Основные опасности при авариях на радиационно-опасных объектах

Действие ионизирующий радиации на живой организм интересовало мировую науку с момента открытия и первых шагов применения радиоактивного излучения. В конце 1920-х гг. была создана Международная комиссия по радиационной защите (МКРЗ), которая разрабатывала и разрабатывает правила работы с радиоактивными веществами. Научный комитет ООН изучает широкий спектр вопросов, связанных с ИИ, особенно сейчас, когда сфера практического применения энергии ядра в мирных целях весьма и весьма обширна, это:

- энергетика − атомные электростанции, транспортные установки с ядерным «горючим» (паровозы, пароходы, ледоколы, подводные лодки, самолеты и т.д.), прямое превращение энергии излучения в электрическую (атомные элементы, батареи и т.д.);

- «меченые атомы» для научного исследования и практического использования в биологии и с/х, медицине, химии и химической промышленности, металлургии, автоматике и телемеханике, в геологической разведке при определении возраста пород;

- ионизирующие излучения для научного исследования и практических целей − дефектоскопия, медицина, стерилизация, химия и химическая промышленность, геологическая разведка, автоматика и телемеханика, светящиеся составы и т.д. Радиация по своей природе вредна для жизни. Малые дозы облучения могут «запустить» не до конца еще установленную цепь событий, приводящую к раку или генетическим повреждениям. При больших дозах радиация может разрушить клетки, повредить ткани и органы и явиться причиной скорой гибели организма. Однако нельзя все вышеназванные области применения ядерной энергии отнести к радиационно-опасным объектам.

Что же такое радиационно-опасные объекты? Радиационно-опасные объекты − это предприятия, при аварии на которых или при разрушении которых могут произойти массовые радиационные поражения людей, животных, растений и радиоактивное заражение окружающей природной среды. К ним относятся:

1. Предприятия ядерного топливного цикла − урановая промышленность, радиохимическая промышленность, ядерные реакторы разных типов, предприятия по переработке ядерного топлива и захоронению радиоактивных отходов.

2. Научно-исследовательские и проектные организации, имеющие ядерные установки и стенды.

3. Транспортные ядерные энергетические установки.

4. Военные объекты.

В предлагаемой классификации объектов промышленности рассматриваются только два вида радиационно-опасных (см. табл. 1). Это атомные электростанции (АЭС), являющиеся лишь частью ядерного топливного цикла, который начинается с добычи и обогащения урановой руды, следующий этап − производство ядерного топлива. Отработанное на АЭС ядерное топливо подвергают вторичной обработке, чтобы извлечь из него уран и плутоний. Заканчивается цикл захоронением радиоактивных отходов. На каждой стадии ядерного топливного цикла в окружающую среду попадают РВ, а особенно при авариях. Второй вид радиационно-опасных объектов − научно-исследовательские организации, имеющие ядерные установки, где тоже в случае аварии РВ попадают в окружающую природную среду.

Таблица 1

Классификация РОО

Признаки потенциальной опасности	Типовые объекты	Степени потенци-альной опасности	Характер аварий по масштабам последствий
Заражение РВ ОПС Радиационные поражения людей, животных, растений	АЭС, НИИ с ядерными установками (реакторами и стендами)	1-я степень 2-я степень	Локальная, местная, территори-альная, федеральная, трансгра-ничная
Время действия поражающих факторов	Защитные мероприятия и способы защиты	Меры профилактики (предупреждения)
От нескольких секунд до десятков сотен лет	Радиационная разведка Оценка радиационной обстановки Локализация источника заражения Оповещение персонала и населения Йодная профилактика населения Использование ЗС ГО и СИЗ Использование противорадиационных препаратов Использование защитных свойств зданий, техники, домов, квартир и т.д. Эвакуация населения из зоны заражения Проведение дозиметрического контроля	Совершенствование противоаварийной защиты Повышение надёжности оборудования Соблюдение правил эксплуатации оборудования

Радиационная авария − потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Радиоактивное загрязнение − присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте в количестве, превышающем установленные нормы.

