов аварий и сценариев их раз-вития и складывающейся в результате радиационной обстанов-ки.

98

Общий перечень мероприятий по защите населения, поми-мо локализации источников ионизирующего излучения, осуще-ствляемой силами службы радиационной безопасности пред-приятия и МЧС, включает в себя:

- укрытие населения в сооружениях коллективной защиты,- использование средств индивидуальной защиты,- йодную профилактику,- в случае необходимости – эвакуация и отселение,- дезактивация,- рекультивация.На ранней и промежуточной стадиях аварий главными це-

лями мер радиационной защиты населения являются исключе-ние или снижение дозовых нагрузок от внешнего облучения, ра-диоактивного загрязнения кожных покровов и одежды людей,предотвращение и снижение поступления радионуклидов черезорганы дыхания, и, в отдельных случаях, через органы пищева-рения. В случае достаточной продолжительности начальной фа-зы РА предпринимаются такие предупреждающие меры защитынаселения, как его укрытие в убежищах или укрытиях, обеспече-ние средствами индивидуальной защиты и профилактическимирадиозащитными препаратами (йодная профилактика). В тече-ние этой фазы осуществляют организационные эвакуационныемероприятия.

Планирование защитных мер базируется на критериях НРБ.Так, срочное вмешательство требуется в том случае, если пред-полагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигнетуровней, при превышении которых возможно проявление де-терминированных эффектов (табл. 15).

Таблица 15Прогнозируемые уровни облучения, при которых необхо-

димо срочное вмешательствоОрган или ткань Поглощенная доза в органе

или ткани за 2 суток, Гр/радВсе тело 1/100Легкие 6/600Кожа 3/300

Щитовидная железа 5/500Хрусталик глаза 2/200

Гонады 3/300Плод 0,1/10

99

Под вмешательством понимают защитные мероприятия,применяемые к человеку, а не к источнику излучения, влекущиеза собой нарушения нормальной жизнедеятельности, хозяйст-венного и социального функционирования территории.

Защитные мероприятия являются обязательными при хро-ническом облучении в течение всей жизни, если дозовые на-грузки превышают значения, указанные в таблице 16. Превыше-ние этих значений приводит к серьезным детерминированнымэффектам.

Таблица 16Уровни вмешательства при хроническом облученииОрган или ткань Годовая поглощенная доза, Гр/рад

Гонады 0,2/20Хрусталик глаза 0,1/10

Красный костный мозг 0,4/40

Для временного отселения нормами определены следую-щие уровни вмешательства:

- начало временного отселения – 30 мЗв/месяц,- окончание временного отселения – 10 мЗв/месяц.В том случае, если прогнозируемая накопленная доза будет

превышать указанные уровни в течение года, необходимо ре-шать вопрос об отселении на постоянное место жительства.

В тех случаях, когда авария привела к радиоактивному за-грязнению обширной территории, на основании результатовконтроля и прогноза обстановки, устанавливают зону радиаци-онной аварии, в которой ведут контроль радиационной ситуа-ции и проводят мероприятия по снижению уровней облучениянаселения. В случае крупной аварии с радиоактивным загрязне-нием территории, решение о мерах защиты населения прини-мают на основании сравнения прогнозируемой дозы, предот-вращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения суровнями А и Б таблиц 17 и 18.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным ме-роприятием, не превосходит уровень А – нет необходимости ввыполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальнойжизнедеятельности населения, а также хозяйственного и соци-ального функционирования территории.

100

Таблица 17Критерии для принятия неотложных решений в начальном

периоде радиационной аварииМеры за-щиты

Предотвращаемая доза за первые 10 суток,мГр/мрад

На все тело Щитовидная, железа, лег-кие, кожа

УровеньА

Уровень Б Уровень А Уровень Б

Укрытие 5/500 50/5000 50/5000 500/50000Йодная

профилак-тика:

взрослыедети

--

--

250/25000100/10000*

2500/2500001000/1000000*

Эвакуация 50/5000 500/50000 500/50000 5000/5000000* только для щитовидной железы

Таблица 18Критерии для принятия решений об отселении и ограниче-

нии потребления загрязненных пищевых продуктовМеры защиты Предотвращаемая эффективная доза,

мЗвУровень А Уровень Б

Ограничение по-требления загряз-ненных пищевых

продуктов и питье-вой воды

5 за первый год и 1в год в последую-

щие годы

50 за первый год и10 в год в после-

дующие годы

Отселение 50 за первый год 500 за первый год1000 за все время отселения

Если предотвращаемое защитным мероприятием облуче-ние населения превосходит уровень А, но не достигает уровня Б– решение о выполнении защитных мероприятий принимается всоответствии с принципами обоснования и оптимизации, с уче-том конкретной обстановки и местных условий. Если же уровеньоблучения, предотвращаемого защитным мероприятием, дости-гает и превосходит уровень Б, то необходимо выполнение соот-ветствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением

101

нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного исоциального функционирования территории.

Решения об ограничении потребления населением загряз-ненных продуктов питания в первый год после аварии принима-ются в соответствии с нормативами, приведенными в таблице19. по вышеизложенной схеме.

Таблица 19Критерии для принятия решений об ограничении потребле-ния загрязненных продуктов питания в первый год после

возникновения аварииРадионуклиды Удельная активность радионуклида в

пищевых продуктах кБк/кгУровень А Уровень Б

J131, Cs137, Cs134 1 10Sr90 0,1 1,0

Pu238, Pu239, Am241 0,01 0,1

8.1. МЕТОДЫ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ

Используемые методы защиты населения связаны (как ска-зано ранее) с защитой временем, расстоянием и экраниро-ванием и использованием различных средств защиты населе-ния.

Защита расстоянием реализуется установлением вокругРОО защитных зон.

I – санитарно-защитная зона радиусом 3 км,II – зона возможного опасного загрязнения радиусом 30 км,III – зона наблюдения радиусом 50 км,IV – зона проведения защитных мероприятий радиусом 100

км.Создание защитных зон является заблаговременным за-

щитным мероприятием. Так, в 30-километровой зоне должныпроводиться профилактические и подготовительные работы наслучай аварии. Несмотря на то, что площадь загрязнения можетвыходить за пределы этой зоны, в начальные фазы аварии (ми-нуты и часы) ее создание значительно облегчит защиту населе-ния, т.к. опасность возникает в непосредственной близости отАЭС. К основным профилактическим мероприятиям в 30-километровой зоне относятся: установка систем контроля ра-диационной обстановки и локальных систем оповещения, строи-

102

тельство защитных сооружений и создание запасов медикамен-тов и СИЗ, необходимых для населения и персонала РОО.

К оперативным мероприятиям в аварийных ситуациях с ра-диоактивным загрязнением больших территорий, после прове-дения контроля и прогноза радиационной обстановки, относитсяустановление зоны радиационной аварии (ЗРА), на которойсуммарное внешнее и внутреннее облучение за первый год по-сле аварии может превысить по населенному пункту 5 мЗв. Ус-танавливаемая зона радиационного контроля с годовой эффек-тивной дозой в пределах 1 – 5 мЗв, не относится к ЗРА. В зонерадиационной аварии, кроме наблюдения за радиоактивностьюобъектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукциии определения доз внутреннего и внешнего облучения для кри-тических групп населения, осуществляют мероприятия по сни-жению дозовых нагрузок, а также различные активные меры за-щиты.

Зону радиационной аварии на ее ранней и промежуточныхстадиях делят на три зоны:

- зона ограниченного проживания населения, где годо-вая эффективная доза находится в пределах от 5 до 20 мЗв. Вэтой зоне проводят мероприятия, связанные с защитой населе-ния, аналогичные проводимым в зоне радиационного контроля.Помимо этого, с населением ведется разъяснительная работа ориске ущерба здоровью, связанном с радиационным фактором,

- зона добровольного отселения населения, в которойгодовая эффективная доза находится в пределах от 20 до 50мЗв. В этой зоне ведут радиационный мониторинг населения иобъектов окружающей среды, а также осуществляют необходи-мые меры радиационной и медицинской защиты и оказываютнеобходимую помощь в случаях добровольного переселениижителей за пределы этой зоны,

- зона отселения, где годовая эффективная доза превы-шает 50 мЗв. Будучи наиболее радиоактивно загрязненной зо-ной, она на время остается территорией, где могут находитьсяаварийно-спасательные формирования, технический персоналобъектов, продолжающих свою производственную деятель-ность, и население, ожидающее своей очереди на отселение всоответствии с государственным планом. С целью обеспечениянеобходимого уровня защиты для всех, находящихся на этойтерритории, проводят ее зонирование по уровням радиоактивно-го загрязнения местности.

103

Таблица 20Зонирование территорий по уровням загрязнения

Наименованиезон

Индекс Доза запервыйгод послеаварии

Мощность до-зы на 1 часпосле аварии

Радиационнойопасности

М 5 рад(50мГр)

14мРад/час

Умеренногозагрязнения

А 50 рад(0,5 Гр)

140 мРад/час

Сильного за-грязнения

Б 500 рад (5Гр)

1,4 Рад/час

Опасного за-грязнения

В 1500 рад(15 Гр)

4,2 Рад/час

Чрезвычайноопасного за-грязнения

Г 5000 рад(50 Гр)

14 Рад/час

На период восстановительной стадии на базе прогнозируе-мых доз устанавливают следующие зоны:

за пределами ЗРА– зона радиационного контроля с годо-вой эффективной дозой в пределах 1-5 мЗв. В этой зоне прово-дят те же мероприятия, что и на ранней и промежуточной стади-ях, внутри ЗРА:

- зона ограниченного проживания населения - с годовойэффективной дозой от 5 до 20 мЗв. В этой зоне проводят те жемероприятия, что и на ранней и промежуточной стадиях;

- зона отселения, где значение годовой эффективной до-зы лежит в пределах 20-50 мЗв. В эту зону запрещен въезддля постоянного проживания, запрещается постоянное про-живание детей и лиц репродуктивного возраста. Здесь ведутрадиационный мониторинг населения и объектов окружающейсреды и осуществляют необходимые мероприятия, связанные срадиационной и медицинской защитой;

104

- зона отчуждения, в которой годовая эффективная дозапревышает 50 мЗв. В этой зоне запрещено постоянное прожи-вание, а хозяйственная деятельность и природопользованиерегулируется специальными актами. Мониторинг и защита рабо-тающих осуществляется с обязательным индивидуальным до-зиметрическим контролем.

8.2. СРЕДСТВА КОЛЛЕКТИВНОЙ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ

Одним из наиболее эффективных методов защиты от иони-зирующих излучений является экранирование.

Метод экранирования реализован в защитных сооруже-ниях, предназначенных для укрытия людей с целью защиты ихжизни и здоровья от воздействия различных поражающих фак-торов, в том числе и для защиты населения от воздействия ио-низирующей радиации. Помимо защиты населения, средстваколлективной защиты могут служить и для размещения органовуправления в случае ЧС. Кроме того, защитные сооруженияслужат местом укрытия, в котором люди пережидают время, не-обходимое для снижения уровня радиации до значений, позво-ляющих произвести безопасную эвакуацию или вернуть населе-ние в свои жилища. Время ожидания может составлять от не-скольких часов до 1-2 суток. Так, после наземного взрыва ядер-ного боеприпаса через 2 суток происходит стократное снижениеуровня радиации на местности.

Имеются различные классификации защитных сооруженийв зависимости от их назначения, местоположения, защитныхсвойств, времени возведения, степени обустройства и т.д. Сточки зрения возможностей защиты людей от радиационноговоздействия средства коллективной защиты подразделяютсяследующим образом.

Убежища. Представляют собой сложные инженерные со-оружения герметичного типа, которые, в зависимости от вме-стимости, делятся на малые (до 150 человек), средние (от 150до 45 человек) и большие (свыше 450 человек). Сооруженияэтого типа позволяют в максимальной степени защитить нахо-дящихся там людей от поражающих факторов ядерного взрыва(ударная волна, световое излучение, проникающая радиация,радиационное загрязнение), а также от отравляющих веществ ибиологического оружия. Конструкционные и прочностные харак-

105

теристики убежищ обеспечивают защиту от воздействия удар-ной волны и светового излучения, используемые строительныематериалы – от проникающего излучения, а система вентиляциии очистки подаваемого воздуха – от радиационного загрязнения.Убежища обеспечиваются системой энерго- и водоснабжения,канализации. Система водоснабжения должна обеспечивать до20 литров воды в сутки на человека, исходя из нормы 3-4 литрана питьевые нужды и умывание. Кроме этого, на каждые 300 че-ловек предусматривается резерв воды 7 м3 (1 м3 на питьевыенужды и 6 м3 на прочие). Системы вентиляции могут иметь раз-личную схему и режимы работы, обеспечивающие по основнымпоказателям комфортное качество воздушной среды в убежище.Поскольку основной характеристикой убежищ являются их за-щитные свойства (в нашем случае это степень радиационнойзащиты), они классифицируются в зависимости от коэффициен-та ослабления проникающей радиации (отношение уровня ра-диации снаружи к уровню радиации внутри убежища) следую-щим образом (табл. 20):

Таблица 21Классы убежищ в зависимости от коэффициента ослабле-

ния ионизирующего излучения№№п/п

Класс убежища Коэффициент ослабления

1 А-I 50002 A-II 30003 A-II 20004 A-IV 10005 A-V 300

Противорадиационные укрытия в сравнении с убежища-ми, представляют собой более легкие защитные сооружения,также предназначенные для защиты, хотя и в меньшей степени,находящихся в них людей от воздействия проникающей радиа-ции, светового излучения, ударной волны, отравляющих ве-ществ, находящихся в капельно-жидком виде и бактериологиче-ского оружия. Как правило, в качестве противорадиационныхукрытий используют подвальные помещения различных зданийи сооружений. Эти защитные сооружения имеют приточно-вытяжную вентиляцию, обеспечиваются водопроводной водой идолжны иметь аварийный запас воды, исходя из нормы 6 л/сут.

106

на человека, а степень защиты от проникающей радиации, кото-рую они обеспечивают, характеризуется коэффициентом защи-ты Кз показывающим кратность ослабления защитным сооруже-нием проникающей радиации. Для обеспечения отдыха находя-щихся в сооружении людей устраиваются двухъярусные нары.Кроме того, в укрытии необходимо обеспечить телефоннуюсвязь и возможность получения информации по городской илиместной радиотрансляционной сети.

Значения коэффициентов защиты, обеспечиваемой проти-ворадиационными укрытиями, находятся в пределах от несколь-ких десятков до нескольких сотен. Так, центральная часть под-вала многоэтажного капитального здания обеспечивает коэф-фициент защиты в пределах 500-1000, у периферийных частейаналогичных подвалов коэффициент защиты порядка 200-300.Десятикратный коэффициент защиты обеспечивают подвалыдеревянных домов и необорудованные погреба, тогда как спе-циально оборудованные погреба характеризуются коэффициен-том защиты в пределах 350-400. Как правило, противорадиаци-онные укрытия первой и второй групп (П-1 и П-2), обеспечиваю-щие коэффициент защиты не менее 200 и оборудованные соот-ветствующим образом, устраивают в зонах возможных ядерныхударов и в зонах возможных радиационных поражений. Послед-няя включает 100 километровую зону наблюдений вокруг радиа-ционно опасного объекта, могущего послужить причиной ЧС ра-диационного характера.

Простейшие укрытия являются наиболее доступными идостаточно эффективными средствами защиты от радиационно-го воздействия. В качестве таких средств выступают землянки,земляные щели, обеспечивающие полутора – двукратную защи-ту, а перекрытая земляная щель с использованием бревен, ме-талла, бетонных конструкций и слоем грунта толщиной 60-70 см,обеспечивает 200-300кратную защиту от проникающей радиа-ции.

Использование населением убежищ и различных укрытийсущественно снижает радиационное воздействие на ранней ста-дии РА. Сигналом для населения о необходимости укрыться вубежищах, а при их отсутствии – во внутренних помещениях,служит извещение об этом по радио, телевидению, проводнойсети радиовещания и т.п., которое также является и извещениемо необходимости использования СИЗ. Поскольку использованиеобычных помещений в качестве укрытий дает максимальный

107

эффект в случае, если они построены из плотных материалов(бетон, кирпич и т.п.) и имеют толстые стены, то населениедолжно быть проинформировано об этом, а также и о том, чтоукрываться в здании лучше в цокольных и подвальных этажах, впомещениях без окон, находящихся в центральной части зда-ний. Если в помещении имеются окна, место для укрытия необ-ходимо выбрать в углах, располагаясь вдали от окон, а не на-против них. Информация для населения должна также содер-жать инструкцию о необходимых действиях, в частности, требо-вание закрыть и уплотнить окна и внешние двери, заделав щеливлажными тряпками, бумагой и т.п., перекрыть системы венти-ляции и другие отверстия, т.е. максимально изолировать поме-щение от внешней среды с целью снижения воздухообмена.

Необходимо отметить, что использование укрытий, убежищи других сооружений, а также просто жилых зданий, позволяетпредотвратить радиоактивное загрязнение одежды и кожныхпокровов и снизить и поступление радиоактивных веществ в ор-ганизм. В течение нескольких первых суток после РА использо-вание укрытий и убежищ является обязательной мерой защитыдля детей, проживающих в населенных пунктах, которые нахо-дятся на расстоянии порядка 5 км от РОО.

Планируют использование убежищ и укрытий, исходя изчисленности подлежащего укрытию населения, имеющихся воз-можностей этих защитных сооружений и специально подготов-ленных по программам гражданской обороны (ГО), с учетом ихпротиворадиационных и технических характеристик, планируе-мой длительности нахождения населения в укрытиях и спосо-бах последующего вывода или эвакуации из укрытий укрывав-шихся там людей. В условиях выброса короткоживущих радио-изотопов, вероятнее всего, лучшим вариантом будет быстроеукрытие населения с последующей хорошо организованной егоэвакуацией, чем быстрая эвакуация, ввиду затруднений органи-зационного характера, связанных с ее проведением, но оконча-тельное решение должно быть принято, исходя из величин пре-дотвращенных доз за конкретный период времени.

108

8.3. СРЕДСТВА ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ

Средства индивидуальной защиты (СИЗ) являются не-отъемлемой составляющей комплекса защитных мер от радиа-ционного воздействия на организм человека, причем важнуюроль здесь играет их правильный выбор и своевременное при-менение. СИЗ используют во время перемещения людей к ук-рытиям, нахождения их в укрытиях и в ходе эвакуации, с цельюпредотвращения (или снижения) поступления в организм инга-ляционным путем аэрозольных радиоактивных загрязнений иснижения загрязнения наружных покровов тела. Однако нужнопомнить, что эти средства не могут защитить от внешнего γ-излучения. Применение СИЗ обязательно, как при защите на-селения в различных укрытиях, так и при эвакуации. Сигналом ких использованию служит оповещение населения о радиацион-но опасном происшествии.

С учетом природы ионизирующих излучений, путей поступ-ления радиоизотопов в организм человека и механизмов радиа-ционного поражения, можно выделить следующие группысредств индивидуальной защиты.

Средства защиты органов дыхания позволяют защититьорганизм от проникновения в легкие радиоактивных аэрозолей –носителей источников радиации в виде веществ, содержащихрадиоактивные изотопы. Их принцип действия основан на за-держке аэрозолей при фильтрации загрязненного вдыхаемоговоздуха через фильтрующие материалы или устройства, поэто-му они не способны защитить организм от радиоактивных газов,например, таких как радон и торон. В ряде случаев, в средствахзащиты органов дыхания, помимо собственно процессов меха-нической фильтрации, используются сорбционные свойствафильтрующих материалов (ткань Петрянова в респираторах«Лепесток», активированный уголь в коробках противогазов ит.п.). Достаточно эффективными средствами индивидуальнойзащиты органов дыхания от аэрозолей являются респираторы,которые бывают двух типов.

