Введение в радиационную медицину. Радиоактивность, закон радиоактивного распада. Дозиметрия и радиометрия. Радиационный фон земли. Уровни облучения населения от разных источников радиационного фона, страница 5

а) с точки зрения дозы облучения в результате  выпадений  из  тропосферы наибольшее значение имеют радионуклиды с Т 1/2 от нескольких суток до 2 месяцев,  такие как I-131,  Ba-140, Sr-89, т.е. они имеют  максимальное  значение  в ближайшее время после взрыва;

б) Zr-95 (Т 1/2 = 64 дня) уже не является  источником  облучения;

в) Cs-137  и Sr-90 (Т 1/2 = 30 лет) будут давать вклад в облучение приблизительно до конца века, они представляют наибольшую потенциальную опасность;

г) С-14 (Т 1/2 = 5730 лет) будет оставаться источником радиоактивных  излучений  (хотя и с низкой мощностью дозы) даже в отдаленном будущем: к 2000году он потеряет лишь 7% своей активности.

В настоящее время ЭЭД от испытаний ядерного оружия составляет

<1%  от естественных источников излучения  и  оценивается  в  0.02

мЗв/год.

Б. Еще одним источником RN, формирующих глобальные выпадения, являются предприятия ЯТЦ. ЯТЦ включает следующие стадии:

1 - добыча урановой руды,

2 - переработка ее в обогащенное U-235 ядерное топливо,

3 - производство ТВЭЛов,  которые состоят из урана в металлической,  карбидной или оксидной форме,  заключенного в оболочку из циркония, магниевого сплава или нержавеющей стали;

4 - использование ТВЕЛов на АЭС (нормальная эксплуатация АЭС),

5 - переработка отработанного ядерного топлива (для последующего использования извлеченного делящегося материала - извлекают в основном уран и плутоний),

6 -  переработка и захоронение образующихся радиоактивных отходов.

Обязательно надо  помнить о транспортировке радиоактивных материалов для обеспечения всех этих стадий.

Загрязнение ОС RN происходит на всех стадиях ЯТЦ, но наибольший вклад вносят:

а) переработка  отработанного  ядерного топлива на радиохимических заводах (РХЗ); основное значение имеют RN С-14, Kr-95, H-3,

I-129;

б) нормальная эксплуатация АЭС; при нормальной работе реактора  в  ОС удаляются (после прохождения системы очистки) газообразные, частично аэрозольные и жидкие отходы; основное значение имеют

RN I-131, радиоактивные инертные газы, Cs-137 и 134, Sr-90.

В настоящее время ЭЭД за счет использования ядерной энергетики оценивается в 0.1мкЗв/год.

Оценивая опасность нормальной работы АЭС для  человека,  хочу отметить, что проживающие вблизи угольной ТЭС мощностью 1000 МВт с учетом выбросов природных радионуклидов  (  K-40,  U-238,  Th-232,

Pb-210,  Po-210)  и химических канцерогенов (бензпирены),  в сотни раз более опасно, чем проживание вблизи АЭС аналогичной мощности.

Сравнительная оценка общего ущерба здоровью от ядерного и угольного топливного циклов (ЯТЦ и УТЦ), отнесенная к выработке 1 ГВт*год.

──────────────────────────────────────────────────────────────────

вид ущерба           │     ЯТЦ      │      УТЦ*

──────────────────────────────────────────────────────────────────

число случаев преждевременной│     1        │      300 (20-600)

смерти                       │              │

общее сокращение продолжитель│    20        │1*10+4 /(0.06-1.8)*+4/

ности жизни, чел.*год        │              │

общие потери трудоспособнос- │    10        │7*10+3 /(0.4-12)*10+3/

ти, чел.*год                 │              │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

* - без учета возможного ущерба здоровью от нераковых заболеваний, вызываемых неканцерогенными компонентами выбросов  ТЭС  (SО-2,

NО, Hg, Pb, Cd и др.)

Ситуация может  существенно  измениться  в результате крупных аварий. С этой информацией вы познакомитесь на следующих лекциях.

3. СТРОЙМАТЕРИАЛЫ: - Н = 0.1 мЗВ/год.

Если человек  находится в помещении,  доза внешнего облучения изменяется под влиянием 2 противоположно действующих факторов:

-экранирование внешнего излучения зданием;

-излучение естественных RN,  находящихся в материалах, из которых построено здание.

В зависимости от концентрации К-40, Ra-226 и Th-232 в различных стройматериалах  мощность  дозы  в домах меняется от 4*10-8 до

12*10-8 Гр/ч (0.04-0.12 мкГр/ч).  В среднем, в кирпичных, бетонных зданиях мощность дозы в 2-3 раза больше,  чем в деревянных домах и в домах из синтетических материалов,  где  она  обычно  составляет

0.04-0.05 мкГр/ч.

Удельная активность Ra-226 и Th-232 в различных стройматериалах (Бк/кг):

────────────────────────────────────────────────────────────

стройматериал              │   Ra-226    │     Th-232

────────────────────────────────────────────────────────────

дерево                        │  0.3 - 0.5  │    0.2 - 1.2

кирпич                        │ 33 - 152    │   21 - 178

бетон                         │ 11 - 80     │    9 - 105

штукатурка из природного гипса│  1 - 13     │    1 - 12

фосфогипс                     │ 24 - 255    │    3 - 22

газобетон на основе квасцовых │320 - 2620   │   24 - 115

глинистых сланцев             │             │

────────────────────────────────────────────────────────────

Здесь надо отметить, то, чем больше отходов производства пошло  на изготовление стройматериала, тем выше может быть его удельная активность.

4. ТЕЛЕВИДЕНИЕ. Н = 0.01 мЗв/год.

Источник мягкого рентгеновского излучения.

Мощность Н облучения всего тела от цветного телевизора на

L = 250 см от экрана = 2,5*10-3 мкЗв/ч

L =   5 см от экрана = 100 мкЗв/ч.

5. АВИАЦИЯ. Н = 0.05 мЗв/год.

Во время полета на самолете мощность эквивалентной дозы облучения всего тела составляет:

на высоте  8 км -  1.35 мкЗв/ч,

12 км -  5 мкЗв/ч,

20 км - 13 мкЗв/ч.

За 7 час 25 мин.  трансатлантического перелета Нью-Йорк - Париж человек получает около 50 мкЗв.