Потенциальная опасность названных предприятий определяется количеством РВ, которое может поступить в окружавшую природную среду в результате аварий на них. Этот показатель, в свою очередь, зависит от мощности ядерной установки. Так, средняя мощность одной установки АЭС составляет примерно 800 МВт, а научно-исследовательских организаций − на несколько порядков меньше. На основании этого такие объекты по степени их опасности можно условно разделить на две группы: АЭС и НИИ с ядерными установками и стендами. Аварии на них классифицируются как по возможным масштабам последствий, так и по нормам эксплуатации (проектные, проектные с наибольшими последствиями, запроектные).

Согласно последней оценке МАГАТЭ, в 2009 г. мощность АЭС будет составлять 900-1000 ГВт, а активность отходов этой промышленности во всём мире к этому времени достигнет примерно 10¹² кюри. Для сравнения укажем, что активность стронция-90, накопившегося в атмосфере в результате испытания ядерного оружия, составляет около 10⁷ кюри.

При нормальной работе ядерных установок выбросы радиоактивных материалов в окружающую природную среду (ОПС) очень невелики, и это количество выбросов у разных реакторов колеблется в широких пределах: зависит не только от типа реактора и не только от разных конструкций реактора одного и того же типа, но также и от двух разных реакторов одной конструкции.

В процессе работы АЭС образуются различные отходы, которые по своему агрегатному состоянию могут быть жидкими, твердыми и газообразными, а в зависимости от масштаба производства или использования РВ их активность может варьироваться в очень широких пределах − от нескольких милликюри до десятков и тысяч кюри.

Отработавшее ядерное топливо АЭС с реакторами типа РБМК, ЭГП и АМБ хранится непосредственно на станциях. Увеличение количества отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и сохраняющаяся тенденция к его постоянному росту на площадках АЭС, в том числе в непосредственной близости от крупных населенных пунктов, снижает уровень ядерной безопасности. Как видим, АЭС является не только источником энергии, но и «фабрикой» изотопов. Это продукты деления урана и продукты, искусственно полученные в результате воздействия мощных потоков нейтронов на стабильные элементы конструкции реактора, − всего около 200 радионуклидов.

На всех этапах использования ядерной энергии, начиная с получения ядерного топлива, эксплуатации реактора, переработки радиоактивных отходов и заканчивая их захоронением и применением метода «меченых атомов», человек подвергается воздействию радиации.

Чтобы правильно представить себе, что происходит в организме под воздействием излучения, рассмотрим кратко процессы взаимодействия излучения с веществом.

Ионизирующее излучение (ИИ) − излучение, которое создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков.

Итак, возникающие в процессе радиоактивного распада или при осуществлении ядерных реакций излучения, проходя через вещество, взаимодействует с атомами и молекулами среды, передавая им свою энергию.

В зависимости от вида излучения процессы взаимодействия с веществом протекают по-разному. Поэтому целесообразно кратко рассмотреть взаимодействие с веществом заряженных частиц (альфа - и бета-частицы), а также нейтронов и гамма-квантов.

Альфа-частицы представляют собой поток положительно заряженных частиц − ядер атомов гелия. Альфа-частица состоит из двух протонов и двух нейтронов, поэтому ядро атома любого химического элемента, испуская такую частицу, превращается в ядро атома другого химического элемента, имеющего заряд на две, а массовое число на четыре единицы меньше, чем исходное ядро. Так, например, из плутония-239 при таком превращении образуется уран-235. Начальная скорость альфа-частиц достигает 10-20 тыс. км/с. Обладая большой энергией и зарядом, альфа-частица при столкновении с атомами среды ионизирует их. Например, в воздухе одна альфа-частица образует около 30−40 тыс. пар ионов на 1 см пути. Вследствие большой ионизирующей способности пробег альфа-частицы очень мал: в воздухе ее пробег составляет несколько сантиметров, а в жидких и твердых веществах − несколько микрон. Растратив всю свою энергию на ионизацию среды, альфа-частицы присоединяют свободные электроны и превращаются в атомы гелия. Поражающее действие альфа-частиц связано с ионизацией ими атомов биологической ткани. Однако опасность от альфа-частиц возникает только при попадании альфа-радиоактивных веществ внутрь организма. Внешнее облучение альфа-частицами не представляет опасности, поскольку они легко поглощаются одеждой и верхним слоем кожи.