Первый – это респираторы, как правило, разового исполь-зования, у которых полумаска и фильтрующий элемент одно-временно служат и лицевой частью. Простейшие из них пред-ставляют собой полумаску из фильтрующей ткани, вся поверх-ность которой работает как фильтр. Респиратор такого типа«Лепесток» ШБ-1, обеспечивающий срок службы от 1 до 5 рабо-

109

чих смен, изготовлен из ткани на основе перхлорвиниловыхволокон, что позволяет за счет электростатического эффектаповысить эффективность улавливания аэрозолей. В исходномположении «Лепесток» представляет собой плоский тканевыйкруг, по краям которого вшита резинка, а с одного края находит-ся мягкая алюминиевая пластинка для обжатия переносицы. Подиаметру тканевого круга зафиксирована пластмассовая рас-порка и марлевые лямки. Для приведения респиратора в исход-ное состояние концы резинки вытягиваются на определенноерасстояние и завязываются узлом. При этом, за счет уменьше-ния периметра, маска приобретает чашеобразную форму. Обра-зующиеся при этом складки вручную равномерно распределяютпо периметру, маску надевают на лицо, алюминиевую пластинкусгибают по форме носа, а концы лямок без натяжения завязы-вают на затылке. После этого края маски по периметру пригла-живают для более плотного прилегания к лицу, с целью предот-вращения подсоса грязного воздуха в зону дыхания, и проверя-ется правильность надевания респиратора. Для этого необхо-димо слегка выдохнуть воздух, и, если при этом не происходитего проникновение между лицом и прилегающим к нему респи-ратором, а респиратор лишь слегка раздувается, последний на-дет правильно. «Лепесток» ШБ-1 обеспечивает 99,9 %-ную эф-фективность улавливания пыли размером до 2 мкм, т.е. снижаетсодержание пыли во вдыхаемом воздухе в 1000 раз. Цифроваямаркировка на изделии (Лепесток-200, Лепесток-40, Лепесток-5)характеризует его эффективность, т.е. кратность превышениязапыленности воздуха в рабочей зоне над ПДКмр.

Следует отметить, что в сравнении с другими, у респирато-ра «Лепесток» ШБ-1 в процессе работы не увеличивается со-противление фильтра дыханию. Несмотря на широкое исполь-зование этого респиратора, в том числе и в атомно-промышленном комплексе, необходимо отметить, что его эф-фективность может быть резко снижена неправильной подготов-кой к использованию, что происходит в результате просачиваниягрязного воздуха между лицом и маской. Так после аварии наЧернобыльской АЭС было проведено определение эффектив-ности широко использовавшихся ликвидаторами респираторов«Лепесток-200». Несмотря на высокую эффективность улавли-вания фильтром радиоактивных веществ, эффективность всегоСИЗОД оказалась значительно меньше из-за подсосов неот-фильтрованного воздуха через зазоры между маской и лицом.

110

Последнего можно было избежать, если бы использовался ин-структаж или строго выполнялись рекомендации прилагаемой креспиратору инструкции.

В настоящее время выпускается большое количество про-стейших респираторов, предназначенных для эффективной за-щиты от аэрозолей, например «Алина 110», «Алина II» и другие,а также респираторы с клапанами, предотвращающими отдува-ние маски от лица при выдохе и ее деформацию при вдохе, чтоснижает вероятность подсоса грязного воздуха в зону дыхания.К таким респираторам относятся модели Р-2, У2К, 9312, «АлинаК», «Алина 200 АВК», которые рекомендованы качестве заменыватно-марлевых повязок в образовательных учреждениях, идругие.

В случае необходимости, простейшие средства индивиду-альной защиты органов дыхания можно изготовить самостоя-тельно. К таким СИЗ относятся ватно-марлевая повязка и про-тивопылевая тканевая маска ПТМ-1. Последняя состоит из кор-пуса и крепления (корпус изготавливается из четырех-пяти сло-ев ткани). Раскрой корпуса и крепления производят по выкрой-кам. В корпусе маски делают смотровые отверстия для глаз, вкоторые вставляют стекла или пластины из какого-либо про-зрачного материала. Плотное прилегание маски к голове обес-печивается с помощью резиновой тесьмы, вставляемой в верх-ний шов, и завязок, пришитых к нижнему шву крепления, а такжес помощью поперечной резинки, которая крепится к верхним уз-лам корпуса маски.

Ватно-марлевая повязка изготавливается из куска марлиразмером 100х50 см, на который кладут слой ваты толщиной 1-2 см (если нет ваты, то ее заменяют марлей в 5-6 слоев), послечего края марли загибают с обеих сторон и накладывают на ва-ту, а концы по длине разрезают на 30—35 см с каждой стороны.Повязка должна закрывать подбородок, рот и нос, для чего, принадевании повязки, нижние тесемки завязывают на темени, аверхние на затылке, что обеспечивает плотное прилегание по-вязки к коже лица: сверху − на уровне глаз, снизу − за подбород-ком. Глаза следует защитить противопылевыми очками.

Эти простейшие средства защиты, в случае отсутствия спе-циальных средств, временно, но достаточно надежно, позволя-ют защитить органы дыхания от радиоактивных аэрозолей. Вслучае отсутствия указанных СИЗ или необходимых материаловдля их изготовления, в качестве простейшей защитной меры

111

органов дыхания при перемещении населения к укрытиям, вовремя нахождения в них и в ходе эвакуации, могут служитьпредметы личного пользования или куски ткани.

Во втором типе респираторов очистка вдыхаемого возду-ха происходит в фильтрующих патронах, присоединенных к по-лумаске или маске. В отличие от предыдущего типа, эти респи-раторы предназначены для многоразового использования, и, вслучае загрязнения самой маски, ее дезактивируют, а использо-ванные фильтр-патроны отправляют на захоронение. Эти сред-ства защиты позволяют, помимо органов дыхания, защитить отпопадания аэрозолей частично или полностью лицо и глаза.

Также для защиты от радиоактивных аэрозолей можнопользоваться противогазами, в частности, гражданскими типаГР-7, ГП-7Б и др. Наличие буквы «Р» или красно-белой полосына маркировке коробки свидетельствует о наличии аэрозольногофильтра, что, как правило, относится к фильтрам комбиниро-ванного действия. Такую коробку следует подсоединить к ужеимеющейся на противогазе. В случае отсутствия необходимойкоробки для противогаза, можно использовать любую, однакоэффективность защиты в этом случае будет намного ниже. Про-тивогазы защищают от радиоактивных аэрозолей не только лег-кие, но и лицо, и глаза.

Средства защиты кожи предназначены для защиты лю-дей от воздействия радиоактивных, отравляющих, аварийно-химически опасных веществ и бактериальных средств, и под-разделяются на специальные и подручные. Специальные, всвою очередь, подразделяются на изолирующие, т.е. воздухо-непроницаемые, и фильтрующие (воздухопроницаемые).

Изолирующие изготавливаются из влаго- и воздухонепро-ницаемых материалов и могут быть герметичными и негерме-тичными. Фильтрующие средства защиты изготавливают изхлопчатобумажной ткани, пропитанной специальными химиче-скими веществами. Герметичные средства закрывают и защи-щают все тело. Все средства защиты предохраняют кожные по-кровы и обмундирование от загрязнения радиоактивными веще-ствами. При проведении аварийно-спасательных работ войска-ми и личным составом МЧС, используются легкий защитныйкостюм Л-1, состоящий из рубахи с капюшоном, брюк с чулками,двупалых перчаток и подшлемника, он надевается с фильтрую-щими противогазами, а также защитный фильтрующий комби-незон ЗФК и общевойсковой защитный комплект ОЗК, который

112

состоит из плаща, чулок и перчаток. Эти средства предназначе-ны для защиты личного состава при действиях в условиях ра-диационного заражения.

Для работы в условиях воздействия ионизирующей радиа-ции применяют комплект защитной одежды АРК-1, состоящий изполукомбинезона и головного убора (капюшона), изготовленныхиз полимерного материала с наполнением из металла. Защит-ная одежда надевается на обычную одежду работника или на-тельное белье, в случае совместного использования с изоли-рующими костюмами. Одежда позволяет полностью защититьорганизм от α-излучения, обеспечивает 40-50тикратную защитуот β-излучения энергией 2,5 МэВ и 2-3кратную и пятнадцати-кратную защиту от γ-излучения энергией 200 КэВ и рентгенов-ского излучения, соответственно, и выполнять работу среднейтяжести в течение 8 часов. Этими средствами обеспечивают,как правило, участников специализированных подразделенийпо ликвидации последствий РА.

Поскольку населением для защиты кожных покровов от аэ-розольного загрязнения используются, главным образом, под-ручные средства, важнейшим профилактическим мероприятиемявляется разъяснительная работа о необходимости защитымаксимальной площади поверхности тела любым видом одеж-ды.

В качестве подручных средств защиты кожи используютобычную одежду и обувь. Обычные накидки из полиэтиленовойпленки и плащи из хлорвинила или прорезиненной ткани, пальтоиз драпа, грубого сукна или кожи, ватная одежда хорошо защи-щают от радиоактивной пыли. Резиновые, кожаные и кирзовыесапоги и сапоги из кожзаменителей хорошо защитят ноги. Такжепомогут в защите ног резиновые боты, галоши, валенки с гало-шами, обувь из кожи и кожзаменителей. Резиновые и кожаныеперчатки, брезентовые рукавицы можно использовать для за-щиты рук. В случае использования обычной одежды в качествесредства защиты, для большей закрытости необходимо засте-гивать ее на все пуговицы, края рукавов и брюк завязыватьтесьмой, воротник поднимать и обвязывать шарфом.

С целью более надежной защиты кожных покровов можноиспользовать упрощенный защитный фильтрующий комплект,который при специальной пропитке может обеспечить надежнуюзащиту кожи. Комплект может состоять из лыжного, рабочегоили школьного, обычного мужского костюма или стандартного

113

комплекта рабочей одежды (куртки и брюк), перчаток (резино-вых, кожаных или пропитанных шерстяных, хлопчатобумажных),резиновых сапог или резиновых бот с пропитанными чулками,валенок с калошами, обуви из кожи и кожзаменителей.

Одежда, которая берется для пропитки, должна полностью(герметично) закрывать тело человека. Герметизацию (вшива-ние нагрудника, обшлагов) низа брюк и рукавов и пропитку оде-жды проводит само население в домашних условиях.

Для пропитки одного комплекта одежды требуется около 3 лраствора. Для подготовки раствора берется 200-300 г хозяйст-венного мыла или 0,5 л моющего средства, растворяется в 2 лводы, подогретой до 60-70 ° С, добавляется 0,5 л масла (расти-тельного или минерального), перемешивается в течение 5 мин иснова подогревается при помешивании до получения однород-ной мыльно-масляной эмульсии.

После пропитки всех частей комплекта, их отжимают и су-шат на открытом воздухе. Гладить пропитанную одежду горячимутюгом нельзя.

Одежда, пропитанная указанными растворами, не имеетзапаха, не раздражает кожу и легко отстирывается. Пропитка неразрушает одежду и облегчает ее дезактивацию и дегазацию.

Простейшие средства защиты кожи надевают непосредст-венно перед угрозой радиационного воздействия, после чегонадевают средство защиты органов дыхания (противогаз, рес-пиратор, маску ПТМ-1 или ватно-марлевую повязку), поднимаютворотник куртки (пиджака) и обвязывают его шарфом, надеваюткапюшон, головной убор, перчатки или рукавицы.

Следует помнить, что после выхода из зараженного района,для предотвращения заноса радиоактивного загрязнения в ук-рытие, необходимо на входе в помещение или укрытие, соблю-дая меры предосторожности, быстро снять одежду, уложить еевместе с грязным респиратором в пакет или место сбора загряз-ненной одежды, и, при первой возможности, произвести ееобеззараживание. Обеззараженную и тщательно выстираннуюодежду можно использовать в качестве защиты повторно, обра-ботав пропиточным составом. На входе в убежище, для предот-вращения заноса радиоактивных веществ, организуется пунктдозиметрического контроля, санитарный шлюз и место дляскладирования загрязненной одежды.

114

8.4. МЕДИКАМЕНТОЗНЫЕ СРЕДСТВА ЗАЩИТЫ

К медикаментозным средствам радиационной защиты отно-сится йодная профилактика, позволяющая защитить щитовид-ную железу от радиационного воздействия 131I ( β- и γ-излучатель) – осколочного радиоизотопа, поступающего в ок-ружающую среду при авариях на АЭС и при использованииядерных боеприпасов. Щитовидная железа, как орган-депо,специфично накапливает 131I при любом способе поступленияего в организм, поэтому прием препаратов, содержащих ста-бильный йод, позволяет существенным образом снизить накоп-ление радиоактивного изотопа йода, поскольку концентрацион-ное соотношение между ними в любом случае будет в пользустабильного йода, а химически для организма они неразличимы.Напомним также, что, несмотря на ультра малые в весовом вы-ражении количества радиоизотопов, в том числе и 131I , они вы-зывают ощутимые радиационные эффекты. Процедура заклю-чается в приеме таблеток йодистого калия, капель настойки йо-да и других йодсодержащих препаратов. Максимальная эффек-тивность йодной профилактики достигается в случае, если онапроводится предварительно или одновременно с поступлениемрадиоизотопа в организм, т.е. до или с момента радиационногозагрязнения окружающей среды. В первом случае достигаетсястократное снижение накопления 131I щитовидной железой, аво втором – депонирование снижается приблизительно на 10%.Увеличение времени разрыва между моментом поступления 131Iв окружающую среду (момент аварии) и началом приема препа-ратов стабильного йода еще сильнее снижает эффективностьпроцедуры. Именно поэтому йодная профилактика проводитсянемедленно в случае угрозы радиационного загрязнения.

Учитывая, что период полураспада 131I равен 8 суткам, при-ем препаратов прекращают, в случае однократного выбросаРАИ, через 10 дней, а при длительном поступлении РАИ в окру-жающую среду – через 10 дней после прекращения эмиссии.

Рекомендуют следующую дозировку препаратов при йоднойпрофилактике:

- таблетки йодистого калия: взрослые и дети старше 2-хлет – 1 таблетка 0,125 г в день; дети до 2-х лет – 1 таблетка 0,04г в день; беременные женщины – 1 таблетка 0,125 г в день с од-новременным приемом перхлората калия 3 раза в день по 1 таб-

115

летке 0,25 г; грудным детям достаточно йода, поступающего смолоком матери,

- 5% настойка йода: взрослые и подростки старше 14 лет –20-22 капли на полстакана молока или воды 2 раза в день послееды; дети старше 5 лет – доза уменьшается в 2 раза, в сравне-нии со взрослыми; детям младше 5 лет этот препарат не назна-чают. Имеются сведения о том, что вместо приема настойки йо-да внутрь достаточно смазать ею ступни ног.

Следует отметить, что распоряжение о проведении йоднойпрофилактики дают местные органы власти или соответствую-щее подразделение МЧС.

К методам химической защиты от воздействия ионизирую-щей радиации относится использование радиопротекторов,химических веществ позволяющих при однократном введенииповысить устойчивость организма к воздействию радиации, т.е.повысить его радиорезистентность. Следует отметить, что в на-стоящее время не известны вещества, способные полностьюзащитить человека от действия излучения. К радиопротекторамотносятся соединения разной природы, обладающие различны-ми механизмами противолучевого действия, но они сходны вхарактере влияния на клеточный метаболизм: введенные в до-зах, обеспечивающих защиту, эти препараты всегда вызываютсдвиг его параметров за пределы физиологической нормы.

Используют радиопротекторы до или во время облученияорганизма. Механизмы защитного действия радиопротекторовсвязаны с физико-химическими процессами, протекающими вклетке, и активным вмешательством в метаболические реакции,т.е. их функция состоит в подавлении первичных и вторичныхрадиационных эффектов в клетке и внутриклеточных структурахили ингибировании возможностей их проявления, а именно:

- снижение на период облучения содержания кислорода вткани, что уменьшает вероятность образования свободных ра-дикалов;

- инактивация образующихся свободных радикалов за счетвзаимодействия с ними;

- реакция с активными радикалами сульфгидрильных групп;- участие своими фрагментами (нуклеиновые кислоты) в

восстановлении поврежденной структуры ДНК и др.К сожалению, использование радиопротекторов в силу ток-

сичности и вызываемых ими сильных физиологических и биохи-мических сдвигов в организме возможно только под строгим ме-

116

дицинским контролем в ситуациях, когда речь идет о спасениичеловека.

Примером радиопротектора, входящего в штатный ком-плект защитных препаратов индивидуальных аптечек АИ-1 и АИ-2, служит цистамин, который находится в гнезде 4 в двух пена-лах розового цвета, по 6 таблеток в каждом. Препарат принима-ют при угрозе облучения за 30-40 мин. в количестве 6 таблеток,запивая водой, а при продолжающемся облучении – через 4-5 чеще 6 таблеток. Эффективность средства – около 50%.

При внезапном или продолжительном облучении, когдапредварительное или одновременное с облучением введе-ние протектора невозможно (а во втором случае потребует-ся его многократное введение в течение длительного вре-мени), использование радиопротекторов недопустимо.

Следует отметить, что защитный эффект при использо-вании радиопротекторов, относится только к внешнему об-лучению. В тех случаях, когда речь идет о внутреннем облуче-нии в результате попадания радиоизотопов внутрь организма,для защиты используют иные методы, основанные на снижениирадиационной нагрузки за счет выведения излучателя из ор-ганизма, для этого обращаются к веществам и соединениям, нетоксичным и характеризующимся малыми сроками полувыведе-ния, но способным либо сорбировать радиоизотопы, либо обра-зовывать с ними прочные соединения (комплексоны). В качествепримера сорбента можно привести активированный уголь, а вкачестве комплексона – двунатриевую соль этилендиаминтетра-уксусной кислоты (ЭДТА), или иначе «Трилон Б». Однако ком-плексоны будут связывать не только радиоизотоп (например,90Sr), но и стабильные элементы, например, Ca, Mg, а также идругие металлы, выводя их из организма, что нежелательно придлительном применении, поскольку возможно нарушение макро-и микроэлементного баланса. Поэтому комплексонотерапиюпроводят в условиях медучреждений под наблюдением врачей.Некоторые вещества, естественно присутствующие в пищевыхпродуктах, обладают способностью связывать и выводить изорганизма радионуклиды. К таковым относятся: полисахариды(пектин, декстрин, липополисахариды, находящиеся в листьяхвинограда и чая), серотанин, этиловый спирт, некоторые жирныекислоты, микроэлементы, витамины, ферменты, гормоны.

Поиск препаратов, обладающих меньшей токсичностью и невызывающих негативных побочных эффектов, а, следовательно,

117

пригодных для длительного приема, определил группу синтети-ческих и природных соединений, повышающих радиорези-стентность организма при сравнительно небольшом радиоза-щитном эффекте. Среди них можно выделить антиоксиданты,защитное действие которых основано на связывании свободныхрадикалов, образующихся при облучении во внутриклеточнойсреде в избыточном количестве. Используют антиоксиданты ввиде синтетических медицинских препаратов, таких как вита-мины А, В, С и Е, а также селен, янтарная и липоевая кислоты идр. Следует отметить совместное действие витаминов Р и С,нормализующих эластичность и проницаемость кровеносныхсосудов, участие витаминов В1, В3, В6 и В12 в репарации про-цессов кроветворения и витаминов В и К1 в нормализации свер-тываемости крови. Отмечена роль биотина (витамин Н) в вос-становлении веса после радиационного поражения.

Радиорезистентность организма повышают некоторые ан-тибиотики (биомицин), а также природные продукты, содержа-щие фенольные соединения, например, прополис, флаваноиды,способствующие выведению радиоизотопов из организма. Этисоединения содержатся в мандаринах, черноплодной рябине,облепихе, боярышнике, пустырнике, бессмертнике, солодке идр.

Следует отметить, что эффективность природных антиок-сидантов, содержащихся в растительном и животном материа-ле, употребляемом человеком в пищу, существенно выше син-тетических.

Складывающаяся после аварии ситуация определяет пере-чень мероприятий, необходимых для защиты населения от воз-действия радиационного фактора. При авариях на РОО превен-тивные меры радиационной защиты населения предпринимают-ся лишь при достаточной длительности начальной фазы аварии.К этим мерам относятся укрытие населения в убежищах и укры-тиях и, по возможности, обеспечение людей радиозащитнымипрофилактическими препаратами и средствами индивидуальнойзащиты. На протяжении этой фазы осуществляют организаци-онные мероприятия по подготовке населения к эвакуации.