Бета-частицы − это поток быстрых электронов или позитронов. Соответственно этому различают электронный бета-распад (распад с испусканием электрона) и позитронный бета-распад (распад с испусканием позитрона). При электронном бета-распаде происходит превращение одного из нейтронов ядра в протон, поэтому вновь образованное ядро имеет атомный номер на единицу больше по сравнению с исходным ядром, а массовое число его остается прежним. Например, естественный радиоактивный изотоп висмут-83 превращается в изотоп с атомным номером 84 и тем же массовым числом 209, т.е. в полоний-84. При позитронном бэта-распаде происходит превращение одного из протонов ядра в нейтрон и, следовательно, атомный номер этого ядра уменьшается на единицу, а массовое число остается без изменения. Следует отметить, что позитронный бета-распад встречается очень редко и только у искусственных радиоактивных изотопов.

Скорость движения бета-частиц колеблется в очень широких пределах и может приближаться к скорости света. Бета-частицы так же, как и альфа-частицы, ионизируют атомы среды, но их ионизирующая способность в сотни раз меньше ионизирующей способности альфа-частиц. Поэтому бета-частицы проходят в среде значительно больший путь: в воздухе − несколько метров, в твердых телах − несколько миллиметров. Бета-излучение почти наполовину ослабляется летней одеждой.

Гамма-излучение представляет собой электромагнитное излучение, подобное рентгеновским лучам. Оно распространяется со скоростью света. Ионизирующая способность гамма-излучения в десятки раз меньше, чем бета-частиц, в связи с этим оно обладает большей проникающей способностью. В воздухе гамма-излучение распространяется на сотни метров, свободно проникая сквозь одежду и слабо поглощаясь защитными материалами, например, для гамма-излучения с энергией 1 Мэв слой половинного ослабления в воздухе равен примерно 100 м, а в свинце – 1см.

Гамма-излучение в процессе прохождения через вещество взаимодействует с электронами атомов, электрическим полем ядра, а также с протонами и нейтронами, входящими в состав ядра. При всех процессах взаимодействия гамма-излучения с веществом часть энергии излучения преобразуется в кинетическую энергию электронов, которые, проходя через вещество, производят ионизацию.

Нейтроны представляют собой поток незаряженных частиц, при прохождении через вещество взаимодействуют только с ядрами атомов. Основными видами взаимодействия нейтронов со средой являются их рассеяние при соударениях с ядрами атомов среды (аналогично столкновению двух бильярдных шаров) и захват ядрами атомов. Для нейтронов, обладающих большой энергией − порядка 0,5 Мэв и более (10 − 20 Мэв), т.е. быстрых нейтронов, характерно упругое или неупругое рассеяние, состоящее в том, что нейтроны, взаимодействуя с ядрами атомов, передают им часть своей энергии. Нейтроны, потерявшие после ряда столкновений почти всю энергию до 0,1 эв, т.е. тепловые нейтроны, наиболее вероятно будут испытывать процесс радиационного захвата ядрами атомов среды и, таким образом, прекратят свое самостоятельное существование. Подводя итоги, можно отметить, что при всех процессах взаимодействия нейтронов с веществом образуются либо заряженные частицы − ядра отдачи, непосредственно производящие ионизацию, либо гамма-кванты, которые производят ионизацию за счет вторичных частиц.

Альфа- и бета- частицы, гамма-излучение, нейтроны, протоны, ядра отдачи, многозарядные ионы, которые принято называть проникающим или ионизирующим излучением, при прохождении через вещество расходуют свою энергию в основном на ионизацию и возбуждение. Известно, что время жизни ионизированных и возбужденных атомов ничтожно мало, порядка 10⁻⁶ с. В простых веществах в процессе рекомбинации (воссоединение положительных и отрицательных ионов) образуются молекулы исходного вещества, т.е. в результате ионизация не вызывает изменения химического состава вещества.

Если же происходит ионизация или возбуждение сложных молекул, то это приведет либо к разрушению молекулы, либо к образованию химически свободных радикалов с ненасыщенными валентностями; последние могут инициировать ряд химических реакций, вследствие чего возникают новые химические соединения. В биологических объектах образование свободных радикалов или распад молекул приводят к изменению биохимических процессов в организме. Известно, что 2/3 общего состава ткани человека составляют вода и углерод; вода под воздействием излучения расщепляется на водород и гидроксильную группу ОН⁻, которые либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений образуют продукты с высокой химической активностью: гидратный окисел НО₂, перекись водорода Н₂О₂. Эти соединения взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая ее, т.е. нарушается нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ в организме.