118

8.5. ЭВАКУАЦИЯ НАСЕЛЕНИЯ

В соответствии с критериями для принятия неотложных ре-шений, в начальном периоде радиационной аварии проводятэвакуацию населения, которую осуществляют посредством ор-ганизованного вывода и вывоза людей в заранее подготовлен-ные (в соответствии с имеющимися планами) близлежащиебезопасные места, оборудованные в согласно нормативам вре-менного размещения и обеспечения жизни и быта людей.

Решение об эвакуации населения, времени ее начала и по-рядке проведения доводят до населения через СМИ (телевиде-ние, радио, местная трансляционная сеть и др.), предприятия иорганизации. Эвакуацию осуществляют таким образом, чтобыэвакуируемые не получили критических доз облучения, для чегопроводят предварительную оценку допустимого времени пребы-вания на загрязненной местности, используют СИЗ и фармако-логические препараты, а также проводят санобработку и дезак-тивацию.

Руководство организацией и проведением эвакуации осу-ществляют администрация и органы МЧС в лице эвакуационнойкомиссии. Эвакуация проходит через эвакуационный пункт, гдепроизводится сбор и регистрация прибывающих с последующейих посадкой на транспортные средства и отправкой в район на-значения. Эвакуационные пункты в местах назначения осущест-вляют встречу и регистрацию прибывающих с последующим ихраспределением по местам проживания. В случае необходимо-сти нуждающимся оказывается медицинская помощь. В задачуместных органов власти входит создание для эвакуированныхлюдей нормальных бытовых условий (снабжение продовольст-вием и товарами первой необходимости через торговую сеть,медицинское обслуживание, для детей – возможность продол-жать обучение на месте эвакуации и т.п.).

В тех случаях, когда эвакуация не проводится, а в зоне ра-диоактивного заражения необходимо длительное пребываниелюдей (например, для поддержания производственного процес-са), устанавливают режимы радиационной защиты населения,позволяющие исключить воздействие радиационного факторасверх установленных нормативов и сохранить трудоспособностьлюдей. Режимы разрабатываются заранее, исходя из возмож-ных уровней радиационного загрязнения, условий работы ипроживания, свойств защитных сооружений, также устанавлива-

119

ется режим работы и время нахождения людей в защитных со-оружения. Каждый этап типового радиационного режима опре-делен для конкретной радиационной обстановки и предусматри-вает время нахождения в укрытии (от постоянного – 1-й этап) споследующим его сокращением и частичным пребыванием дома(2-й этап) и с преимущественным нахождением дома с пребыва-нием на улице не более 1-го часа (3-й этап). Об изменении ра-диационного режима население оповещается через СМИ (теле-видение, радио, местная трансляционная сеть и др.).

8.6. САНИТАРНО-ПРОПУСКНОЙ РЕЖИМ

Санитарно-пропускной режим в случае РА вводят дляпредотвращения распространения радиоактивного загрязненияза пределы зоны аварии, которое может происходить с загряз-ненными СИЗ, спецодеждой и обувью, грязными кожными по-кровами,. Поэтому санитарно-пропускной режим должен еже-дневно обеспечивать по окончании работ санитарную обработкукожных покровов (помывка) персонала и переодевание в чистуюличную одежду.

Режим осуществляется посредством организации санпро-пускника на границе т.н. «чистой» и «грязной» зоны, где обуст-раивают душевую, а со стороны «грязной» и « чистой» зон, дляопределения чистоты кожных покровов, устанавливают постыдозиметрического контроля. В «грязной» зоне остаются СИЗ,обувь, спецодежда, нательное белье, шапочка, носки, которые вслучае их загрязнения выше установленных норм сдаются надезактивацию. В противном случае они хранятся в индивиду-альных шкафчиках для повторного использования. Разовыереспираторы сдают в отходы («Лепесток»), а СИЗОД многоразо-вого использования – на дезактивацию и доукомплектацию.Прополоскав рот и вымыв руки с мылом, проверяют их чистотуна датчиках радиометров и, при загрязнении выше допустимогоуровня, повторно моют их с использованием препаратов «Ра-дез» или «Защита». Затем тщательно моются с мылом под ду-шем, вытираются полотенцем и вновь проверяют чистоту кож-ных покровов на пункте дозиметрического контроля. При обна-ружении загрязнения выше допустимого уровня мытье под ду-шем повторяют. После душа переходят в «чистое» отделениепропускника, где надевают чистую личную одежду и обувь.

120

Санитарно-пропускной режим позволяет не только предот-вратить распространение радиоактивного загрязнения за грани-цу зоны аварии, но и существенно снизить поступление радио-изотопов в организм работающих в «грязной» зоне.

8.7. ДЕЗАКТИВАЦИЯ

Дезактивация является неотъемлемой составляющей ме-роприятий по обеспечению радиационной безопасности населе-ния и территорий в случае РА. Будучи одной из эффективныхмер радиационной защиты, она предназначена для удалениярадиоактивных веществ из сферы жизнедеятельности человекаи, следовательно, для снижения уровней радиационного воз-действия.

Под дезактивацией понимается удаление или снижениерадиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или изкакой-либо среды до допустимого уровня. Эффективность де-зактивации характеризуется такими показателями, как коэффи-циент дезактивации (КД), определяющий кратность снижениярадиоактивного загрязнения в результате дезактивации, и ко-эффициент снижения мощности дозы (КС), определяющий крат-ность снижения мощности дозы после дезактивации. Пяти-балльная шкала определяет качество дезактивационных работ.

Таблица 22Оценка качества дезактивационных работ

Баллыкачества

I II III IV V

Эффек-тивностьдезакти-вации

отличная хорошая удовлетво-рительная

плохая оченьпло-хая

ЗначениеКД ватомнойэнергети-ке

более100

50-100 25-50 менее25

__

Существуют различные способы дезактивации со своимиособенностями проведения и спецификой используемых аген-тов, что определяется и природой дезактивируемых объектов.

121

Для локализации и ликвидации источников радиоактивногозагрязнения применяют такие методы как:

- перепахивание грунта, когда защитный эффект достига-ется за счет разубоживания активности в объеме перепаханногослоя грунта;

- экранирование, которое обычно используют в случае вы-соких остаточных уровней радиоактивной загрязненности послеснятия загрязненного слоя;

- обвалование и гидроизоляцию загрязненных участков ис-пользуют в качестве временной меры для предотвращения рас-пространения загрязнения за счет смыва осадками и для пре-дотвращения попадания радиоактивных изотопов в грунтовыеводы;

- связывание радиоактивных загрязнений вяжущими и плен-кообразующими композициями.

Основными методами дезактивации отдельных объектовявляются:

для открытых территорий (грунта):- снятие с последующим захоронением загрязненного верх-

него слоя грунта (т.н. механический способ дезактивации);- дезактивация методом экранирования;- очистка методом вакуумирования;- химические методы дезактивации грунтов (промывка);- биологические методы дезактивации (естественная дезак-

тивация); для дорог и площадок с твердым покрытием:- смыв радиоактивных загрязнений струей воды или дезак-

тивирующим раствором (жидкостный способ);- удаление верхнего загрязненного слоя специальными

средствами или абразивной обработкой;- дезактивация методом экранирования;- многократная очистка сметанием щетками поливочно-

моечных машин;для участков местности, покрытой лесом и кустарнико-

вой растительностью, применяют:- лесоповал и засыпку чистым грунтом после опадания ли-

ствы;- срезание кроны с последующим ее сбором и захоронени-

ем; для зданий и сооружений применяют:

122

- обработка дезактивирующим раствором (с щетками и безних);

- обработка струей воды под напором;- очистка методом вакуумирования;- замена пористых элементов конструкций;- снос строений.При проведении дезактивации участков территории необхо-

димо определить такой порядок работ (движение транспорта иперсонала), который предотвратит новое загрязнение уже де-зактивированных участков. Дезактивацию ведут от более за-грязненных участков к менее загрязненным.

Транспортные средства и самоходную технику дезактиви-руют на созданных с этой целью стационарных пунктах дезак-тивации с централизованным обеспечением техническими сред-ствами, участками разборки техники, системами локализации иобработки радиоактивных отходов, образующихся в процесседезактивации.

В процессе дезактивация зданий, сооружений, средств про-изводства с использованием методов, вызывающих пылеобра-зование, необходимо предварительное или одновременное ув-лажнение. Следует также учитывать и возможность перерас-пределения радиоактивного загрязнения в ходе дезактивации. Вчастности, стекающие с дезактивируемых кровель и стен рас-творы могут привести к концентрированию радиоактивного за-грязнения в отдельных местах на поверхности грунта, что по-требует дополнительных решений.

При жидкостной дезактивации используют различные рас-творы, которые, благодаря физико-химическим свойствам вхо-дящих в них компонентов, способствуют более эффективномуудалению радиоактивных загрязнений с дезактивируемых по-верхностей. К таким добавкам относятся поверхностно-активныеи комплексообразующие вещества и соединения. В первуюгруппу входят мыло, моющие средства «Эра», «Дон», «Новость»и др., препараты ОП-7, ОП-10, сульфанол (препараты на его ос-нове индексируют буквами СФ), а в качестве комплексообразо-вателя широко применяют гексаметафосфат натрия. Так, на-пример, для жидкостной дезактивации любых поверхностейприменяют 0,15% водный раствор препарата СФ-2У. Обработкуповерхности проводят по схеме: «вода – дазактивирующий рас-твор – вода», начиная с потолков и вертикальных поверхностей(стены). Часто основная масса загрязнения удаляется с загряз-

123

ненных поверхностей при обработке водой. Если после этойоперации радиационный контроль показывает, что необходимадальнейшая обработка, проводят обработку дезактивирующимраствором с последующим его удалением с поверхности струейводы под давлением. После обработки снова проводят радио-метрический контроль. При обнаружении загрязнений обработкуповторяют, а в случае их отсутствия переходят к дезактивациигоризонтальных поверхностей (полы, лестницы и т.п.). Нормарасхода дезактивирующего раствора порядка 0,5 л/м2.

Необходимо отметить, что при дезактивации поверхностейс относительно невысокими уровнями загрязнения, использова-ние больших объемов промывной воды и дезактивирующих рас-творов определяет высокую кратность разбавления радиоактив-ного загрязнения, и, следовательно, при сбросе их на рельеф,как правило, не приводит к загрязнению территории выше до-пустимого уровня. В противном случае осуществляют сбор де-зактивирующих растворов либо для кондиционирования с цельюповторного использования, либо для концентрирования с цельюуменьшения объема и последующей транспортировки в пунктызахоронения.

Для жидкостной дезактивации пользуются как штатнымиармейскими техническими средствами, так и используемыми впромышленности и жилищно-коммунальной сфере. Ниже приве-ден перечень некоторых технических средств, используемых прижидкостной дезактивации.

- Пожарная машина ПМ-130 – дезактивация зданий и со-оружений в населенных пунктах, дорог, техники.

- Поливочно-моечная машина ПММ – дезактивация дорог,обочин.

- Универсальная дезактивирующая моющая установка УД-МУ – дезактивация поверхностей, сбор пыли, мусора, остатковотработанных дезактивирующих растворов с пола помещений.

- Генератор высокократной пены ГП-ЗМ – дезактивация по-верхностей, загрязненных радиоактивными веществами, нефте-продуктами и маслами.

- Гидромониторы ГЭМ, ГМ-7, ГМ-1М – дезактивация внут-ренних поверхностей помещений, внутренних и наружных по-верхностей оборудования.

К дезактивационным технологиям относят изоляцию (лока-лизацию) загрязнения путем нанесения на загрязненные по-верхности двух-трех защитных слоев из полимерных составов

124

или покрытия поверхности полиэтиленовой пленкой. Наносятсостав с помощью специальной установки или малярной кистью.После высыхания покрытие допускает хождение по нему персо-нала. Перед нанесением полимерного состава не требуетсяспециальной подготовки поверхности, за исключением удаленияводы.

Особое внимание при дезактивации следует уделять во-просам локализации, обработки, хранения и захоронения ра-диоактивных отходов, которые, в зависимости от применяемыхметодов дезактивации и локализации, могут быть достигнутытакими способами как:

- локализация образующихся объемов загрязненного грунтаи других материалов непосредственно в транспортных средст-вах при дезактивации методами снятия поверхностного слоягрунта, щебня или всего объема мусора и т.д.;

- локализация отходов, образующихся в ходе дезактивациимеханическими методами, путем отсоса образующейся пылиили пульпы;

- локализация жидких отходов в специальных емкостях-сборниках;

- локализация как технологический прием, дополняющийдезактивацию, осуществляется ручными или механизированны-ми методами, включающими в себя разборку конструкций, атакже механические и физико-химические способы.

Следует отметить, что дезактивация населением одеж-ды, обуви и СИЗ всегда совмещается с санитарной обра-боткой кожных покровов, которая, в случае проведения ее вкратчайшие сроки, позволяет защитить кожные покровы от ра-диационного воздействия.

Полную санитарную обработку проводят в санитарно-пропускных пунктах, организованных на границах «грязной» и«чистой» зон, а частичную – самостоятельно при выходе с за-грязненной территории или на входе в «чистое» помещение илиукрытие.

Сухая протирка кожных покровов (тампоны из ваты, марли,ветошь и т.п.) позволяет удалить с них до 70% загрязнений, аобработка водой с моющими средствами (мыло, стиральныепорошки и т.п.) – свыше 90%.

Поскольку чаще всего загрязнению подвергаются открытыеучастки кожных покровов, такие как голова, лицо, руки, то сани-тарную обработку начинают с них. Обработку проводят чистой

125

водой, начиная с промывания глаз и полоскания полости носа,рта и горла, переходя затем к открытым участкам кожных покро-вов (руки, лицо, шея). Поскольку эти участки часто оказываютсянаиболее загрязненными, обработку лучше проводить теплойводой над раковиной и начинать ее с рук, используя мыло илидругие моющие средства, что позволяет удалить с кожи рук до90% загрязнений. При этом нужно следить, чтобы вода илимоющий раствор не попадали с загрязненных участков на ужеобработанные и, особенно, в глаза, рот и нос. Дальнейшая об-работка тела проводится сверху вниз, чтобы предотвратить по-вторное загрязнение чистых покровов. При дефиците воды, об-работку следует проводить, многократно протирая кожу влаж-ными тампонами (также сверху вниз), переворачивая их каждыйраз, чтобы использовать для обработки чистую сторону.

После обработки водой проводят радиометрический кон-троль сухих кожных покровов и при уровне загрязнения, превы-шающем норму, обработку повторяют, но не более трех раз,чтобы исключить возможность повреждения кожи. В таких слу-чаях рекомендуется использование специальных препаратов«Радез» или «Защита», а при их отсутствии можно обработатькожу концентрированным моющим средством или приготовлен-ной из порошка кашицей.

Контрольные вопросы1. Как зонируется территория по уровням радиационного за-

грязнения в связи с пребыванием на ней населения?2. Как изготовить простейшие средства индивидуальной за-

щиты?3. Какие реагенты используют при жидкостной дезактива-

ции?4. Каков порядок действия населения при получении инфор-

мации об эвакуации?5. Каков порядок проведения дезактивации СИЗ, одежды,

обуви и кожных покровов населением?6. Каковы способы дезактивации различных объектов?7. Каковы цели санитарно-пропускного режима? Где и когда

его вводят?8. Каковы цели эвакуации населения и когда она проводит-

ся?9. На каких принципах базируются мероприятия по защите

населения от радиационной опасности?

126

10. На каком основании проводят мероприятия по защите на-селения в зоне крупной радиационной аварии?

11. На основании каких критериев вводят ограничения по по-треблению продуктов питания в зоне РА в первый годпосле аварии?

12. Назовите средства коллективной защиты населения иохарактеризуйте их защитные свойства.

13. Назовите функции и размеры защитных зон создаваемыхвокруг РОО.

14. Опишите порядок проведения жидкостной дезактивации.15. Перечислите основные мероприятия по защите населе-

ния от радиационного воздействия.16. Перечислите средства индивидуальной защиты населения

и их назначение.17. Что такое антиоксиданты и каков механизм их защитного

действия?18. Что такое вмешательство и при каких радиационных на-

грузках оно носит срочный характер?19. Что такое дезактивация и как оценивается ее эффектив-

ность?20. Что такое медикаментозные средства защиты, каков ме-

ханизм их действия и порядок применения?21. Что такое радиопротекторы и комплексоны, каковы прин-

ципы их действия и порядок использования?

127

9. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС, ЕЕ ЛИКВИДАЦИЯ ИПОСЛЕДСТВИЯ

Авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС (ЧАЭС),произошедшая 26 апреля 1986 года в 1 час 23 минуты, имелакатастрофические последствия не только с позиций оценки чис-ла погибших и пострадавших, нанесенного материальногоущерба, масштабов загрязнения и его отдаленных последствий,но и по своему воздействию на психику больших контингентовнаселения, как непосредственно соприкоснувшегося с теми илииными факторами, связанными с аварией, так и оказавшегося взоне активного информационного пресса.

Реактор РБМК - 1000 (а именно такой реактор и был на чет-вертом блоке ЧАЭС) находился в железобетонной шахте, кото-рая служила защитой от радиации. Реакторное пространствонаходилось внутри герметизирующего кожуха реактора и пред-ставляло собой графитовую кладку с вертикальными отвер-стиями для установки технологических каналов, предназначен-ных для топливных кассет и циркуляции теплоносителя. Конст-руктивно ТВЭЛ был выполнен из циркониевой трубы длиной 3,5м и толщиной стенки 0,9 мм. В реакторе имелся 1661 технологи-ческий канал, омываемый током воды, движущейся снизу вверх,которая, нагреваясь, превращалась в пароводяную смесь, вы-ходящую из верхней части топливного канала. После сепарациивлаги рабочий пар поступал на турбину. Реактор управлялсяпосредством 211 регулирующих охлаждаемых стержней (дляпоглощения нейтронов содержащих бор), которые посредствомпривода могли перемещаться в вертикальных каналах. Такимобразом, обеспечивалось регулирование выделения энергии и,в случае необходимости, быстрая остановка реактора.

Причины аварии, произошедшей на четвертом блоке ЧА-ЭС, многократно проанализированы специалистами, сделавши-ми соответствующие профессиональные заключения.

Непосредственными причинами аварии явилось много-кратное нарушение правил безопасной эксплуатации реактора,так называемого регламента. При подготовке и проведенииэлектротехнических испытаний были сознательно отключенывсе средства аварийной защиты реактора, тогда как регла-мент требовал следующее: «во всех случаях запрещаетсявмешиваться в работу защиты, автоматики и блокировок,кроме случаев их неисправности…». Кроме этого, персонал

128

вывел из активной зоны реактора 204 из 211 управляющихстержней, хотя, в соответствии с регламентом, «при сниже-нии оперативного запаса реактивности до 15 стержней реак-тор должен быть немедленно заглушен». Итогом этих дейст-вий стало то, что реактор оказался в неуправляемом состояниии с какого-то момента в нем пошла неуправляемая цепная реак-ция, что привело к тепловому взрыву. Генеральный директорМАГАТЭ причиной аварии назвал «совершенно невероятные…ошибки, допущенные операторами АЭС». Исходя из анали-за ситуации, реактор необходимо было заглушить минимум заполсуток до взрыва.

Таким образом, общая причина аварии заключалась в низ-кой культуре персонала, отсутствии внутренней дисциплины ичувства ответственности при достаточном уровне профессио-нальной квалификации, что позволило грубейшим образом на-рушить правила работы, ведения технологического процесса ине соблюдать режим безопасности.

В качестве отдельной группы причин, сделавших принципи-ально возможной эту аварии, выделены системные причины,заключавшиеся в переводе АЭС из Министерства среднего ма-шиностроения в Министерство энергетики, необходимость уско-ренного развития атомной энергетики в условиях ограниченныхсредств и, следовательно, отставанию ее технического обеспе-чения, запоздалое создание Системы Независимого Государст-венного Надзора за безопасностью в атомной энергетике и низ-кую культуру безопасности.