Рентгеновское и гамма-излучение прежде всех других видов ИИ нашли практическое применение, особенно в биологии и медицине. В то же время исторически наиболее ранним и хорошо разработанным методом регистрации излучения является ионизационный, широко используемый и сейчас. В связи с этим предпринимались попытки установить такие единицы измерения излучения, которые позволили бы связать ионизационный эффект с поглощенной энергией излучения. В 1928 г. в качестве такой единицы был принят рентген (р). Однако это создавало ряд неудобств, так как рентген был введен для оценки поглощенной энергии только для рентгеновского и гамма-излучения и не учитывал другие виды ИИ в воздухе и радиационный эффект в других средах. Это потребовало пересмотра ранее существовавшей терминологии и введения рада − новой единицы поглощенной дозы, являющейся универсальной для всех видов излучения и однозначно связанной с радиационными эффектами, возникающими под воздействием излучения.

Ввиду того, что ионизационные методы измерения до настоящего времени широко используются на практике и многочисленная дозиметрическая аппаратура отградуирована в рентгенах, эта единица не исключена из арсенала метрологических единиц. Поэтому в ГОСТе наряду с единицей рад осталась единица рентген.

Сейчас для характеристики дозы по эффекту ионизации применяется так называемая экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучений.

Экспозиционная доза (Д_экв.) − количественная характеристика фотона излучения, которая основана на его ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и представляет собой отношение суммарного заряда всех ионов каждого знака, созданных фотонами, к массе воздуха в этом объеме. За единицу принят кулон на килограмм − 1 Кл/кг.

Кулон на килограмм − экспозиционная доза фотонного излучения, при которой сопряженная с этим излучением корпускулярная эмиссия на килограмм сухого атмосферного воздуха производит в воздухе ионы, несущие заряд в 1 кулон электричества каждого знака. Внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген.

Рентген (р) − доза фотонного излучения в воздухе, при которой сопряженная с этим излучением корпускулярная эмиссия, возникающая в 0,001233 (1 см) сухого воздуха при нормальных условиях (при температуре 0 °С и давлении 760 мм рт. ст.), создает ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака.

1 Кл/кг = 3,876*10³ р. Мощность дозы измеряется в системе СИ единицей ампер на килограмм - А/кг; внесистемная единица - рентген в секунду - р/с 1 А/кг = 3,376*10³ р/с.

Однако изменения, происходящие в облучаемом объекте под воздействием различного рода излучений, больше всего зависят от поглощенной энергии. Поэтому наиболее удобной характеристикой излучения, определяющей степень его воздействия на организм, является поглощенная энергия излучения.

На 7-м Международном конгрессе радиологов (Копенгаген, 1953 г.) энергию любого вида излучения, поглощенную 1 г вещества, было рекомендовано называть поглощенной дозой, а единицу поглощенной дозы − радом (рад).

Поглощенная доза (Д_п) − отношение средней энергии, переданной любым ионизирующим излучением веществу в элементе объема, к массе вещества; в этом объеме.

Рад − единица поглощенной дозы, при которой количество поглощенной энергии 1 г любого вещества равно 100 эрг, независимо от вида и энергии ионизирующего излучения.

В системе СИ за единицу поглощенной дозы излучения принят джоуль на килограмм − Дж/кг.

Джоуль на килограмм − поглощенная доза излучения, измеряемая энергией в один джоуль любого ионизирующего излучения, переданная массе облученного вещества в один килограмм. Дж/кг = 1 Грей (Гр).

Связь между единицами - 1Гр = 1 Дж/кг = 100 рад = 10⁴ эрг/г. Мощность поглощенной дозы - скорость изменения поглощенной дозы в единицу времени рад/с: Гр/с - Дж/кг*с; 1 Гр/с – 10² рад/с.

Соотношение между поглощенной дозой и экспозиционной дозой для воздуха имеет вид Д = 0,87 Д_п; для мышечной ткани Д = 0,93 Д_п.