В итоге действия персонала привели к тепловому взрывуреактора из-за перегрева теплоносителя, что вызвало возраста-ние давления пара в технологических каналах и их разрыв. Об-разовавшийся водяной пар высокого давления сдвинул вверхкрышку реактора весом порядка 2500 т, что привело к разрывуостальных технологических каналов и образованию большихобъемов перегретого пара, подбросившего крышку реактора навысоту 10-14 метров. В открытую активную зону реактора попалпар, обломки графита, ядерного топлива, материал технологи-ческих каналов и конструкционных элементов. Упавшая внизкрышка реактора разрушила часть активной зоны, что дало до-полнительный выброс в атмосферу радиоактивных загрязнений.Параллельно развивавшиеся в активной зоне химические реак-ции (взаимодействие при высокой температуре циркония и во-дяного пара) в течение 2-3 секунд привели к образованию не-

129

скольких тысяч кубометров водорода, смешавшегося в цен-тральном зале с воздухом и образовавшим взывоопаснуюсмесь, что привело к взрыву, разрушившему крышу, централь-ный зал и другие помещения четвертого блока. Взрывы и после-дующее 9-и дневное горение графитовой кладки реактора при-вели, по оценкам специалистов, к выбросу в атмосферу 3,5%осколочных радионуклидов от их общего содержания в реакторена момент аварии.

Пылегазовые радиоактивные загрязнения были разнесенывоздушными потоками по направлениям господствовавших в товремя ветров, что вызвало радиоактивное загрязнение значи-тельных территорий. Атмосферный выброс, содержавший по-рядка 30 млн. Ки, сформировал три следа затронувших, в тойили иной степени территории Украины, Беларуси, России, странБалтии, Польши, Финляндии, Швеции, Германии, Чехословакии,Югославии, Австрии, Венгрии, Болгарии, Греции. В соответствиис Международной шкалой радиационных аварий, Чернобыль-ская авария соответствует седьмому (максимальному) уровнюрадиационных аварий (табл. 13). Важнейшим уроком Черно-быльской аварии является необходимость повышения культурырадиационной безопасности, а именно, обеспечения такой ква-лификационной и психологической подготовленности всех лиц,при которой обеспечение безопасности АЭС является для нихприоритетной целью и внутренней потребностью, обусловли-вающей самосознание ответственности и самоконтроль при вы-полнении всех работ, влияющих на безопасность объекта. Вполной мере это можно относить и к другим сферам деятельно-сти людей, находящихся в контакте с объектами, представляю-щими опасность.

Первоочередными задачами на начальном этапе борьбы саварийной ситуацией были: борьба с пожаром, локализацияаварийной ситуации в разрушенной активной зоне реактора иоценка обстановки для принятия практических мер к ликвидациипоследствий аварии. В связи с масштабностью аварии и ее спе-цификой, к ее ликвидации были привлечены значительныеконтингенты (всего порядка 600 тысяч) т.н. «ликвидато-ров».

С целью борьбы с пожаром и радиоактивными выбросами ватмосферный воздух в образовавшийся в результате разруше-ния реактора кратер, было сброшено порядка 5 тыс. т разных

130

материалов, включающих составы, поглощающие нейтроны, бо-лее 2 тыс. т свинца, песок, глина, доломит и др.

Разрушенный реактор для охлаждения поливали большимколичеством воды, что привело к скоплению ее значительныхобъемов под реактором и создало опасность обрушения реакто-ра и последующего взрыва, а также загрязнения грунтовых вод.Было принято решение прорыть под реактором тоннель и соз-дать теплообменник с принудительным охлаждением. Болеедвух недель потребовалось, чтобы ситуация была взята подконтроль в такой степени, что были исключены повторные взры-вы, проникновение расплава активной зоны реактора под фун-дамент и прекращены масштабные радиоактивные выбросы ватмосферу. В ноябре 1986 г. над разрушенным реактором былпостроен саркофаг, что снизило уровень радиации в100 раз.

Помимо работ по локализации источника опасности, дляснижения радиационной нагрузки на население с первых жедней после аварии проводилось переселение людей с загряз-ненной территории, дезактивация и захоронение радиоактивныхотходов, ограничение доступа на загрязненные территории ипрекращение там хозяйственной деятельности. Принималисьмеры по снижению последствий в сельскохозяйственной сфере,ограничение потребления загрязненных продуктов питания и др.Наибольшему загрязнению подверглись Украина, Беларусь иРоссия, где из 30-километровой зоны было отселено 116 тыс.человек, а с других территорий – 220 тысяч.

Что касается острого радиационного воздействия, то «луче-вые поражения получили только те лица, которые в момент ава-рии принимали непосредственное участие в ее локализации, 2человека погибли в момент аварии, 29 человек скончались вбольнице, у 203 была установлена лучевая болезнь разной сте-пени тяжести, из них 172 были выписаны в хорошем состоянии.Всего было госпитализировано 300 человек. Случаев проявле-ния лучевой болезни среди населения зарегистрировано не бы-ло» (цитируется по В.М.Жуковский. Радиация и радиоактив-ность. Екатеринбург: Изд-во Урал.ун-та, 2004.-294с.).

С целью учета контингента, подвергшегося радиационномувоздействию в результате аварии на ЧАЭС, был создан Россий-ский государственный медико-дозиметрический регистр(РГМДР), в котором зарегистрировано свыше 508 236 человек(167 726 ликвидаторов, 8 709 эвакуированных, 303 602 прожи-вающих на загрязненных территориях, 18 308 детей ликвидато-

131

ров и 9891 отселенных). Собранная за 13 лет после авариидостоверная информация выявила 9 961 онкологических боль-ных, 8 628 умерших и 69 заболеваний лейкозом. Накопленныеза этот послеаварийный период дозы, в основном, не превыша-ли нескольких 10мЗв и были сравнимы с фоновой нагрузкой.Исключение составили группы населения общей численностьюпорядка 35 тыс., у которых дозовая нагрузка за этот период пре-высила 50 мЗв, что связано с близостью территории (Брянскаяобл.) к аварийному объекту и с мозаичным характером загряз-нения.

У населения, проживающего на загрязненных территориях вБрянской, Орловской и Тульской областях, через 5 лет послеаварии отмечен устойчивый рост злокачественных новообразо-ваний (например, рак щитовидной железы), что связано с окон-чанием латентного периода. Тем не менее, прямой связи этогоявления с уровнем радиационного загрязнения территории невыявлено.

Отмечен повышенный уровень заболеваемости и инвалид-ности ликвидаторов болезнями нервной системы, системы кро-вообращения, сердечно-сосудистыми заболеваниями, болезня-ми эндокринной системы и психическими расстройствами, чтонапрямую никак не связано с радиационными эффектами. Од-нако смертность среди ликвидаторов соответствует этому пока-зателю для мужского населения России. Специалисты считаютрадиологические последствия аварии на ЧАЭС очень ограни-ченными. Так, оценка общих потерь (произошедших и предпола-гаемых в будущем) человеческих жизней от воздействия радиа-ции дает цифру не более 1000 человек, в то время, как только вавтомобильных авариях в России ежегодно гибнет порядка 30тыс. человек. Однозначно к радиобиологическим последствиямаварии на ЧАЭС можно отнести увеличение числа злокачест-венных новообразований щитовидной железы на загрязненныхтерриториях Украины, Беларуси и России.

Тем не менее, у жителей районов, подвергшихся радиоак-тивному загрязнению, и у ликвидаторов наблюдают многочис-ленные отклонения состояния здоровья от нормы, которые мо-гут быть вызваны психическими и социально-экономическими(низкий уровень жизни) причинами. В выводах МеждународногоЧернобыльского Проекта, появившихся в результате работы 200независимых экспертов из 23 стран и 7 международных органи-заций, отмечено, что после Чернобыльской аварии и других ра-

132

диационных инцидентов преобладают психологические эффек-ты, формируемые разными факторами, в том числе, и радио-фобией, когда у человека, находящегося в загрязненной зоне,возникают ассоциации с жертвой ядерного взрыва и ожиданиедля себя подобных последствий. Возникающее состояниестресса, усугубляемого отсутствием рецепторов на воздействиеИИ, приводит к разбалансировке важных жизненных систем ор-ганизма, особенно, нервной системы. Результатом этого явля-ется изменение гормонального статуса и снижение иммунитета,что в итоге увеличивает риск инфекционных заболеваний. Од-нако, несмотря на то, что последствия аварии, связанные создоровьем населения, определяются главным образом психиче-ским фактором, формируемым в значительной мере радиофо-бией, толчком всему служит РА, а снижению уровня стресса приаварии будет способствовать избавление от радиофобии, чтовозможно лишь посредством приобретения знаний о природерадиоактивности, особенностях радиационно опасных объектови правилах поведения при радиационных авариях.

Контрольные вопросы1. Каковы причины аварии на ЧАЭС?2. Дайте характеристику фаз аварии и ее последствиям по

масштабам радиационного загрязнения территории.3. Перечислите мероприятия по локализации источника ра-

диационного загрязнения.4. Каковы последствия аварии для населения прилегающих

территорий и участников ее ликвидации?5. Какие уроки извлечены из аварии на ЧАЭС?

133

10. РАДИАЦИОННАЯ ОБСТАНОВКА НА УРАЛЕИ В СВЕРДЛОВСКОЙ ОБЛАСТИ

В Уральском, как и в любом другом регионе, радиационнаяобстановка определяется естественно действующими фактора-ми, факторами связанными с деятельностью в регионе человекаи внешним воздействием, определяющим перенос радиоактив-ных веществ от их источников, находящихся в других регионах.

Первый фактор, преимущественно, связан с геологическимиособенностями, определяющими наличие естественных источ-ников радиации в виде месторождений или пород с повышен-ным содержанием радиоактивных элементов и условий проник-новения последних в водные источники и приземные слои атмо-сферного воздуха. Эти обстоятельства определяют наличиезначительного количества территорий с аномальным содержа-нием радона в воде (свыше 60 Бк/л, достигая в отдельных слу-чаях 2000-3000 Бк/л) и почвенном воздухе (свыше 40 кБк/м куб.,достигая в зоне месторождений 200 кБк/м куб), что, в свою оче-редь, обусловливает на этих участках повышенную величинурадиационного фона (свыше 0,15 мкЗв/ч). Вклад космическогооблучения на Урале оценивается в 400 мкЗв/год на человека, адозовая нагрузка от тропосферных выпадений, которые, хотя иявляются преимущественно результатом проводившихся ранееиспытаний ядерного оружия, но определяются в настоящеевремя естественными процессами, составляет порядка 10% отэтой величины.

На данный момент радиационную ситуацию на территори-ях, не относящихся к зонам аварийного воздействия или непо-средственно прилегающих к предприятиям атомно-промышленного комплекса, можно охарактеризовать как стаби-лизировавшуюся и не выходящую за пределы допустимого воз-действия, что подтверждают результаты мониторинга. Так, поданным наблюдений (2012 г.), суммарное β-активное загрязне-ние приземного слоя атмосферного воздуха в 30-километровойзоне БАЭС составило в среднем 2,4 х 10-5 Бк/м куб., что по Cs137

в 5 раз ниже, а по Sr90 в 3,8 раза выше средней концентрации поРФ в 2011 г. Атмосферные выпадения в Свердловской областипо уровню суммарной среднегодовой β-активности составили вэтот период 0,32 Бк/м кв. в сутки. Это ниже аналогичного показа-теля по РФ в 3,4 раза (1,1 Бк/м кв. в сутки). Контроль состоянияповерхностных вод, осуществляемый в зоне действия Белояр-

134

ской АЭС в 2012 г., показал, что максимальные содержания вводе 137Cs и 90Sr составили 0,116 Бк/л и 0,122 Бк/л, соответст-венно, и, хотя и были выше, чем средние показатели для рекРФ, но не превышали пределов вмешательства (11 Бк/л). Сред-нее значение естественного радиационного фона на территорииСвердловской области в 2012 г. находилось на уровне среднегопо Уралу и составило 11 мкР/час при максимальном 15 мкР/час.В большинстве пунктов контроля радиационный фон по областиколебался в пределах 9-12 мкР/час.

Второй фактор определяется наличием на территории ре-гиона искусственных радиационно-опасных источников. Необхо-димо отметить, что в этом отношении Уральский регион занима-ет особое место в России, как территория сосредоточения соот-ветствующих предприятий и, соответственно, результатов ихвоздействия на окружающую среду. Сюда входят энергетиче-ские и исследовательские реакторы (Свердловская обл.), пред-приятия по производству ядерных материалов и ядерного ору-жия (Челябинская и Свердловская обл.), предприятия по пере-работке ядерного топлива (Челябинская и Свердловская обл.,Удмуртия), а также другие предприятия, связанные с переработ-кой и использованием радиоактивных материалов. Помимо это-го, в регионе имеются территории, подвергшиеся радиационно-му загрязнению в результате аварийных ситуаций (Челябинская,Свердловская и Тюменская обл.), а также места проведенияподземных ядерных взрывов, осуществлявшихся с различнымицелями (Пермский край, Башкортостан и Оренбургская обл.) ивоенных учений с использованием ядерного оружия (Тоцкий по-лигон, Оренбургская обл.) (рис. 17).

Среди перечисленных источников опасности можно выде-лить группу радиационно-опасных предприятий, работающих вштатном режиме, и группу объектов, образовавшихся в резуль-тате аварийных ситуаций или, зачастую, непродуманного ис-пользования ядерно-энергетических устройств и источников ио-низирующих излучений.

К этой группе предприятий относится ПО «Маяк» (Челя-бинская обл.), созданное в сороковых годах прошлого века с це-лью переработки делящихся материалов и получения оружейно-го плутония. В настоящее время получение оружейного плуто-ния на комбинате прекращено, но осуществляется переработкаотработанного ядерного топлива энергетических, транспортныхи исследовательских реакторов, работают радиохимическое

135

производство по получению радиоактивных изотопов, остекло-выванию высокорадиоактивных отходов и др. На начальномэтапе работы предприятия проблему образующихся радиоак-тивных отходов решали следующим образом: твердые отходыподвергались захоронению в специальных могильниках, обеспе-чивающих предотвращение попадания радиоизотопов в окру-жающую среду (высокоактивные – в бетонных многобарьерных,а среднеактивные в грунтовых).

Рис. 17. Радиационно опасные объекты Уральского региона

136

Жидкие высокоактивные отходы хранили в специальныхемкостях из нержавеющей стали, помещенных в железобетон-ные облицованные металлом поддоны, а средне- и низкоактив-ные растворы сбрасывали в каскад технологических водоемовна р. Теча, Старое и Асановские болота и бессточное оз. Кара-чай (рис. 18).

В настоящее время все высокоактивные жидкие и твердыеотходы остекловывают, а образующуюся стекловидную массузаливают в емкости из нержавеющей стали, которые подверга-ются захоронению в специальных хранилищах. Остекловываниюподвергают и часть накопившихся ранее высокоактивных жидкихотходов. Тем не менее, часть средне – и низкоактивных жидкихотходов поступает в технологические водоемы.

Рис. 18. Схема расположения водоемов-отстойников ПО Маяк ипутей подземной миграции радионуклидов

Более чем полувековой период работы предприятия иимевшие место аварийные ситуации привели к существенномурадиационному воздействию на отдельные звенья прилегающихэкосистем и значительные контингенты населения, проживаю-щего на подверженных этому воздействию территориях. По ме-

137

ре исчерпания поглощающей способности каскада технологиче-ских водоемов происходило продвижение радиоактивных изото-пов вниз по течению р. Теча с последующим преимуществен-ным накоплением их в донных отложения (рис. 19).

Рис. 19. Концентрация 137Cs в донных отложениях р. Теча

Основную опасность для людей, проживающих в этой зоне,представляло попадание РАИ в их организм с водой и по пище-вой цепочке. В результате, в деревнях, расположенных в вер-ховьях реки (почти 100 км вниз по течению от ПО «Маяк»), дляобеспечения безопасности потребовались меры по снабжениюнаселения чистой питьевой водой и запрет пользования водойиз реки, для чего было осуществлено проволочное заграждениевокруг загрязненной поймы, запрет рыбалки, охоты, выпаса ско-та, выращивания огородных культур, сенокосов. Из 19 наиболеенеблагополучных деревень была проведена эвакуация 7,5 тыс.человек. Обследование населения этой территории показало, всравнении с необлученным населением тех же административ-ных районов, повышенную заболеваемость и смертность по от-дельным видам заболеваний.

По прошествии более 30 лет после проведения, хотя и внедостаточной мере, мероприятий технического характера, от-носящихся как к самой водной системе, так и касающихся реа-билитации населения, ситуация существенно изменилась. По

138

мере удаления от ПО «Маяк», концентрация радиоизотопов вречной воде снижалась, и в устье реки составляла 2,8 Бк/л по90Sr и 0,068 Бк/л по 137Cs, что несколько выше соответствующихих содержаний в воде рек, не подверженных радиоизотопномузагрязнению, но значительно ниже норм для питьевой воды.

Донные отложения и почвы поймы, выступающие в роли ак-кумуляторов радиоизотопов, остаются достаточно загрязненны-ми, и остаются источниками вторичного загрязнения, представ-ляющими опасность в связи частичным нарушением сущест-вующего ограничительного режима местным населением (выпассельскохозяйственных животных, заготовка сена, рыболовство ит.п.). Последнее приводит к загрязнению продуктов питания(преимущественно молочных) и увеличению дозовой нагрузки нанаселение. По оценкам специалистов, она может составлять отединицы мЗв/год и выше. Результаты исследований показали,что, если в первые 19 лет после начала сбросов радиоактивныхотходов в р. Теча, у населения, проживающего в ее пойме, на-блюдали сокращение продолжительности жизни, то в после-дующие годы различий с контрольными группами населения невыявлено. В целях безопасности на этой территории ведется ивпоследствии должен осуществляться контроль радиационнойобстановки, тем более что не исключен аварийный сброс радио-активных сточных вод комбинатом и неоднородностью распре-деления загрязнений.

Реабилитационные мероприятия на настоящий момент, всвязи с улучшением и стабилизацией радиационной обстановки,должны быть связаны, преимущественно, с социальными и ме-дицинскими вопросами. Таким образом, последствия предыду-щей и настоящая деятельность ПО «Маяк» привели к тому, чторусло и пойма р.Теча превратились в радиационно опасныйприродный объект, и в настоящее время, а также в обозримомбудущем, требуют мониторинга ситуации, а безопасное пребы-вание человека в этом районе связано с выполнением правилповедения в таких условиях и наличием средств контроля ра-диационной обстановки.

В 1957 г. крупнейшая авария на ПО «Маяк» произошла из-за нарушения в системе охлаждения емкости с высокоактивны-ми отходами, что привело к их перегреву и взрыву с выбросом ватмосферу порядка 20 млн. Ки радиоизотопов, большая частькоторых осела вблизи хранилища, но около 10% в виде тонко-дисперсных аэрозолей было выброшено на высоту до 2 км и в

139

виде облака мигрировало по направлению господствующеговетра. По имеющимся данным мощность экспозиционной дозы вэпицентре аварии могла составлять 12 Зв/час или 1 200 Р/час.Осаждение радиоактивных аэрозолей из облака, двигавшегосяна северо-восток, привело к загрязнению значительных терри-торий Челябинской, Свердловской и Тюменской областей, по-лучившему название Восточно-Уральский радиоактивный след(ВУРС).

Общая площадь загрязненной территории превысила23 000 кв. км, из них около 5% – в Свердловской и Челябинскойобластях, более половины из которых относилась к сельскохо-зяйственным угодьям и было выведено из хозяйственного ис-пользования. В итоге более трехсот тысяч человек, проживав-ших в 392 населенных пунктах, оказались подверженными по-вышенному радиационному воздействию. Из них в Челябинскойобласти более десяти тысяч было отселено с территорий, гдеуровень загрязнения превысил 0,2 Ки/ кв. км (7,4 ГБк/ кв. км).

Рис. 20. Схема Восточно-Уральского радиоактивного следа. Наизолиниях указаны предельные концентрации Sr90 (ГБк/км2)

Следует отметить, что изотопный состав выброса характе-ризовался преимущественным присутствием β- и γ-активных

140

нуклидов с периодами полураспада от месяцев до десятков лет(95Zr – 65 дн., 144Ce – 284 дн., 106Ru – 1 год, 90Sr – 29 лет). Современем радиационная обстановка на территории стала улуч-шаться в силу различных причин, в том числе за счет распадакороткоживущих радиоизотопов, перераспределения нуклидовмежду различными компонентами природных систем, реабили-тационных мероприятий и хозяйственной деятельности. Так,через 30 лет после аварии, суммарное радиоактивное загрязне-ние снизилось в 30 раз, а по 90Sr – в 2 раза.