Таким образом, измерив ионизацию в воздухе в условиях электронного равновесия, мы можем судить о поглощенной энергии в биологической ткани, но не можем оценить радиационную опасность хронического облучения разными видами ИИ, так как различные виды ИИ оказывают различное биологическое действие при одной и той же поглощенной дозе.

В 1959 г. Международная комиссия по радиологическим единицам (МКРЕ) рекомендовала использовать коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) как в радиологии, так и в радиационной защите. Коэффициент ОБЭ доказывает, во сколько раз данный вид излучения оказывает более сильное биологическое действие, чем рентгеновское и гамма-излучение, при одинаковой поглощенной энергии 1 г ткани, т. е. коэффициент ОБЭ служит для сопоставления биологического действия разных видов ИИ с рентгеновским и гамма-излучением.

Коэффициент ОБЭ зависит от вида и энергии ИИ, величины дозы, при которой сравнивается биологическая эффективность, от времени облучения, характера воздействия излучения (однократное острое или многократное хроническое облучение), от вида ткани (органа), используемого для оценки биологического эффекта, от температуры, содержания кислорода, щелочности среды и др.

В настоящее время коэффициент ОБЭ рекомендуют использовать только при сравнительных исследованиях действия различных видов ИИ в радиобиологии, а при расчете защиты рекомендуют коэффициент качества (КК), коэффициент распределения (КР) и взвешивающие коэффициенты (ВК). Поэтому для оценки радиационной опасности хронического облучения различных видов ИИ вводится понятие эквивалентная доза.

Эквивалентная доза (Д_экв) − доза любого вида излучения в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза эталонного рентгеновского или гамма-излучения.

Д_экв = Д_п *ВК (Зв), т.е. доза эквивалентная - это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент (ВК) для данного вида излучения, учитывающий относительную эффективность в индуцировании биологических эффектов.

За единицу измерения эквивалентной дозы принят биологический эквивалент рада (бэр), в системе СИ используется зиверт (Зв).

Бэр − единица дозы любого ИИ в биологической ткани, которое создаёт такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 рад эталонного рентгеновского и гамма - излучений.

Соотношение между единицами − 1 Зв = 100 бэр = 1Гр.

Соотношения между предельно допустимой мощностью эквивалентной дозы, мощностью поглощенной дозы и взвешивающим коэффициентом без учета коэффициента распределения (КР) представлены в табл. 2.

Таблица 2

Вид излучения	Допустимая мощность дозы	ВК
Бэр/нед.	Бэр/год 5,0	Рад/нед.	Рад/год
Гамма- и бета-излучение	0,1		0,1 0,001	5,0
Альфа- частицы и протоны	0,1	5,0		0,5
Многозарядные ионы и ядра отдачи	0,1	5,0	0,005	0,25
Тепловые нейтроны	0,1	5,0	0,033	1,67
Быстрые нейтроны	0,1	5,0	0,01	0,5

Как указывалось выше, при воздействии ИИ на организм происходит нарушение жизнедеятельности отдельных органов и тканей, а также всего организма в целом.

Изменения, происходящие в организме под воздействием радиации, могут проявиться в виде клинических эффектов, либо через сравнительно короткий промежуток времени после облучения (часы, дни) - острые лучевые поражения, либо через длительный промежуток времени (годы или даже десятилетия) − так называемые отдаленные последствия. Кроме того, под воздействием ИИ в организме может произойти нарушение структурных элементов, ответственных за наследственность. Причем в большинстве случаев эти изменения, будучи безвредными для данного индивидуума, могут оказаться опасными для последующих поколений. Поэтому при оценке опасности от облучения, которому могут подвергаться отдельные контингенты людей и популяция в целом, радиационные эффекты принято дифференцировать на соматические и генетические (детерминированные и стохастические эффекты).

К соматическим детерминированным эффектам относятся те изменения в состоянии здоровья, которые произошли у данного индивидуума в результате облучения. Соматические детерминированные эффекты проявляются в виде острой или хронической лучевой болезни, локальных лучевых повреждений отдельных органов и/или тканей (лучевая катаракта, лучевой дерматит), а также в виде отдаленных реакций организма на облучение (лучевое бесплодие, аномалии развития плода и т.д.).

Для острых лучевых поражений характерно наличие связи между дозой облучения и реакцией организма. Причем острые лучевые поражения имеют порог, т.е. они проявляются после превышения некоторой дозы облучения (ниже порога эффект отсутствует, а выше − тяжесть эффекта зависит от дозы).

Так, накопленный к настоящему времени большой материал, полученный путем экспериментирования на животных, а также путем обобщения многочисленных данных о состоянии здоровья рентгенологов, радиологов и других лиц, которые подвергались воздействию радиации, показывает, что при однократном облучении всего тела в дозе до 0,25 Зв (25 бэр) НЕЛЬЗЯ ОБНАРУЖИТЬ каких-либо изменений в состоянии здоровья человека. Не наблюдается также изменений крови, которая прежде всего реагирует на лучевое воздействие. При однократном облучении всего тела в дозе 0,25−0,5 Зв (25-50 бэр) ТОЖЕ ОТСУТСТВУЮТ внешние признаки лучевого поражения. Однако могут наблюдаться временные изменения в крови, которые быстро нормализуются.

Облучение в дозе 0,5−1 Зв (50-100 бэр) вызывает чувство усталости без серьезной потери трудоспособности: менее чем у 10 % облученных может появиться рвота, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Вскоре состояние здоровья нормализуется.

В случае однократного облучения в дозах больше 1 Зв (100 бэр) возникают различные формы острой лучевой болезни. Так, при облучении в дозе 1−2 Зв (100-200 бэр) наблюдается легкая форма лучевой болезни. Скрытый период продолжается 3−5 недель, после чего появляются недомогание, общая слабость, тошнота, головокружение, повышение температуры. В 30−50 % случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения. После выздоровления трудоспособность людей, как правило, сохраняется. Смертельные исходы отсутствуют.

Лучевая болезнь средней степени тяжести возникает при облучении в дозе 2−4 Зв (200−400 бэр). Почти у всех облученных в первые сутки после воздействия наблюдается тошнота и рвота (2−3 суток). Затем наступает скрытый период, длящийся 15−20 суток. Резко снижается содержание лейкоцитов, появляются подкожные кровоизлияния. В 20 % случаев возможен смертельный исход, который наступает через 2-6 недель после облучения.

При облучении в дозе 4−6 Зв (400-600 бэр) развивается тяжелая форма лучевой болезни. Первичная реакция резко выражена. Скрытый период составляет 5−10 суток. Болезнь протекает интенсивно и тяжело. В течение месяца после облучения смертельный исход возможен у 50 % облученных.

Крайне тяжелая форма острой лучевой болезни наблюдается после воздействия излучения в дозе свыше 6 Зв (600 бэр). Через 2−4 ч после облучения появляется рвота. В крови почти полностью исчезают лейкоциты, появляются множественные подкожные кровотечения, кровавый понос. Смертность − 100 %. Причиной смерти чаще всего являются инфекционные заболевания и кровоизлияния.

Приведенные данные о последствиях облучения относятся к случаю без терапевтического вмешательства. В настоящее время имеется ряд противолучевых препаратов, которые позволяют значительно, в 8-10 раз, ослабить воздействие излучения, и накоплен опыт комплексного лечения лучевой болезни.

Как отмечалось выше, под воздействием радиации могут быть повреждены генетические структуры, в результате чего неблагоприятные последствия облучения могут проявиться в последующих поколениях. Генетические эффекты будут наблюдаться только в том случае, если поврежденный ген соединится с геном, имеющим такое же повреждение. Поэтому вероятность появления генетических эффектов, обусловленных радиацией, зависит не только от дозы облучения, но и от количества лиц всей популяции, которые подвергаются облучению.

Кроме того, ионизирующие излучения вызывают вредные биологические эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни), не имеющие дозового порога (беспороговые) возникновения (так называемые стохастические эффекты излучения), вероятность появления которых пропорциональна дозе облучения и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.

Степень поражения организма зависит не только от дозы облучения, длительности облучения, но и от размера облучаемой поверхности: с уменьшением облучаемой поверхности уменьшается и биологический эффект. Кроме того, он зависит от степени чувствительности различных органов и тканей.

Так, например, смертельные поглощенные дозы я для головы − 20 Зв, нижней части живота − 30 Зв, верхней части живота − 50 Зв, грудной клетки − 100 Зв и для конечности − 200 Зв.