Основным радиационным фактором воздействия на чело-века было поступление в его организм 90Sr по пищевой цепочкес местными продуктами питания (преимущественно с молоком)и с питьевой водой. Дозовая нагрузка на население за 25 летпроживания без специальных мер защиты на территории с пер-воначальным загрязнением по 90Sr на уровне 1 Ки/ кв. км (37ГБк/ кв. км) составила 12 мЗв, из которых 2,6 мЗв приходится навнешнее облучение. Повышенный уровень радиации на загряз-ненных территориях сказался и на состоянии здоровья прожи-вающего там населения. Анализ онкозаболеваемости (показа-теля, характеризующего потенциальную опасность проживанияна загрязненной территории) показал, что различия (в сравне-нии с контрольной группой населения) по этому показателю на-блюдаются в старших возрастных группах у женщин и у мужчин,что в результате приводит к увеличению такого показателя, какобщая смертность. Осуществляемый постоянно мониторинг по-зволяет контролировать ситуацию в зоне ВУРСа и приниматьнеобходимые решения.

Так, к настоящему времени значительная часть сельскохо-зяйственных угодий в Челябинской и Свердловской областяхвозвращена в сферу хозяйственного использования, в ряде местсняты ограничения на использование природных ресурсов и т.д.Тем не менее, вопросы радиационной безопасности в зонеВУРСа и прилегающих к нему территориях не сняты с повесткидня. Причиной тому могут служить места локализации радиоизо-топов, образующиеся в результате их миграции в абиотическихсредах, включение нуклидов в специфические пищевые цепочкии т.п. Все это определяет соблюдение правил безопасного по-ведения и, главным образом, пользования природными ресур-сами при пребывании в зоне ВУРСа, являющейся потенциальноопасной радиоэкологической зоной.

141

Примером радиационного воздействия, вызванного не ава-рийной ситуацией, а неучтенными природными процессами,приведшими к переносу нуклидов в другие среды, служит ситуа-ция с упомянутым выше оз. Карачай, которое ПО «Маяк» ис-пользовало для сброса жидких радиоактивных отходов. С мо-мента начала сбросов в нем было накоплено свыше 100 млн. Ки(4,4 ЭБк), преимущественно, 137Cs и 90Sr, более половины кото-рых содержится в донных иловых отложениях, значительнаячасть – в породах, подстилающих дно озера, и лишь 6-7 % – не-посредственно в воде водоема. Сложная геологическая обста-новка в районе нахождения озера обусловливала непостоянствоуровня воды, в результате чего в засушливые жаркие годы онопересыхало, а в дождливые – разливалось, почти вдвое увели-чивая свою поверхность. В 1967 г. в результате падения уровняводы в озере обнажилась береговая полоса донных отложений,содержащих порядка 0,6 х 103 Ки (2,2х1013 Бк), которые ветромбыли рассеяны на расстояние около 75 км от самого озера.Площадь территории с загрязнением выше 0,1 Ки/км.кв. (3,7ГБк/км.кв.) составила 2 700 кв. км и затронула 63 населенныхпункта. Помимо этого, геологическая обстановка обусловилапроникновение загрязненных вод в систему подземных вод и ихзагрязнению. Кроме того, нахождение озера на водоразделепривело к растеканию подземных вод и опасности загрязненияисточников водоснабжения населения в пос. Новогорный.

Белоярская АЭС в Свердловской области также являетсяобъектом повышенной радиационной опасности. В связи с необ-ходимостью наличия в технологическом цикле станции водоема-охладителя, был зарегулирован сток р. Пышма и создано Бело-ярское водохранилище. В 1964 г. в эксплуатацию был пущенпервый энергоблок станции, в 1967 г. – более мощный второй, ав 1980 г. – третий блок на быстрых нейтронах БН-600 мощно-стью 600 МВт. К 1989 г. первые два блока, в соответствии с рег-ламентом МАГАТЭ, были остановлены, и в настоящее время вработе находится только третий блок, и к штатной эксплуатацииготовится построенный четвертый мощностью 800 МВт. Станцияработает в штатном режиме, и за период ее эксплуатации ра-диационно опасных аварийных ситуаций не возникало. Помимосуществующей санитарно-защитной зоны, за пределами которойнаходится пгт. Заречный, непрерывный мониторинг радиоэколо-гической обстановки ведется в 30 и 100-километровой зонестанции. После остановки 1-го и 2-го блоков, технологические

142

выбросы радионуклидов в окружающую среду существенно со-кратились и не вносят негативных изменений в радиоэкологиче-скую обстановку в зоне контроля. Так, содержание 137Cs и 90Sr впочвенном покрове 30-километровой зоны составляет 4 и 2 кБк/кв. м, соответственно, и не отличается от фоновых значений ха-рактерных для региона.

Несколько повышенное содержание 137Cs наблюдается взоне приземления факела вентиляционных выбросов станции,где оно составляет 6-9 кБк/м кв. Радиоэкологическое состояниеБелоярского водохранилища и воды р. Пышма определяетсяпопаданием в них радиоизотопов из воздушной среды, сбросомв эти водные системы талых и ливневых вод с территориипромплощадки станции через систему ливневой канализации,сбросом дебалансных вод и вод спецпрачечных и душевых по-сле спецводоочистки. Несмотря на то, что эти стоки относятся кслабоактивным, содержащиеся в них радионуклиды накаплива-ются, преимущественно, в донных отложениях и несколько по-вышают радиационный фон воды. Среднемноголетние содер-жания в воде 90Sr и 137Cs составили 0,062 Бк/л и 0,11 Бк/л, соот-ветственно. Следует отметить, что непосредственно в зонесброса концентрации указанных радиоизотопов были заметновыше. Средние содержания указанных радиоизотопов в водеаналогичного водоема-охладителя Рефтинской ГРЭС, находя-щегося в 45 километрах к северо-востоку, составило для строн-ция-90 0,034 Бк/л, а для цезия-137 0,011 Бк/л.

У наиболее распространенных видов рыб Белоярского во-дохранилища содержание 137Cs находилось в пределах 22 -133Бк/кг сырого веса, причем максимальные значения (133 Бк/кг)отмечены у такого хищника, как щука. Следует заметить, чтогигиеническими требованиями установлена допустимая концен-трация этого нуклида 130 Бк/кг.

Радиоэкологическая ситуация Белоярского водохранилищаи примыкающей территории в настоящее время стабильна и непредставляет опасности, поскольку радиационный фон практи-чески не отличается от естественного, а концентрации приори-тетных радионуклидов в воде и рыбе не выходят за пределыустановленных норм, что обусловлено штатным режимом рабо-ты станции. Тем не менее, Белоярская АЭС является источни-ком повышенной радиационной опасности, что необходимо учи-тывать при проживании и нахождении в зоне ее действия.

143

Среди радиационно опасных объектов следует выделитьпредприятие «УралМонацит», находящееся вблизи ж.д. стан-ции Зюрзя в Красноуфимском районе Свердловской области. Вначальный период становления атомно-промышленного ком-плекса СССР радиоизотоп 232Th рассматривали в качестве воз-можного источника делящегося материала, однако, в силу тех-нологических трудностей, от этого варианта отказались. Тем неменее, в опережающем порядке осуществлялась добыча радио-активного содержащего торий минерала монацит с последую-щей его переработкой и получением ториевого концентрата. Всвязи с тем, что надобность в этих продуктах отпала, всталапроблема хранения наработанного материала, которая быларешена в соответствии с требованиями того времени. Была ор-ганизована база, где до настоящего времени хранится свыше 80тыс. тонн монацитового концентрата с содержанием тория по-рядка 5%, а урана –0,2 %, и более 2 т продукта вскрытия с со-держанием тория свыше 25%, а урана – 1%.

База хранения представляет собой 19 деревянных амбаров(бывших зернохранилищ), эксплуатирующихся с сороковых го-дов прошлого столетия, и 4 металлических ангара, построенныхв семидесятых годах, где монацитовый концентрат находится вкрафт-мешках, уложенных в деревянные ящики, которые со-ставлены в штабеля высотой около четырех метров. Радиоак-тивный фон, формируемый хранилищем, определяется собст-венно торием-232 и продуктами его радиоактивного распада,включающими инертные газы радон-220 и радон-222, при рас-паде которых образуются радиоактивные элементы, находя-щиеся в виде тонкодисперсных аэрозолей. Торий и продукты егораспада являются источниками альфа- , бета- и гамма- излуче-ния.

На территории предприятия возле складов мощность дозывнешнего гамма-облучения равна 44 мЗв/год, между складами –18 мЗв/год, а на внутренней границе базы – 1 мЗв/год. Такимобразом, при отсутствии чрезвычайных ситуаций, малом време-ни жизни продуктов распада материнского изотопа и учете обо-собленности предприятия, радиационное воздействие, оказы-ваемое им на окружающую среду, практически не выходит за еготерриторию. Тем не менее, предприятие «УралМонацит» явля-ется источником повышенной радиационной опасности, что не-обходимо учитывать при нахождении вблизи него.

144

В поселке Озерный (Режевской район Свердловской обл.)до середины шестидесятых годов прошлого столетия работалаобогатительная фабрика по переработке и обогащению как при-возного ториевого сырья, так и сырья собственного месторож-дения. После закрытия производства загрязненное оборудова-ние и остатки сырья захоронили на окраине поселка в могильни-ках. Секретность объекта и специфика того времени обусловилинеинформированность населения о наличии радиационнойопасности, а, следовательно, использование радиационно опас-ных материалов в хозяйственных целях. После рекультивации в1995 г. загрязненных территорий (дезактивации домов и участ-ков, а также создании могильника с мощным защитным слоемщебня и скального грунта) уровень фона составил 0,1-0,18мкЗв/час с повышением до 2 мкЗв/час на участках, не подверг-шихся рекультивации. Загрязнение радием-226 100-метровойзоны вокруг могильника находилось в пределах 46-50 Бк/кг поч-вы, что близко к фоновому, хотя по содержанию тория-232 оно в3-4 раза выше санитарных норм. В донных отложениях реки врайоне п. Озерный также наблюдали превышение содержаниятория над существующими нормативами (от 3 до 20 раз).

Таким образом, несмотря на проведенные рекультивацион-ные мероприятия район п. Озерный является зоной повышеннойрадиационной опасности, что требует информированности на-селения и необходимости учета этого обстоятельства при нахо-ждении как в самом поселке, так и прилегающем к нему районе.

Поселок Двуреченск, находящийся на расстоянии около45 км к юго-западу от Екатеринбурга, также является зоной по-вышенной радиационной опасности. Причина этого заключаетсяв том, что расположенный там Ключевской завод ферросплавовдлительное время выпускал продукцию, содержащую цирконийи ниобий, концентраты которых в качестве сопутствующего ком-понента содержали значительные количества монацита. В силуэтого, активность шлаков, образующихся при производствеферросплавов, находилась в пределах 300-1100 Бк/кг по 232Th. Всвязи с поздним завершением строительства полигона для за-хоронения радиоактивных отходов, до 1985 г. шлаки складиро-вали в лесной зоне рядом с поселком, на свалке бытовых отхо-дов и в отвалах на территории самого завода. Поскольку насе-ление не было информировано о радиоактивном загрязнениишлаков, то оно их использовало для строительных нужд, что витоге привело к формированию очагов загрязнения.

145

Обследование домов, построенных в период активного ис-пользования металлургических шлаков в строительстве (пре-имущественно в частном секторе), показало, что более чем в30% обследованных строений радиационный фон повышен изначение суммарной дозы, обусловленной тороном и радоном,находилось в пределах от 1,5 до 2,5 мЗв/год, а в некоторых пре-вышала 3,5 мЗв/год.

Обследование улиц и приусадебных участков выявило на-личие локальных аномалий (дороги и тротуары, фундаментыдомов и теплиц), где мощность дозы колебалась в пределах 3-12 мкЗв/ч. На 400 обследованных дачных домах и участках вы-явлены 80 зон с максимальной мощностью дозы свыше 1,0мкЗв/час. В 30 случаях мощность дозы в жилом помещении на-ходилась в пределах 4,0-7,0 мкЗв/час, причем в некоторых под-валах ее значение превышало 10 мкЗв/час.

Что касается полигонов захоронения радиоактивных шла-ков (траншеи-могильники), то мощность дозы там не превышала1,0 мкЗв/час.

В итоге обследование позволило дать рекомендации по де-зактивации территории и строений, а в целом ситуация, сло-жившаяся в Двуреченске, показывает, как формируется зонаповышенной радиационной опасности в результате безответст-венного отношения власти и контролирующих органов к пробле-ме радиационной безопасности (неинформированность населе-ния и отсутствие в течение длительного времени полигона длязахоронения отходов).

Ядерные взрывы также не обошли стороной Уральскийрегион.

Тоцкие учения. Утром, 14 сентября 1954 г., в районе селаТоцкое Оренбургской области были проведены общевойсковыеучения с подрывом атомной бомбы мощностью 40 килотонн навысоте 350 м. Учения проводили для определения поражающе-го действия взрыва ядерного боеприпаса на военную технику иинженерные сооружения, а также возможности ведения боевыхдействий в условиях радиационного воздействия. В ученияхприняло участие 45 тысяч военнослужащих.

Из населенных пунктов, прилегающих к зоне учений, насе-ление было временно эвакуировано. В отдельных случаях лю-дей просто предупреждали о предстоящем взрыве, но при этомне эвакуировали. Значительная часть жителей не знала о харак-тере поражающего действия ядерного оружия и наблюдала за

146

необычным явлением с крыш домов. В деревнях, находившихсяза десятки километров от эпицентра, взрывной волной выбилостекла в окнах домов, а три деревни полностью сгорели.

Образовавшиеся в результате взрыва облако и столб пыливысотой порядка 12-15 км из зоны учений были отнесены ветромна север-восток, что привело к образованию полосы радиоак-тивного загрязнения территории, протяженностью порядка 210км (рис.21.).

Рис. 21. Схема распространения предполагаемого радиоак-тивного облака после взрыва атомной бомбы во время Тоцкихучений (модель 1998 г.)

Результаты обследования населения, проживающего врайоне проведения учений, показали, что, по сравнению с пе-риодом, предшествовавшим учениям, возросла общая заболе-ваемость и смертность (в 1,8 раза) на фоне снижения рождае-мости в 2,6 раза. Также возросла детская заболеваемость исмертность, причем второе место заняла смертность от врож-денных уродств.

Максимальный уровень онкозаболеваний и смертности (вт.ч. и детской) в течение 15-20 лет после учений пришелся нанаселение, проживавшее на загрязненной территории на удале-нии 20-30 км от эпицентра взрыва.

147

В настоящее время ситуация в районе относительно благо-получна, что обусловлено значительным периодом времени,прошедшим с момента учений. Это обстоятельство определилораспад основной массы радиоактивных изотопов (в т.ч. и таких,как 90Sr и 137Cs) и их миграцию с поверхностного слоя почвенно-го покрова. Так , 90Sr в почвах обследованных территорий при-сутствует в количествах, не превышающих 10 Бк/кг, а содержа-ние 137Cs превышает фоновый уровень не более чем в 1,4-3,2раза. Отмечено некоторое превышение содержания над фономплутония (от 1,5 до 5 раз) в почвенно-растительном покрове.

Подземные ядерные взрывы. В Уральском регионе ихпроводили для увеличения нефтеотдачи пластов нефтяных ме-сторождений, создания

подземных газохранилищ, а также для выброса грунта с це-лью прокладки канала для переброски воды северных рек, что, ксчастью, не было осуществлено.

Пермская область. В 1969 г. вблизи г. Оса на глубине по-рядка 1200 м были проведены два ядерных взрыва общей мощ-ностью 7 килотонн, что позволило дополнительно извлечь около0,5 млн. тонн нефти. Помимо этого произошло загрязнение неф-ти продуктами распада и увеличение концентрации радона впочвенном воздухе, обусловленное увеличением проницаемо-сти горных пород. Проведенное спустя 30 лет обследованиерайона взрывов показало, что мощность экспозиционной дозыне превышала 0,20-0,25 мкЗв/час. Было отмечено загрязнениеподземных вод 137Cs на уровне 120 Бк/л. Следует указать на от-сутствие информированности населения о качестве вод под-земных источников.

В Красновишерском районе Пермской области в восьмиде-сятых годах был осуществлен подрыв пяти ядерных зарядов наглубине 2500 м непосредственно в скважинах нефтедобычи, чтопозволило извлечь дополнительно 5 млн. тонн нефти. Обследо-вания в зоне взрывов в конце девяностых годов показали, что,несмотря на то, что мощность дозы находилась в пределах 0,2-0,25 мкЗв/час, из скважин происходили выбросы радиоактивныхгазов, а в почвенном воздухе содержание радона доходило до28 кБк/ куб. м. Последнее связано с образованием проницаемыхзон в результате воздействия ударной волны взрыва. Помимоэтого, до настоящего времени вода, выходящая с нефтью изскважин, обогащена 137Cs.

148

Помимо этого, в 1971 г. в Чердынском районе Пермской об-ласти был произведен наземный взрыв трех ядерных зарядовсуммарной мощностью порядка 160 килотонн с целью созданияканала для переброски воды р. Печеры в р. Каму. Заряды былирасположены на глубине порядка 130 м на расстоянии около 160м друг от друга. Инженерная цель взрыва не была достигнута(направленный выброс грунта), но возникло озеро глубиной 15м, шириной 340 и длиной порядка 700 м. Через четверо сутокмощность экспозиционной дозы на поверхности воды находи-лась в пределах 0,01-0,12 Зв/час. В 1993 г. мощность дозы со-ставляла 2-3 мкЗв/час, а в отдельных местах до 25 мкЗв/час.Радиационная обстановка определялась изотопами 60Co, 90Sr и137Cs. Содержание в почве 137Cs и 90Sr достигало 11000 и 1000Бк/кг, соответственно, а в растениях эти величины не превыша-ли, соответственно, 400 и 430 Бк/кг.

Подземные ядерные взрывы были осуществлены в Орен-бургской области с целью создания подземных хранилищ газа(10 взрывов) и в Башкортостане (4 взрыва) на нефтяных ме-сторождениях для увеличения нефтеотдачи.

Восточно-Чернобыльский радиоактивный след, образо-вавшийся в результате аварии 26 апреля 1986 г. на Чернобыль-ской АЭС, также внес свой вклад в радиационную обстановку наУрале и в Свердловской области в частности. Пройдя Европей-скую часть РФ, след распространился на южные районы Перм-ской области (в настоящее время Пермский край), затронулчасть северных районов Свердловской области и в большей ме-ре – ее южную часть, 30 апреля достигнув Екатеринбурга и рас-пространившись далее до Тюмени (рис. 22).

В пределах Свердловской области уровни загрязнения тер-ритории 137Cs колебались в основном в пределах 3,7-7,5 ГБк/ кв.км с тенденцией понижения в восточном направлении, с участ-ками, где плотность загрязнения 137Cs составляла 18,5-43,7 ГБк/кв. км.

Необходимо отметить, что атмосферные осадки в виде до-ждя и мокрого снега, наблюдавшиеся в момент прохождениярадиоактивного облака над территорией Свердловской области,способствовали возникновению участков аномально высокогозагрязнения поверхности и, следовательно, повышенному ра-диационному фону. Так, в Екатеринбурге на асфальтовых по-крытиях мощность дозы составляла от 0.25 до 0,5 мкЗв/час, нагазонах – до 0,6, а в сугробах – до 2,15 мкЗв/час. Оценки наибо-

149

лее вероятных мощностей доз внешнего облучения населенияна 30 апреля составили (мкЗв/час) для г. Екатеринбурга – 0,72, г.Каменска-Уральского – 0,27, г. Н. Тагила – 0,17,г. Краснотурьинска – 0,14.

Рис.22. Карта-схема распространения Восточно-Чернобыльскогоследа по территории Свердловской области (1986 – 1987 гг.)