Индивидуальные особенности организма человека проявляются лишь при небольших поглощенных дозах. Чем человек моложе, тем выше его чувствительность к облучению; особенно высока она у детей, взрослый человек в возрасте 25 лет и старше наиболее устойчив к облучению.

Итак, мы с вами рассмотрели, какую опасность представляют ИИ при внешнем облучении организма, но оно ОПАСНО и при попадании РВ внутрь организма, в результате чего происходит внутреннее облучение органов и тканей человека.

При попадании РВ внутрь организма поражающее действие оказывают в основном альфа-источники, а затем бета - и гамма-источники, т.е. в обратной наружному облучению последовательности. Наибольшей токсичностью обладают альфа-излучающие радионуклиды: гамма = 1, бета = 100, а альфа в 1000 раз токсичнее гамма-излучения.

РВ могут попасть внутрь организма при вдыхании воздуха, зараженного радиоактивными элементами, с зараженной пищей или водой и через кожу, а также при заражении открытых ран. Опасность радиоактивных элементов, попавших тем или иным путем в организм человека, тем больше, чем выше их активность.

Активность радиоактивного изотопа определяется числом атомов, распадающихся в единицу времени. Единицей активности является кюри, это внесистемная единица.

Кюри − это такое количество РВ, в котором происходит 37 миллиардов распадов атомов за 1 с.

Чем больше период полураспада радиоактивного изотопа, тем больше весомое количество РВ соответствует 1 кюри. Например, одному кюри равен 1 г радия-226 (Т_1/2= 1590 лет), или 1 мг кобальта-60 (Т_1/2 = 5 лет), или 570 кг урана-235 (Т_1/2 = 880 миллионов лет), или 16 г плутония-239 (Т_1/2 = 24 тыс. лет).

Активность в ряде случаев измеряют в милликюри /мКи/ − 10⁻³ кюри) и микрокюри /мкКи/ − 10⁻⁶ кюри. В системе СИ за единицу активности принят беккерель.

Беккерелъ /Бк/ − это количество РВ, в котором происходит 1 расп./с. Таким образом, 1 кюри = 3,7* 10¹⁰ Бк.

Степень опасности зависит также от скорости выведения вещества из организма. Если радионуклиды, попавшие внутрь организма, однотипны с элементами, которые потребляются человеком с нищей (натрий, хлор, калий и др.), то они не задерживаются на длительное время в организме, а выделяются вместе с ними.

Инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон и др.), попавшие через легкие в кровь, не являются соединениями, входящими в состав ткани. Поэтому они со временем полностью удаляются из организма.

Некоторые РВ, попадая в организм, распределяются в нем более или менее равномерно, другие концентрируются в отдельных внутренних органах. Так, в костных тканях отлагаются источники альфа-излучения - радий, уран, плутоний; бета-излучения - стронций и иттрий; гамма-излучения - цирконий. Эти элементы, химически связанные с костной тканью, очень трудно выводятся из организма. Продолжительное время удерживаются в организме также элементы с большим атомным номером (полоний, уран и др.) Элементы, образующие в организме легкорастворимые соли и накапливаемые в мягких тканях, легко удаляются из организма.

Как видим, характер токсического действия РВ на организм человека определяется:

- количеством РВ, попавших в организм;

- видом и энергией ионизирующего излучения;

- временем полураспада радиоизотопов;

- физико-химическим состоянием радионуклида;

- путями проникновения радионуклида в организм.

Два последних фактора определяют распределение радионуклидов (радиоактивных веществ) в организме.

Итак, ионизация и возбуждение атомов и молекул ткани человека обусловливают специфику поражающего действия ионизирующего излучения. Такими особенностями биологического действия ИИ являются:

1. Действие ИИ на организм не ощущается человеком. У людей отсутствует орган чувств, который бы воспринимал ИИ. Поэтому человек может проглотить, вдохнуть РВ без всяких первичных ощущений.

2. Видимые поражения кожного покрова, недомогание, характерные для лучевого заболевания, проявляются не сразу, а спустя некоторое время.

3. Суммирование доз происходит скрытно: если в организм человека систематически будут попадать РВ, то со временем дозы суммируются, что неизбежно приводит к лучевым заболеваниям.