150

За год, прошедший после Чернобыльской аварии, индиви-дуальная годовая доза для жителей Екатеринбурга составила117, а Каменска-Уральского – 41,7 мкЗв. Спустя два года послеаварии, радиационное загрязнение обусловило двукратное по-вышение фона на территориях Кировского, Орджоникидзевско-го, Ленинского и Железнодорожного районов Екатеринбурга.Появились локальные участки радиоактивного загрязнениявблизи водостоков с крыш, канализационных колодцев, углуб-лений на поверхности почвы, где за счет водной миграции кон-центрировались радиоизотопы, первоначально вымытые осад-ками из «Чернобыльского облака». В этих местах мощности дозколебались в пределах от 0,65 до нескольких мкЗв/час.

Несмотря на то, что во время и после снегопада 30 апреляв Екатеринбурге проводили такое дезактивационное мероприя-тие, как смыв снежного покрова в ливневую канализацию и по-следующее использование поливальной техники для очисткидорожного полотна, не было сделано самого главного, а именно,информирования населения о радиационной аварии и выдачирекомендаций по поведению в конкретных условиях.

Последующие обследования территории города выявилизначительное количество участков локального загрязнения, при-чина возникновения которых была связана с Восточно-Чернобыльским радиоактивным следом, а также с неконтроли-руемым использованием радиоактивных изотопов.

Контрольные вопросы1. Дайте общую характеристику радиационной обстановки в

Уральском регионе и Свердловской области.2. Перечислите основные радиационно опасные объекты на

Урале и укажите их местоположение.3. Охарактеризуйте ПО «Маяк» как радиационно опасный

объект.4. Каковы причины аварии на ПО «Маяк» в 1957 г. и ее по-

следствия?5. Охарактеризуйте БАЭС как радиационно опасный объект

и ее влияние на радиационную обстановку.6. Какое влияние оказала авария на ЧАЭС на радиационную

обстановку в Свердловской области?

151

11. ДЕЙСТВИЯ НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ РАДИАЦИОННОЙАВАРИИ

Если вы проживаете в зоне возможного воздействия радиа-ционно опасного объекта, необходимо знать правила поведенияв случае аварии и всегда иметь дома минимально необходимыесредства защиты. Помимо этого необходимо располагать ин-формацией о расположении РОО, средствах и способах опове-щения об аварийной ситуации, местоположениях убежищ и ук-рытий в районе проживания, а также сборных эвакуационныхпунктах и районах эвакуации. Следует узнать также, где и какимобразом будет производиться выдача средств защиты. Эту ин-формацию следует узнать в местной администрации и штабе поГО и ЧС. Кроме этого нужно иметь дома минимальный запаспродуктов, воды, препараты йода и герметизирующие материа-лы (пленка, скотч и т.п.).

При поступлении информации о радиационной аварии, есливы находитесь на улице, необходимо выполнять указания, со-провождающие сообщение, но в любом случае необходимо мак-симально сразу же защитить органы дыхания платком или шар-фом (при отсутствии респиратора) и быстро укрыться в бли-жайшем здании или своей квартире. Войдя в укрытие или квар-тиру, снимите с себя головной убор, верхнюю одежду, обувь, исложите их в пластиковый пакет или заверните в пленку, оста-вив пакет у двери или на лестничной площадке. Наденьте чис-тую одежду. Немедленно закройте открытые окна и двери, атакже вентиляционные отверстия. Наденьте респиратор (увлаж-нение респиратора, ватно-марлевой повязки или ткани, исполь-зуемой для защиты органов дыхания, повышает их эффектив-ность). После этого включите радиоприемник, телевизор илиприемник проводного вещания, чтобы обеспечить получениеинформации и указаний к дальнейшим действиям от местныхвластей. Загерметизируйте помещение, заделав все щели и от-верстия в окнах, дверях и вентиляционных каналах. Проверьтеналичие запасов воды (она должна быть в посуде с плотно при-легающими крышками) и продуктов. Открытые продукты поло-жите в полиэтиленовые пакеты или заверните в пленку и помес-тите в холодильник. Вода и продукты должны находиться в хо-лодильнике, закрываемом шкафу или кладовке. В помещениинужно находиться вдали от окон. После специального указаниячерез средства массовой информации следует сразу же провес-

152

ти йодную профилактику, продолжая ее в дальнейшем в соот-ветствии с рекомендациями.

В случае длительного пребывания в помещении следуетсоблюдать правила личной гигиены, в том числе и при приготов-лении пищи. Покидать помещение (квартиру) можно лишь прикрайней необходимости и на короткое время. Перед выходом наулицу следует надеть респиратор (повязку), плащ или накидкуиз подручных полимерных материалов, перчатки, т.е. поверх-ность кожных покровов должна быть максимально закрыта. На-ходясь на улице, следует избегать касания различных предме-тов руками или одеждой. По возвращении необходимо пере-одеться в чистую одежду, а грязную одежду и обувь сложить вполиэтиленовый пакет, оставив его на лестничной площадке илиу двери. Если у вас имеется дозиметр, оцените мощность дозы вквартире или помещении, где вы находитесь.

Подготовьтесь к возможной эвакуации, собрав самые необ-ходимые вещи (документы, деньги, личные вещи по сезону, ле-карства и суточный запас продуктов, а также средства защиты) иуложите их в сумки, рюкзаки или чемоданы, обернутые поли-мерной пленкой. Вес и объем упаковок должен позволять нестиили перекладывать их без особых усилий. На каждой упаковкедолжна быть бирка с указанием фамилии и инициалов хозяина,адреса постоянного места жительства и места окончательнойэвакуации. При эвакуации, покидая квартиру, отключите всеэлектро- и газовые приборы, вынесите в мусоросборник скоро-портящиеся продукты.

153

12. ПРЕБЫВАНИЕ НА ЗАГРЯЗНЕННОЙ МЕСТНОСТИ

На территориях, подвергшихся радиоактивному заражению,когда дополнительная над фоном годовая доза облучения пре-вышает 1 мЗв, помимо проведения защитных мероприятий, на-правленных на снижение концентрации радиоизотопов в абио-тических средах и продукции сельского хозяйства и осуществ-ление контроля радиационного состояния окружающей среды ипродуктов питания, при проживании или длительном нахожде-нии населения следует выполнять определенные правила пове-дения, которые позволяют снизить или предотвратить радиаци-онную нагрузку на организм.

С целью снижения уровней внешнего и внутреннего облу-чения населения, рекомендуется соблюдение следующих мербезопасности:

- водоснабжение жилища должно быть централизованным,в противном случае колодец должен быть огражден срубом илидругим ограждением и иметь крышку;

- окна и форточки необходимо закрывать пылезащитнымисетками; во избежание попадания в квартиру уличной пыли, про-ветривание помещений проводить при скорости ветра менее 10м/сек;

- проводить ежедневную влажную уборку помещений с при-менением моющих средств; тканевые и ворсистые покрытия иизделия чистить пылесосом;

- уличную обувь мыть (особенно тщательно подошву) вспециальной емкости, вытирать и оставлять перед квартирой;

- вне квартиры оставлять верхнюю уличную одежду и го-ловные уборы;

- для предотвращения образования пыли вблизи жилых до-мов следует высаживать траву, кустарники и деревья;

- при наличии на территории двора асфальтированного илидругого твердого покрытия, его следует увлажнять;

- во время работы на приусадебном или дачном участке,для предотвращения пыления, участок необходимо увлажнять;

- при работе в поле использовать СИЗОД, защитную одеж-ду, головные уборы;

- по окончании работ в поле тщательно вытряхнуть и выко-лотить рабочую одежду, обувь, головной убор, вычистить их иоставить вне жилого помещения; принять душ;

154

- для снижения поступления радиоизотопов в выращивае-мую продукцию вносить в почву известь, минеральные и органи-ческие удобрения;

- при уборке урожая плоды не складируются на земле;- выращенную продукцию подвергать выборочному радиа-

ционному контролю;- не рекомендуется употреблять в пищу рыбу и раков из ме-

стных водоемов;- заготовка дикоросов проводится после радиационного

контроля территории;- желательно газовое отопление жилища; при использова-

нии в качестве топлива дров, золу необходимо захоронить;- при нахождении «на природе» следует ограничить время

пребывания в этих условиях, не раздеваться, не лежать на зем-ле, не разжигать костров, не купаться в неизвестных водоемах ине пить из них воду, не собирать лесные ягоды и грибы;

- постоянно соблюдать правила личной и общественнойгигиены; перед едой полоскать рот, горло и мыть с мылом руки илицо;

- употребляйте продукты питания, приобретенные в мага-зинах, а воду используйте только из проверенных источников.

155

13. ТЕХНИЧЕСКАЯ И КУЛИНАРНАЯ ОБРАБОТКА ЗАГРЯЗНЕННЫХ ПРОДУКТОВ ПИТАНИЯ

Поскольку при проживании на загрязненной территории ос-новные дозовые нагрузки на население формируются за счетпотребления воды и производимых на этой территории сельско-хозяйственных продуктов, существенного снижения дозовой на-грузки можно достичь уменьшением содержания радиоизотоповв продуктах питания путем технической и кулинарной обработки.

Уменьшению содержания загрязнений от 2 до 50 раз всравнении с исходным, способствует техническая обработка мя-са, рыбы, молока, овощей и других пищевых продуктов(табл.23). С этой целью используют переработку молока насливки, творог, сыр, масло, сухое молоко и сливки.

Таблица 23Уменьшение содержания радионуклидов в сравнении с ис-ходным, при технической переработки продуктов питания

Исходныйпродукт

Готовые блю-да, продукты

Цезий-137 Стронций-90

Молоко

Говядина све-жая

Картофель

Рыба очищен-ная

ТворогСырМаслоСливкиГовядина от-варнаяБульон

КартофельотварнойРыба отвар-ная

4-6 раз10 раз50 раз4-14 раз

2 разаДо 50% отсодержанияв говядине

17 раз10 раз

3-7 раз2 раза100 раз20 раз

2,5 разаДо 40% отсодержания вговядине

2 раза2 раза

Переработка с получением топленого молока позволяет по-лучить продукт, не содержащий радионуклидов.

Варка мяса с последующим удалением бульона позволяетудалить из него до 80% 137Cs. Эффективным является и выма-чивание мяса в растворе поваренной соли. Эта операция позво-ляет снизить содержание радиоизотопов на 80-90%. Столь же

156

эффективно длительное вымачивание рыбы или ее проварива-ние с последующим удалением раствора или бульона. Следуетотметить, что в сравнении с морской и речной рыбой, озерная вбольшей степени накапливает радионуклиды и их основное ко-личество содержится в голове и внутренних органах.

Что касается овощей, то по степени накопления ими 137Cs и90Sr их можно расположить в следующем порядке: капуста, огур-цы, томаты, лук, чеснок, картофель, морковь, свекла, редис, фа-соль, горох, щавель. Для дезактивации овощей сначала механи-чески очищают их поверхность от земли, после чего тщательнопромывают в проточной воде. Проварка картофеля, капусты исвеклы с последующим удалением отвара, дает более глубокуюдезактивацию. Что касается огурцов и томатов, то в силу их ма-лой способности к накоплению радиоизотопов, достаточно тща-тельного мытья в проточной воде с последующим засолом илимаринованием, но от употребления рассола или маринада сле-дует воздержаться.

Фрукты обычно не накапливают значительных количестврадиоизотопов, и они в основном содержатся в косточках и внебольших количествах в кожуре. Поэтому достаточным будеттщательное мытье под проточной водой с последующей очист-кой кожуры и удалением сердцевины.

Более тщательной дезактивации требуют грибы. Сначалаих необходимо очистить от песка и промыть холодной водой.После чего порезать на кусочки, залить рассолом или марина-дом, довести до кипения и кипятить 10 минут, слить рассол, ещераз промыть холодной водой и снова прокипятить в течение 20минут. Такая обработка дает 100-кратное снижение содержаниярадионуклидов в грибах. Можно отметить, что в шляпках грибов137Cs накапливается в 2-3 раза больше, чем в ножках, а способ-ность концентрировать 90Sr у темноокрашенных грибов в 5 развыше чем у светлоокрашенных, причем в сравнении с окружаю-щими их растениями эта разница может быть 1000-кратной.

Контрольные вопросы1. Что должно делать население, проживающее в зоне

влияния РОО, в случае радиационной аварии?2. Каков порядок пребывания населения на радиационно

загрязненной территории?3. Какие способы обработки и использования продуктов пи-

тания снижают уровень их радиационного загрязнения?

157

ПРИЛОЖЕНИЕ

Федеральный закон от 9 января1996 г. N 3-ФЗО радиационной безопасности населения

(с изменениями от 22 августа 2004 г., 23 июля 2008 г.)Принят Государственной Думой 5декабря 1995 года

Настоящий Федеральный закон определяет правовые основыобеспечения радиационной безопасности населения в целях охраныего здоровья.

ГЛАВА I. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

СТАТЬЯ 1. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ

В целях настоящего Федерального закона применяются следую-щие основные понятия:

Радиационная безопасность населения (далее – радиационнаябезопасность) – состояние защищенности настоящего и будущего по-колений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирую-щего излучения;

ионизирующее излучение – излучение, которое создается прирадиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряжен-ных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионыразных знаков;

естественный радиационный фон – доза излучения, создавае-мая космическим излучением и излучением природных радионуклидов,естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементахбиосферы, пищевых продуктах и организме человека;

техногенно измененный радиационный фон – естественныйрадиационный фон, измененный в результате деятельности человека;

эффективная доза – величина воздействия ионизирующего из-лучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных по-следствий облучения организма человека и отдельных его органов сучетом их радиочувствительности;

санитарно-защитная зона – территория вокруг источника иони-зирующего излучения, на который уровень облучения людей в условияхнормальной эксплуатации данного источника может превысить уста-новленный предел дозы облучения для населения. В санитарно-защитной зоне запрещается постоянное и временное проживание лю-дей, вводится режим ограничения хозяйственной деятельности и про-водится радиационный контроль;

зона наблюдения – территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль;

работник – физическое лицо, которое постоянно или временноработает непосредственно с источниками ионизирующих излучений;

158

радиационная авария – потеря управления источником ионизи-рующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, непра-вильными действиями работников (персонала), стихийными бедствия-ми или иными причинами, которые могли привести или привели к облу-чению людей выше установленных норм или к радиоактивному загряз-нению окружающей среды.

СТАТЬЯ 2. ПРАВОВОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕ-НИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1. Правовое регулирование в области обеспечения радиационнойбезопасности осуществляется настоящим Федеральным законом ииными нормативными правовыми актами Российской Федерации, атакже законами и иными нормативными правовыми актами субъектовРоссийской Федерации.

2. Федеральные законы, иные нормативные правовые акты Рос-сийской Федерации, законы и иные нормативные правовые акты субъ-ектов Российской Федерации не могут устанавливать нормы, снижаю-щие требования к радиационной безопасности и гарантиям их обеспе-чения, установленные настоящим Федеральным законом.

3.Общепризнанные принципы и нормы международного права имеждународные договоры Российской Федерации в области обеспече-ния радиационной безопасности являются в соответствии с Конститу-цией Российской Федерации составной частью правовой системы Рос-сийской Федерации.

Если международным договором Российской Федерации установ-лены иные правила, чем те, которые предусмотрены законодательст-вом Российской Федерации в области радиационной безопасности,применяются правила международного договора.

СТАТЬЯ 3. ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗО-ПАСНОСТИ

1. Основными принципами обеспечения радиационной безо-пасности являются:

принцип нормирования – непревышение допустимых преде-лов индивидуальных доз облучения граждан от всех источниковионизирующего излучения;

принцип обоснования – запрещение всех видов деятельно-сти по использованию источников ионизирующего излучения, прикоторых полученная для человека и общества польза не превы-шает риск возможного вреда, причиненного дополнительным кестественному радиационному фону облучением;

принцип оптимизации – поддержание на возможно низком идостижимом уровне с учетом экономических и социальных факто-

159

ров индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц прииспользовании любого источника ионизирующего излучения.

2. При радиационной аварии система радиационной безопас-ности населения основывается наследующих принципах:

предполагаемые мероприятия по ликвидации последствийрадиационной аварии должны приносить больше пользы, чемвреда;

виды и масштаб деятельности по ликвидации последствийрадиационной аварии должны быть реализованы таким образом,чтобы польза от снижения дозы ионизирующего излучения, за ис-ключением вреда, причиненного указанной деятельностью, быламаксимальной.

СТАТЬЯ 4. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙБЕЗОПАСНОСТИ

Радиационная безопасность обеспечивается:проведением комплекса мер правового, организационного,

инженерно-технического, санитарно-гигиенического, медико-профилактического, воспитательного и образовательного харак-тера;

осуществлением федеральными органами исполнительнойвласти, органами исполнительной власти субъектов РоссийскойФедерации, органами местного самоуправления, общественнымиобъединениями, другими юридическими лицами и гражданамимероприятий по соблюдению правил, норм и нормативов в облас-ти радиационной безопасности;

информированием населения о радиационной обстановке имерах по обеспечению радиационной безопасности;

обучением населения в области обеспечения радиационнойбезопасности.

ГЛАВА II. ПОЛНОМОЧИЯ РОССИЙСКОЙФЕДЕРАЦИИ И СУБЪЕКТОВРОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИА-

ЦИОННОЙБЕЗОПАСНОСТИ

СТАТЬЯ 5. ПОЛНОМОЧИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ В ОБЛАСТИОБЕСПЕЧЕНИЯРАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

К полномочиям Российской Федерации в области обеспечениярадиационной безопасности относятся:

определение государственной политики в области обеспечениярадиационной безопасности и ее реализация;

разработка и принятие федеральных законов и иных норматив-ных правовых актов Российской Федерации в области обеспечения ра-диационной безопасности, контроль за их соблюдением;

160

разработка, утверждение и реализация федеральных программ вобласти обеспечения радиационной безопасности;

определение видов деятельности в области обращения с источ-никами ионизирующего излучения, подлежащих лицензированию;

контроль радиационной обстановки на территории РоссийскойФедерации и учет доз облучения населения;

введение особых режимов проживания населения в зонах радио-активного загрязнения;

реализация мероприятий по ликвидации последствий радиацион-ных аварий;

организация и проведение оперативных мероприятий в случае уг-розы возникновения радиационной аварии;

контроль перемещения источников ионизирующего излучения;информирование населения о радиационной обстановке;установление порядка определения социальных гарантий за по-

вышенный риск причинения вреда здоровью граждан и нанесенияубытков их имуществу, обусловленных радиационным воздействием;

установление порядка возмещения причиненных вреда здоровьюграждан и убытков их имуществу в результате радиационной аварии;

создание и обеспечение функционирования единой системы го-сударственного управления в области обеспечения радиационнойбезопасности, в том числе контроля и учета доз облучения населения;

регламентация условий жизнедеятельности и особых режимовпроживания на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязне-нию в результате радиационных аварий;

контроль оказания помощи населению, подвергшемуся облуче-нию в результате радиационных аварий;

регулирование экспорта и импорта ядерных материалов, радио-активных веществ и иных источников ионизирующего излучения, а так-же контроль за осуществлением их экспорта и импорта;

осуществление международного сотрудничества Российской Фе-дерации в области обеспечения радиационной безопасности и выпол-нение обязательств Российской Федерации по международным догово-рам Российской Федерации;

другие полномочия в области обеспечения радиационной безо-пасности, отнесенные к полномочиям Российской Федерации Конститу-цией Российской Федерации и федеральными законами.

СТАТЬЯ 6. ПОЛНОМОЧИЯСУБЪЕКТОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИВ ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Органы государственной власти субъектов Российской Федера-ции в области обеспечения радиационной безопасности:

разрабатывают в соответствии с положениями настоящего Феде-рального закона законы и иные нормативные правовые акты субъектовРоссийской Федерации;

161

разрабатывают и реализуют региональные (территориальные)программы в области обеспечения радиационной безопасности;

организуют контроль за радиационной обстановкой на соответст-вующей территории в пределах своих полномочий;

участвуют в организации и проведении оперативных мероприятийв случае угрозы возникновения радиационной аварии;

обеспечивают условия для реализации и защиты прав граждан исоблюдения интересов государства в области обеспечения радиацион-ной безопасности в пределах своих полномочий;

участвуют в реализации мероприятий по ликвидации последствийрадиационных аварий на соответствующей территории;

реализуют другие полномочия в области обеспечения радиаци-онной безопасности в соответствии с полномочиями, отнесенными кведению субъектов Российской Федерации, не отнесенные к полномо-чиям Российской Федерации.

ГЛАВА III. ГОСУДАРСТВЕННОЕУПРАВЛЕНИЕ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕ-ЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ, ГОСУДАРСТВЕННЫЙ-

НАДЗОР И КОНТРОЛЬ ЗА ЕЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕМ

СТАТЬЯ 7. СИСТЕМА ОРГАНОВ ИСПОЛНИТЕЛЬНОЙ ВЛАСТИ В ОБ-ЛАСТИОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1.Государственное управление в области обеспечения радиаци-онной безопасности осуществляется Правительством Российской Фе-дерации, федеральными органами исполнительной власти в соответст-вии с положениями об указанных органах.

2.Государственный контроль и надзор в области обеспечения ра-диационной безопасности проводятся федеральными органами испол-нительной власти, осуществляющими контроль и надзор в областиобеспечения радиационной безопасности в соответствии с положения-ми об указанных органах.

3.Деятельность федеральных органов исполнительной власти,осуществляющих государственное управление, государственный над-зор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности,определяется законодательством Российской Федерации.

СТАТЬЯ 8. ГОСУДАРСТВЕННЫЕ ПРОГРАММЫ В ОБЛАСТИ ОБЕС-ПЕЧЕНИЯРАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1. Для планирования и осуществления мероприятий по обеспече-нию радиационной безопасности разрабатываются федеральные про-граммы. Федеральные программы в области обеспечения радиацион-ной безопасности разрабатываются и реализуются федеральными ор-ганами исполнительной власти в порядке, установленном законода-тельством Российской Федерации.

162

2.Региональные (территориальные) программы в области обеспе-чения радиационной безопасности разрабатываются и утверждаютсяорганами исполнительной власти субъектов Российской Федерации.

3. Порядок разработки и реализации государственных программ вобласти обеспечения радиационной безопасности определяется зако-нодательством Российской Федерации.

СТАТЬЯ 9. ГОСУДАРСТВЕННОЕ НОРМИРОВАНИЕ В ОБЛАСТИОБЕСПЕЧЕНИЯРАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1.Государственное нормирование в области обеспечения радиа-ционной безопасности осуществляется путем установления санитарныхправил, норм, гигиенических нормативов, правил радиационной безо-пасности, государственных стандартов, строительных норм и правил,правил охраны труда, распорядительных, инструктивных, методическихи иных документов по радиационной безопасности. Указанные акты недолжны противоречить положениям настоящего Федерального закона.

2. Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы в об-ласти обеспечения радиационной безопасности утверждаются в поряд-ке, установленном законодательством Российской Федерации, феде-ральным органом исполнительной власти по санитарно-эпидемиологическому надзору.

Устанавливаются следующие основные гигиенические нор-мативы (допустимые пределы доз) облучения на территории Рос-сийской Федерации в результате использования источников иони-зирующего излучения:

для населения средняя годовая эффективная доза равна0,001 зиверта или эффективная доза за период жизни (70 лет) - 0,07зиверта; в отдельные годы допустимы большие значения эффек-тивной дозы при условии, что средняя годовая эффективная доза,исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,001зиверта;

для работников средняя годовая эффективная доза равна0,02 зиверта или эффективная доза за период трудовой деятель-ности (50 лет) - 1 зиверту; допустимо облучение в годовой эффек-тивной дозе до 0,05 зиверта при условии, что средняя годоваяэффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, непревысит 0,02зиверта.

Регламентируемые значения основных пределов доз облученияне включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным итехногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получае-мые гражданами (пациентами) при проведении медицинских рентгено-радиологических процедур и лечения. Указанные значения пределовдоз облучения являются исходными при установлении допустимыхуровней облучения организма человека и отдельных его органов.

163

В случае радиационных аварий допускается облучение, превы-шающее установленные основные гигиенические нормативы (допусти-мые пределы доз), в течение определенного промежутка времени и впределах, определенных санитарными нормами и правилами.

Установленные настоящей статьей основные гигиенические нор-мативы (допустимые пределы доз)облучения населения для отдельныхтерриторий могут быть изменены Правительством Российской Федера-ции в сторону их уменьшения с учетом конкретной санитарно-гигиенической, экологической обстановки, состояния здоровья населе-ния и уровня влияния на человека других факторов окружающей среды.

3. Правила радиационной безопасности, регламентирующие тре-бования к обеспечению технической безопасности при работах с ра-диоактивными веществами и другими источниками ионизирующего из-лучения, утверждаются федеральным органом исполнительной властипо атомному надзору в порядке, установленном законодательствомРоссийской Федерации.

4.Государственные стандарты, строительные нормы и правила,правила охраны труда, распорядительные, инструктивные, методиче-ские и иные документы по вопросам радиационной безопасности ут-верждаются и принимаются уполномоченными на то федеральнымиорганами исполнительной власти или организациями в пределах ихполномочий.

СТАТЬЯ 10. ЛИЦЕНЗИРОВАНИЕ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ В ОБЛАСТИ ОБ-РАЩЕНИЯ СИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1.Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы вобласти обращения с источниками ионизирующего излучения, проекти-рование, сооружение источников ионизирующего излучения, конструи-рование и изготовление для них технологического оборудования,средств радиационной защиты, а также работы в области добычи, про-изводства, транспортирования, хранения, использования, обслужива-ния, утилизации и захоронения источников ионизирующего излученияосуществляются только на основании специальных разрешений (ли-цензий), выданных органами, уполномоченными на ведение лицензи-рования.

2.Лицензирование деятельности в области обращения с источни-ками ионизирующего излучения осуществляется в порядке, установ-ленном законодательством Российской Федерации.

СТАТЬЯ 11. ПРОИЗВОДСТВЕННЫЙ КОНТРОЛЬ ЗА ОБЕСПЕЧЕНИ-ЕМРАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1.Организации, осуществляющие деятельность с использованиемисточников ионизирующего излучения, проводят производственныйконтроль за обеспечением радиационной безопасности.

164

2. Порядок проведения производственного контроля определяет-ся для каждой организации с учетом особенностей и условий выпол-няемых ею работ и согласовывается с органами исполнительной вла-сти, осуществляющими государственное управление, государственныйнадзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.

3. Должностные лица, осуществляющие производственный кон-троль за обеспечением радиационной безопасности, вправе приоста-навливать проведение работ с источниками ионизирующего излученияпри выявлении нарушений санитарных норм, правил и гигиеническихнормативов, правил радиационной безопасности, государственныхстандартов, строительных норм и правил, правил охраны труда, распо-рядительных, инструктивных, методических документов в областиобеспечения радиационной безопасности (далее - нормы, правила инормативы) в соответствующей организации до устранения обнаружен-ных нарушений.

СТАТЬЯ 12. ОБЩЕСТВЕННЫЙ КОНТРОЛЬ ЗА ОБЕСПЕЧЕНИЕМ РА-ДИАЦИОННОЙБЕЗОПАСНОСТИ

Общественные объединения в соответствии с законодательствомРоссийской Федерации вправе осуществлять общественный контрольза выполнением норм, правил и нормативов в области обеспечениярадиационной безопасности.

ГЛАВА IV. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ КОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОН-НОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

СТАТЬЯ 13. ОЦЕНКА СОСТОЯНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНО-СТИ

1. При планировании и проведении мероприятий по обеспечениюрадиационной безопасности, принятии решений в области обеспечениярадиационной безопасности, анализе эффективности указанных меро-приятий органами государственной власти, органами местного само-управления, а также организациями, осуществляющими деятельность сиспользованием источников ионизирующего излучения, проводитсяоценка радиационной безопасности.

2. Оценка радиационной безопасности осуществляется по сле-дующим основным показателям:

характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды;анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности

и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области ра-диационной безопасности;

вероятность радиационных аварий и их масштаб;степень готовности к эффективной ликвидации радиационных

аварий и их последствий;

165

анализ доз облучения, получаемых отдельными группами насе-ления от всех источников ионизирующего излучения;

число лиц, подвергшихся облучению выше установленных преде-лов доз облучения.

Результаты оценки ежегодно заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций, территорий.

Порядок разработки радиационно-гигиенических паспортов орга-низаций, территорий утверждается уполномоченным ПравительствомРоссийской Федерации федеральным органом исполнительной власти.

СТАТЬЯ 14. ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙБЕЗОПАСНОСТИПРИ ОБРАЩЕНИИ С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИ-

РУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

При обращении с источниками ионизирующего излучения органи-зации обязаны:

соблюдать требования настоящего Федерального закона, другихфедеральных законов и иных нормативных правовых актов РоссийскойФедерации, а также законов и иных нормативных правовых актов субъ-ектов Российской Федерации, норм, правил и нормативов в областиобеспечения радиационной безопасности;

планировать и осуществлять мероприятия по обеспечению ра-диационной безопасности;

проводить работы по обоснованию радиационной безопасностиновой (модернизируемой)продукции, материалов и веществ, техноло-гических процессов и производств, являющихся источниками ионизи-рующего излучения, для здоровья человека;

осуществлять систематический производственный контроль зарадиационной обстановкой на рабочих местах, в помещениях, на тер-риториях организаций, в санитарно-защитных зонах и в зонах наблюде-ния, а также за выбросом и сбросом радиоактивных веществ;

проводить контроль и учет индивидуальных доз облучения работ-ников;

проводить подготовку и аттестацию руководителей и исполните-лей работ, специалистов служб производственного контроля, другихлиц, постоянно или временно выполняющих работы с источниками ио-низирующего излучения, по вопросам обеспечения радиационной безо-пасности;

организовывать проведение предварительных (при поступлениина работу) и периодических медицинских осмотров работников (персо-нала);

регулярно информировать работников (персонал) об уровнях ио-низирующего излучения на их рабочих местах и о величине полученныхими индивидуальных доз облучения;

своевременно информировать федеральные органы исполни-тельной власти, уполномоченные осуществлять государственное

166

управление, государственный надзор и контроль в области радиацион-ной безопасности, органы исполнительной власти субъектов Россий-ской Федерации об аварийных ситуациях, о нарушениях технологиче-ского регламента, создающих угрозу радиационной безопасности;

выполнять заключения, постановления, предписания должност-ных лиц уполномоченных на то органов исполнительной власти, осуще-ствляющих государственное управление, государственный надзор иконтроль в области обеспечения радиационной безопасности;

обеспечивать реализацию прав граждан в области обеспечениярадиационной безопасности.

СТАТЬЯ 15. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИВОЗДЕЙСТВИИПРИРОДНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

1. Облучение населения и работников, обусловленное радо-ном, продуктами его распада, а также другими долгоживущимиприродными радионуклидами, в жилых и производственных по-мещениях не должно превышать установленные нормативы.

2. В целях защиты населения и работников от влияния при-родных радионуклидов должны осуществляться:

выбор земельных участков для строительства зданий и со-оружений с учетом уровня выделения радона из почвы и гамма-излучения;

проектирование и строительство зданий и сооружений с уче-том предотвращения поступления радона в воздух этих помеще-ний;

проведение производственного контроля строительных ма-териалов, приемка зданий и сооружений в эксплуатацию с учетомуровня содержания радона в воздухе помещений и гамма-излучения природных радионуклидов;

эксплуатация зданий и сооружений с учетом уровня содер-жания радона в них и гамма-излучения природных радионуклидов.

3. При невозможности выполнения нормативов путем сниже-ния уровня содержания радона и гамма-излучения природных ра-дионуклидов в зданиях и сооружениях должен быть изменен ха-рактер их использования.

4. Запрещается использовать строительные материалы и из-делия, не отвечающие требованиям к обеспечению радиационнойбезопасности.

СТАТЬЯ 16. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИПРИПРОИЗВОДСТВЕ ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ И ПРИ ПОТРЕБЛЕ-

НИИ ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ

Продовольственное сырье, пищевые продукты, питьеваявода и контактирующие с ними в процессе изготовления, хране-

167

ния, транспортирования и реализации материалы и изделия долж-ны отвечать требованиям к обеспечению радиационной безопас-ности и подлежат производственному контролю в соответствии снастоящим Федеральным законом.

СТАТЬЯ 17. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИГРАЖДАН ПРИПРОВЕДЕНИИ МЕДИЦИНСКИХ РЕНТГЕНОРАДИОЛО-

ГИЧЕСКИХ ПРОЦЕДУР

1. При проведении медицинских рентгенорадиологическихпроцедур следует использовать средства защиты граждан (паци-ентов).

Дозы облучения граждан (пациентов) при проведении меди-цинских рентгенорадиологических процедур должны соответство-вать нормам, правилам и нормативам в области радиационнойбезопасности.

2. По требованию гражданина (пациента) ему предоставляет-ся полная информация об ожидаемой или о получаемой им дозеоблучения и о возможных последствиях при проведении меди-цинских рентгенорадиологических процедур.

3. Гражданин(пациент) имеет право отказаться от медицин-ских рентгенорадиологических процедур, за исключением профи-лактических исследований, проводимых в целях выявления забо-леваний, опасных в эпидемиологическом отношении.

СТАТЬЯ 18. КОНТРОЛЬ И УЧЕТ ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕ-НИЯ

Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гра-жданами при использовании источников ионизирующего излучения,проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а такжеобусловленных естественным радиационным и техногенно измененнымрадиационным фоном, осуществляются в рамках единой государствен-ной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения, созда-ваемой в порядке, определяемом Правительством Российской Федера-ции.

ГЛАВА V. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙБЕЗОПАСНОСТИ ПРИРАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

СТАТЬЯ 19. ЗАЩИТА НАСЕЛЕНИЯ И РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА)ОТРАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

Организации, в которых возможно возникновение радиаци-онных аварий, обязаны иметь:

168

перечень потенциальных радиационных аварий с прогнозомих последствий и прогнозом радиационной обстановки;

критерии принятия решений при возникновении радиацион-ной аварии;

план мероприятий по защите работников (персонала) и насе-ления от радиационной аварии и ее последствий, согласованный сорганами местного самоуправления, органами исполнительнойвласти, осуществляющими государственный надзор и контроль вобласти обеспечения радиационной безопасности;

средства для оповещения и обеспечения ликвидации по-следствий радиационной аварии;

медицинские средства профилактики радиационных пораже-ний и средства оказания медицинской помощи пострадавшим прирадиационной аварии;

аварийно-спасательные формирования, создаваемые изчисла работников (персонала).

СТАТЬЯ 20. ОБЯЗАННОСТИ ОРГАНИЗАЦИЙ, ОСУЩЕСТВЛЯЮЩИХДЕЯТЕЛЬНОСТЬС ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИ-РУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ, ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮРАДИАЦИОННОЙ

БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

В случае радиационной аварии организация, осуществляю-щая деятельность с использованием источников ионизирующегоизлучения, обязана:

обеспечить выполнение мероприятий по защите работников(персонала) и населения от радиационной аварии и ее последст-вий;

проинформировать о радиационной аварии органы государ-ственной власти, в том числе федеральные органы исполнитель-ной власти, осуществляющие государственный надзор и контрольв области обеспечения радиационной безопасности, а также орга-ны местного самоуправления, население территорий, на которыхвозможно повышенное облучение;

принять меры по оказанию медицинской помощи пострадав-шим при радиационной аварии;

локализовать очаг радиоактивного загрязнения и предотвра-тить распространение радиоактивных веществ в окружающей сре-де;

провести анализ и подготовить прогноз развития радиацион-ной аварии и изменений радиационной обстановки при радиаци-онной аварии;

принять меры по нормализации радиационной обстановки натерритории организаций, осуществляющих деятельность с ис-пользованием источников ионизирующего излучения, после лик-видации радиационной аварии.

169

СТАТЬЯ 21. ПЛАНИРУЕМОЕ ПОВЫШЕННОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ГРАЖ-ДАН,ПРИВЛЕКАЕМЫХ ДЛЯ ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИА-

ЦИОННОЙ АВАРИИ

1. Планируемое повышенное облучение граждан, привлекаемыхдля ликвидации последствий радиационной аварии, аварийно-спасательных работ и дезактивации, может быть обусловлено тольконеобходимостью спасения людей и (или) предотвращения еще больше-го облучения их. Облучение граждан, привлекающихся к ликвидациипоследствий радиационных аварий, не должно превышать более чем в10 раз среднегодовое значение основных гигиенических нормативовоблучения для работников (персонала), установленных статьей 9 на-стоящего Федерального закона.

2. Планируемое повышенное облучение граждан, привлекаемыхдля ликвидации последствий радиационных аварий, допускается одинраз за период их жизни при добровольном их согласии и предваритель-ном информировании о возможных дозах облучения ириске для здоро-вья.

3. Социальные гарантии за повышенный риск и возмещения вре-да, причиненного радиационным воздействием здоровью лиц, привле-каемых для выполнения указанных работ, устанавливаются законода-тельством Российской Федерации.

ГЛАВА VI. ПРАВА И ОБЯЗАННОСТИГРАЖДАН И ОБЩЕСТВЕННЫХОБЪЕДИНЕНИЙ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙБЕ-

ЗОПАСНОСТИ

СТАТЬЯ 22. ПРАВО ГРАЖДАН НА РАДИАЦИОННУЮ БЕЗОПАС-НОСТЬ

Граждане Российской Федерации, иностранные граждане илица без гражданства, проживающие на территории РоссийскойФедерации, имеют право на радиационную безопасность. Этоправо обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятийпо предотвращению радиационного воздействия на организм че-ловека ионизирующего излучения выше установленных норм,правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями,осуществляющими деятельность с использованием источниковионизирующего излучения, требований к обеспечению радиаци-онной безопасности.

СТАТЬЯ 23. ПРАВО ГРАЖДАН И ОБЩЕСТВЕННЫХ ОБЪЕДИНЕНИЙНА ПОЛУЧЕНИЕИНФОРМАЦИИ

170

Граждане и общественные объединения имеют право на по-лучение объективной информации от организации, осуществляю-щей деятельность с использованием источников ионизирующегоизлучения, в пределах выполняемых ею функций о радиационнойобстановке и принимаемых мерах по обеспечению радиационнойбезопасности.

СТАТЬЯ 24. ПРЕДОСТАВЛЕНИЕ ДОСТУПА НА ТЕРРИТОРИЮ ОРГА-НИЗАЦИИ,ОСУЩЕСТВЛЯЮЩЕЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТЬ С ИСПОЛЬЗОВА-

НИЕМ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Представители общественных объединений имеют праводоступа в организацию, осуществляющую деятельность с исполь-зованием источников ионизирующего излучения, в порядке и наусловиях, которые установлены законодательством РоссийскойФедерации.

СТАТЬЯ 25. СОЦИАЛЬНАЯ ПОДДЕРЖКА ГРАЖДАН, ПРОЖИВАЮ-ЩИХ НАТЕРРИТОРИЯХ, ПРИЛЕГАЮЩИХ К ОРГАНИЗАЦИЯМ, ОСУ-ЩЕСТВЛЯЮЩИМ ДЕЯТЕЛЬНОСТЬ СИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ИСТОЧ-

НИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Граждане, проживающие на территориях, прилегающих к органи-зациям, которые осуществляют деятельность с использованием источ-ников ионизирующего излучения и в которых существует возможностьпревышения установленных настоящим Федеральным законом основ-ных пределов доз, имеют право на социальную поддержку. Порядокпредоставления социальной поддержки устанавливается законом.

СТАТЬЯ 26. ПРАВО ГРАЖДАН НА ВОЗМЕЩЕНИЕ ВРЕДА, ПРИЧИ-НЕННОГО ИХЖИЗНИ И ЗДОРОВЬЮ, ОБУСЛОВЛЕННОГО ОБЛУЧЕ-НИЕМ ИОНИЗИРУЮЩИМ ИЗЛУЧЕНИЕМ, А ТАКЖЕ ВРЕЗУЛЬТАТЕРАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ, И НА ВОЗМЕЩЕНИЕ ПРИЧИНЕННЫХ

ИМ УБЫТКОВ

1. Граждане имеют право на возмещение вреда, причиненно-го их жизни и здоровью и (или) на возмещение причиненных имубытков, обусловленных облучением ионизирующим излучениемсверх установленных настоящим Федеральным законом основ-ных пределов доз, в соответствии с законодательством Россий-ской Федерации.

2. В случае радиационной аварии граждане имеют право навозмещение вреда, причиненного их жизни и здоровью, и (или) навозмещение причиненных им убытков в соответствии с законода-тельством Российской Федерации.

171

СТАТЬЯ 27. ОБЯЗАННОСТИ ГРАЖДАН В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕ-НИЯРАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Граждане Российской Федерации, иностранные граждане илица без гражданства, проживающие на территории РоссийскойФедерации, обязаны:

соблюдать требования к обеспечению радиационной безо-пасности;

проводить или принимать участие в реализации мероприя-тий по обеспечению радиационной безопасности;

выполнять требования федеральных органов исполнитель-ной власти, осуществляющих государственное управление, госу-дарственный надзор и контроль в области радиационной безопас-ности, органов исполнительной власти субъектов Российской Фе-дерации и органов местного самоуправления по обеспечению ра-диационной безопасности.

ГЛАВА VII. ОТВЕТСТВЕННОСТЬ ЗАНЕВЫПОЛНЕНИЕ ТРЕБОВАНИЙК ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

СТАТЬЯ 28. ОТВЕТСТВЕННОСТЬ ЗА НЕВЫПОЛНЕНИЕ ИЛИ ЗА НА-РУШЕНИЕТРЕБОВАНИЙ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ

БЕЗОПАСНОСТИ

1. Лица, виновные в невыполнении или в нарушении требований кобеспечению радиационной безопасности, несут ответственность всоответствии с законодательством Российской Федерации.

2. Штрафы за административные правонарушения в областиобеспечения радиационной безопасности могут налагаться должност-ными лицами федеральных органов исполнительной власти, осуществ-ляющих государственное управление, государственный надзор и кон-троль в области радиационной безопасности, в пределах их полномо-чий и в порядке, установленном законодательством Российской Феде-рации.

3. Наложение штрафа не освобождает виновных лиц от обязан-ностей устранения допущенных нарушений, возмещения вреда, причи-ненного жизни и здоровью граждан, и(или)причиненных им убытков, атакже от возмещения убытков, причиненных юридическим лицам в ре-зультате радиационной аварии.

ГЛАВА VIII. ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЕПОЛОЖЕНИЯ

СТАТЬЯ 29. ВСТУПЛЕНИЕ НАСТОЯЩЕГО ФЕДЕРАЛЬНОГО ЗАКОНАВ СИЛУ

172

1. Настоящий Федеральный закон вступает в силу со дня егоофициального опубликования.

2. Абзацы второй, третий, четвертый, пятый, шестой и седьмойпункта 2 статьи 9 настоящего Федерального закона вводятся в дейст-вие с 1 января 2000 года.

СТАТЬЯ 30. О ПРИВЕДЕНИИ НОРМАТИВНЫХ ПРАВОВЫХ АКТОВВСООТВЕТСТВИЕ С НАСТОЯЩИМ ФЕДЕРАЛЬНЫМ ЗАКОНОМ

Предложить Президенту Российской Федерации и поручить Пра-вительству Российской Федерации привести свои нормативные право-вые акты в соответствии с настоящим Федеральным законом в течениетрех месяцев со дня его вступления в силу.

Президент Российской Федерации Б.Ельцин

Москва, Кремль9 января 1996 годаN 3-ФЗ

173

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИЗУЧЕНИЮ ДИСЦИП-ЛИНЫ «ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ»

. В результате изучения дисциплины «Основы радиацион-ной безопасности» обучающийся должен:

знать:- природу ионизирующих излучений и их источники,- основные проблемы связанные с радиацией, место и роль

человека в их возникновении;- способы защиты человека от негативного воздействия иони-

зирующих излучений;- нормативно-правовую базу по радиационной безопасности,- основы современных технологий контроля за радиационной

обстановкой;- правила поведения в случае радиационной угрозы,уметь: - применять знания в области радиационной безопасности

в учебной и профессиональной деятельности, - использовать информационно-коммуникационные техно-

логии для сбора, обработки и анализа информации,- составлять комплексную радиационную характеристику терри-

тории;- проводить оценку загрязнения окружающей среды радиоак-

тивными изотопами;- организовать краеведческую деятельность учащихся в рамках

своей профессиональной деятельности учителя.владеть:- основными методами математической обработки информа-

ции,- технологиями распространения знаний по радиационной

безопасности среди различных групп населения и, в первую оче-редь, среди учащихся,

- умением вести организационно-массовую работу по практиче-скому внедрению в жизнь норм безопасного образа жизни,

- умением налаживать связи в сфере радиоэкологической дея-тельности между администрациями МО, предприятий и учащимися.

Изучение дисциплины осуществляется в соответствии спрограммой, учитывающей специфику контингента обучающихсяне владеющих в должной мере фундаментальными знаниями вобласти таких наук как физика и химия. Для достижения постав-

174

ленных целей в программе расписаны темы лекционных, прак-тических и лабораторных занятий, примерные вопросы для кон-троля и самоконтроля, темы, вынесенные на расширенное са-мостоятельное изучение и темы рефератов. Последнее особен-но важно, т.к. инициирует обучающихся к активной самостоя-тельной работе в течение всего времени изучения дисциплины.

Написание рефератаТемы реферативных работ обучающиеся самостоятельно

выбирают из предложенного в программе списка в начале изу-чения дисциплины, но могут быть, по согласованию с препода-вателем ведущим дисциплину, предложены обучающимся са-мостоятельно. Перед началом работы с преподавателем согла-суется план работы и содержание реферата. По ходу работыобучающийся, в случае необходимости, получает консультации,а по готовности реферата представляет его преподавателю,ведущему дисциплину.

Защиты рефератов проходят в конце семестра и могут осу-ществляться как в форме устного доклада, так и в форме пре-зентации. Оформление реферата должно соответствовать госу-дарственному стандарту ГОСТ 7.32-2001, устанавливающимобщие требования к структуре и правилам оформления научныхи технических отчетов. Библиографический список должен бытьсоставлен в соответствии с ГОСТ 7.1-2003. Объем рефератадолжен составлять 10 – 15 стр. Защиты рефератов проводятсяза две недели до начала зачетной сессии.

Оформляется реферат в соответствии с требованиями коформлению курсовых работ. Содержательная его часть долж-на включать введение, где обосновывается важность рассмат-риваемой темы, имеющиеся проблемы и способы их разреше-ния. Объем введения не должен превышать 1,5 страниц. Основ-ная часть должна содержать разделы раскрывающие тему ре-ферата, а заключение (объем не более 0,5 стр.) представлятькраткое обобщение приведенного материала. При необходимо-сти реферат может содержать приложения, имеющие непосред-ственное отношение к теме.

175

Экскурсия на Белоярскую атомную электростанцию

Одним из элементов освоения дисциплины является экс-курсия на такой радиационно опасный объект (РОО) каким яв-ляется Белоярская атомная электростанция (БАЭС). Важностьэтого элемента определяется несколькими обстоятельствами:

- возможностью своими глазами не только увидеть, но и по-бывать на самом РОО,

- познакомиться с инженерной системой обеспечения ра-диационной безопасности самого технического объекта,

- познакомиться с условиями радиационной обстановки наобъекте и в зоне его действия,

- познакомиться с системой индивидуального дозиметриче-ского контроля,

- ознакомиться с работой операторов АЭС,- ознакомиться с местоположением БАЭС (пгт Заречный,

водоем-охладитель вдхр. Белоярское, санитарно-защитной зо-ной БАЭС).

Важным результатом экскурсии является формирование уобучающихся ощущения надежности объекта в плане радиаци-онной безопасности, а следовательно, ликвидации радиофобии.Уникальность результатов экскурсии обусловлена не толькотем, что БАЭС находится всего в 45 км от Екатеринбурга, но исамой возможностью ее посещения.

Порядок подготовки и организации экскурсииВ учебном плане. При знакомстве обучающихся с реакци-

ям деления тяжелых ядер, используемыми в атомной энергети-ке, необходимо дать материал по энергетическим реакторам набыстрых нейтронах, их особенностях, эффективности с точкизрения использования ядерного топлива и охарактеризовать сэтих позиций БАЭС. При изложении учебного материала свя-занного с конструктивом ядерных реакторов следует отметитьнахождение на прилегающей к АЭС территории научно-исследовательского института занимающегося радиационнымматериаловедением, а в разделе относящемся к радиационнойобстановке в районе штатно работающих РОО рассказать обиофизической станции Института экологии растений и живот-ных УрО РАН, занимающейся изучением поведения радиоак-тивных изотопов водных объектах и прилегающей к БАЭС тер-ритории.

176

Сразу по окончании экскурсии организуется обмен впечат-лениями и мнениями, а к занятию, следующему за экскурсией,обучающиеся в произвольной форме пишут отчеты о результа-тах посещения БАЭС.

В организационном плане. Экскурсия планируется на ко-нец семестра, когда обучающимися будет пройден практическивесь материал дисциплины. Это позволит не только лучше по-нимать экскурсовода-сотрудника станции, но и активно вестисебя, задавая интересующие их вопросы.

Дата экскурсии заранее согласуется с руководством БАЭСпосле чего на станцию посылается заявка, список экскурсантов,данные руководителя экскурсии (преподавателя ведущего дис-циплину) и подтверждение о прохождении всеми посетителямисоответствующего инструктажа.

Перед экскурсией преподаватель, ведущий дисциплину,еще раз кратко напоминает технологию получения электроэнер-гии на БАЭС, предлагает продумать интересующие обучающих-ся вопросы и проводит инструктаж.

В назначенный для экскурсии день группа с преподавате-лем выезжает на экскурсию.

По окончании экскурсии группа вместе с преподавателем наавтобусе возвращается в Екатеринбург.

177

ЛИТЕРАТУРА

1. Атаманюк В. Г. Гражданская оборона: учебник для вузов/ В. Г. Атаманюк, Л. Г. Ширшев, Н. И. Акимов. – Высшая школа,1986. – 207 с.

2. Безопасность жизнедеятельности. Безопасность в чрез-вычайных ситуациях природного и техногенного характера: учеб.пособие для студентов вузов по всем направлениям и спец.высш. проф. образования / В. А. Акимов и др. – М.: Высш. шк.,2007. – 592 с.

3. Безопасность жизнедеятельности: учеб. для студентоввузов / под ред. Э. А. Арустамова – М.: Дашков и к., 2001. –678 с.

4. Бекман И. Н. Радиоактивность и радиация: курс лекций,МГУ им. М.В.Ломоносова. – М., 2006 г.

5. Влияние АЭС на радиоэкологическое состояние водо-ема-охладителя / А. В.Трапезников, М. Я. Чеботина,В. Н. Трапезникова, В. П. Гусева, О. А. Николин. – Екатеринбург:изд-во «АкадемНаука», 2008. – 400 с.

6. Влияние стока р. Теча на радиоэкологическое состояниер. Исеть./ А. В. Трапезников, М. Я. Чеботина, П. И. Юшков,В. Н.Трапезников, В. П. Гусева // Радиационная безопасностьУрала и Сибири. Материалы Всероссийской научно-практической конференции 18-20 сентября 1997 г. – Екатерин-бург. – С. 24.

7. Восточно-Уральский радиоактивный след. Проблемыреабилитации населения и территорий свердловской области. –Екатеринбург: УрРО РАН, 2000. – 285 с.

8. Государственный доклад «О состоянии и об охране ок-ружающей среды Свердловской области в 2014 году». – Екате-ринбург: изд-во УМЦ УПИ, 2015 г. – 335 с.

9. Гринин А. С., Новиков В. Н. Экологическая безопасность.Защита территории и населения при чрезвычайных ситуациях:учебное пособие. – М.: ФАИР-ПРЕСС, 2000. – 336 с.

10.Егоров Ю. В. Радиация как биосферный фактор: пятьобщедоступных лекций по проблемам радиационной безопасно-сти Уральского региона: учеб. пособие по курсу «Проблемы ра-диационной безопасности Уральского региона» для специально-сти 030600 «Технология и предпринимательство» по нацио-нально-региональному вузовскому компоненту/ Юрий Вячесла-вович Егоров. – Урал.гос.пед.ун-т. – Екатеринбург, 2007. – 140с.

178

11.Жуковский В. М. Радиоактивность и радиационная безо-пасность: общедоступные лекции для студентов, журналистов,чиновников и избранников народа всех уровней. Учебное посо-бие. – Екатеринбург: изд-во Урал. ун-та, 2004. – 294 с.

12.Мархотский Я. Л.Основы радиационной безопасностинаселения: учеб. пособие / Я. Л. Мархотский. – Минск: Выш.шк.,2011. – 224 с.

13.Машкович В. П., Кудрявцева А. В., Защита от ионизи-рующих излучений: справочник 5-е изд. – М.: АП «Столица»,2013. – 496 с.

14.Машкович В.П. Основы радиационной безопасности:учеб. пособие для вузов / В. П. Машкович, А. М.Панченко. – М.:Энергоатомиздат, 1990. – 176 с.

15.Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009, Сани-тарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 . Утвержде-ны постановлением Главного государственного санитарноговрача РФ от 07.07.2009г. № 47 – URL: www.radgig.ru

16.Ободовский И. Л. Основы радиационной и химическойбезопасности: учебное пособие. – ИД «Интеллект», 2013 г.

17.Особенности радиационной обстановки на Урале/ В.И.Уткин, М. Я. Чеботина, А. В.Евстигнеев, Н. М.Любашевский. –Екатеринбург: УрО РАН, 2004 г. – 150 с.

18.О радиационной безопасности населения. Закон РФ от9.01.1996 №3-ФЗ // Полный сборник законов РФюТ.1. – М.,2001.– С.892-897.

19. Отдаленные эколого-генетические последствия радиаци-онных инцидентов: Тоцкий ядерный взрыв (Оренбургская область,1954 г.) / А. Г. Васильев, В. М. Боев, Э. А. Гидева и др. – 2-е изд.,дополн. – Екатеринбург: изд-во «Екатеринбург», 2000. – 288 с.

20.Радиационная безопасность. Принципы и средства ееобеспечения / У. Я. Маргулис, Ю. И. Брегадзе – М.: ЭдиториалУРСС, 2000. – 120 с.

21.Радиоэкология: курс лекций/ А. В.Давыдов, С. А.Игумнов,А. Г. Талалай, В. И. Уткин, В. И. Фоминых, И. М. Хайкович; подред. А. Г. Талалая. – Урал. гос. горно-геол. академия. – Екате-ринбург, 2000. – 351 с.

22. Руководство для пользователей международной шкалыядерных и радиологических событий ИНЕС. МАГАТЭ. – Вена, 2008 г.

23.Старков В.Д., Мигунов В.И. Радиационная экология. –Тюмень: ФГУ ИПП «Тюмень», 2003, – 304 с.

179

24.Тимкин А. В. Радиационная безопасность: учеб. посо-бие / А. В. Тимкин. – Мичуринск: МГПИ, 2007. – 149 с.

25.Учебник спасателя / С. К. Шойгу, М. И. Фалеев, Г. Н. Ки-риллов и др.; под общ. ред. Ю. Л.Воробьева – 2-е изд., перераб.и доп. – Краснодар: «Сов. Кубань», 2002. – 528 с.

26.Фридлендер Г., Кеннеди Дж., Миллер Дж. Ядерная химияи радиохимия. – М.: издательство «Мир», 1967. – 567 с.

27. Холл Э. Дж. Радиация и жизнь. – М.: «Медицина», 1989, –256 с.

28.Ярмоненко С. П. Медицинские последствия аварии наЧернобыльской АЭС: аналитический обзор экспертных материа-лов за 20 лет, прошедших после аварии / С. П. Ярмоненко//Медицинская радиология и радиационная безопасность: спе-циальное приложение. – 2006. – 16 с.

29.Ярмоненко С. П. Радиобиология человека и животных. –М.: Высшая школа, 1988. – 427 с.

ИНТЕРНЕТ-РЕСУРСЫ

1. http://rad-stop.ru/23-metodyi-ispolzuemyie-dlya-registratsii-ioniziruyushhiego-izlucheniya/ - Методы, используемые для реги-страции ионизирующего излучения

2. http://rad-stop.ru/radiatsionnaya-zashhita/ioniziruushee_izluchenie.html - Ионизирующее излучение и радиоактивный распад

3. http://rad-stop.ru/radiatsionnaya-zashhita/osnovi_radiacionnoi_biofisiki.html - Основы радиационнойбиофизики

4. http://dosimeter-radiation-detector.ru/booc/scintillators.ru-det.pdf – Детекторы ионизирующего излучения, ГребенщиковВ.В., СПбГТУ, кафедра "Экспериментальной ядерной физики"

5. http://kras.myatom.ru/ - Информационный центр по атом-ной энергии

6. http://rad-stop.ru/ проект «Радиация – все о радиации имерах безопасности!

7. http://www.sibghk.ru/ - сайт «Горно-химический комбинат»8. http://www.mnr.gov.ru/ - Министерство природных ресур-

сов и экологии РФ9. www. Atomsafe.ru - бюллетень программы ядерная и ра-

диоактивная безопасность10. http://www.atomic-energy.ru/ - Российское атомное сооб-

щество

180

Учебное издание

Микшевич Николай ВладиславовичКовальчук Людмила Ахметовна

РАДИАЦИОННАЯ ЕЗОПАСНОСТЬ

Учебное пособие

Редакторы В. В. Гафнер, М. А. Ли-Буланкова

Подписано в печать Формат 60х90/16.Бумага для множ. ап. Гарнитура Arial.

Печать на ризографе. Усл. печ. л.Тираж 500 экз. Заказ

Оригинал-макет отпечатан в отделе множительной техникиУральского государственного педагогического университета

620017, г. Екатеринбург, просп. Космонавтов, 26.

E-mail: uralfbg@mail.ruhttp://fbg.uspu.ru/

181

Уральский государственный педагогический университетФАКУЛЬТЕТ БЕЗОПАСНОСТИ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ

Осуществляет набор абитуриентов по направлениям подготовки:

44.03.01 ПЕДАГОГИЧЕСКОЕ ОБРАЗОВАНИЕ (уровень бака-лавриата), профиль «Безопасность жизнедеятельности», заоч-ная форма обучения, срок обучения – 4 года 6 месяцевколичество бюджетных мест – 18.

44.03.05 ПЕДАГОГИЧЕСКОЕ ОБРАЗОВАНИЕ (уровень бака-лавриата), сдвоенный профиль «Безопасность жизнедеятель-ности и экология», очная форма обучения, срок обучения 5 летколичество бюджетных мест – 20.Вступительные испытания для бакалавров (ЕГЭ):· обществознание· русский язык· математика

44.04.01 ПЕДАГОГИЧЕСКОЕ ОБРАЗОВАНИЕ (уровень маги-стратуры), программа «Образование в области безопасностижизнедеятельности», заочная форма обучения, срок обучения– 2 года 3 месяцаколичество бюджетных мест – 10.Вступительное испытание – тестирование (педагогика, основы БЖ).

По всем программам предусмотрен дополнительный наборна платное обучение.

Задать вопрос можно по электронной почте uralfbg@mail.ru,либо по телефону:

8 (343) 235-76-20 Репину Юрию Викторовичу,8 (343) 235-76-76 Мелиховой Наталье Александровне

(доп.образование),Блинову Дмитрию Ивановичу (бакалавриат, магистратура)Адрес 620017 г. Екатеринбург, проспект Космонавтов, 26, каб.

151а

182

Уральский государственный педагогический университетФАКУЛЬТЕТ БЕЗОПАСНОСТИ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ

ДОПОЛНИТЕЛЬНОЕ ОБРАЗОВАНИЕ

Профессиональная переподготовка по программе «Основы

теории и методики преподавания ОБЖ в образовательных орга-

низациях общего образования» в объеме 290 часов, форма обу-

чения – очная (4 сессии, срок обучения – 1 год).

Диплом государственного образца с присвоением квалифи-

кации «Учитель основ безопасности жизнедеятельности», обу-

чение платное.

Задать вопрос можно по электронной почте uralfbg@mail.ru,либо по телефону:

8 (343) 235-76-20 Репину Юрию Викторовичу,8 (343) 235-76-76 Мелиховой Наталье Александровне

(доп.образование),Блинову Дмитрию Ивановичу (бакалавриат, магистратура)

Адрес 620017 г. Екатеринбург, проспект Космонавтов, 26, каб.151а