Степень опасности и вредности источников радиации

               УКРАИНА
          ООО "ЭКОТЕХНОЛОГИЯ"
    УДК 539.1; 539.3: 502.55: 621.039.7(018)
  Крыленко В.И., Крыленко И.В., Крыленко В.В., Дзагания Е.В.
CРАВНИТЕЛЬНАЯ ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОПАСНОСТИ И ВРЕДНОСТИ ИСТОЧНИКОВ РАДИАЦИИ
            Донецк 2006

            СОДЕРЖАНИЕ
                стр.
Введение ::::::::::::::::.:::::::::::::::::.            2
1. Общие понятия и критерии оценки  :..:::.:::::::::::: 3
2. Основные величины и единицы измерения  ::.:::::..:.. 6
2.1. Дозиметрические величины и единицы  ::::.:::..::.. 6
2.2. Радиометрические величины и единицы  :::::.:..:::. 13
3. Биологическое действие радиоации  :::::::::...::::.. 14
4. Анализ и  сравнительная оценка источников радиации  .18
4.1. Естественные источники радиации  :::::::::::..:::: 27
4.2. Естественные источники радиации, обусловленные
деятельностью людей  :..                31
4.3. Источники радиации, созданные человеком
(техногенные источники)  ::.:                34
4.3.1. Облучение от медицинских процедур  ::::::::::::: 35
4.3.2. Испытание ядерного оружия  ::::::::::::::::::::: 37
4.3.3. Атомная энергетика и технология  ::::::::::::::: 37
4.3.4. Прочие источники радиации  ::::::::::::::::::::: 41
ИТОГИ (или: всё познаётся в сравнении)  ::::::::::::::::43
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ  :::::::::::::::::::::::::            47


           Введение

Отношение людей к той или иной опасности определяется тем, насколько хорошо она им знакома [1]. Хорошо известные опасности и источники риска (напри-мер, курение, алкоголь, автомобили, альпинизм, горнолыжный спорт и многое дру-гое) мало кого пугают [1]. Имеются опасности и вредности, о существовании которых люди зачастую даже не подозревают и которые поэтому почти не привлекают к себе внимания (например, загрязнение окружающей среды канцерогенами при неорганизованном сжигании мусора, травы, листьев, при при термической переработкеугля, нефти, древесины и др. органических веществ).
Атомная энергетика и всё, что связано с внутриядерной энергией и радиацией, представляют один из мало знакомых широкой публике источников риска, который, по её мнению, кажется одним из наиболее опасных [1]. Засекреченность и особенно полусекретность питают страхи, а в прошлом, да и поныне всего этого было в избыт-ке. Было также много голословных и высокомерных заявлений типа "эксперты зна-ют лучше!", но заверения о полной безопасности атомных электростанций оказались, мягко говоря, "не совсем соответствующими действительности", а эксперты, хотя и были квалифицированными специалистами в своей узкой области знаний, нередко были лишены необходимого кругозора, Это привело к кризису доверия. Чернобыльская катастрофа в 1986г. показала, что: 1) даже средн специалистов-атомщиков немало таких людей, которые недооценивали, либо, наоборот, переоцени-вали опасность, 2) в нашей, самой богатой ресурсами и людьми с высшим образова-нием стране, острый дефицит не только медикаментов и средств защиты от радиации, но даже грамотных в этом вопросе людей. А ведь страну полвека готовили к неизбеж-ности атомной войны!
В то время, как свобода рисковать собственной жизнью и здоровьем (например, езда и ходьба по смертельно опасным улицам наших городов, курение, пьянство) яв-ляется неотъемлемым элементом личной свободы, принуждение к такому риску дру-гих людей есть покушение на их личную свободу. Общественное мнение всегда более враждебно воспринимает риск не по своей воле или по принуждению [1]. Еще меньше терпимости проявляют люди, когда чувствуют себя беспомощными перед грозящей им опасностью, не могут контролировать её и не могут защититься от неё. Термо-ядерные процессы и радиация в глазах общественности соединяют все эти нежела-тельные свойства. Люди боятся катастроф (даже если они случаются очень редко) больше, чем "мелких" опасностей, даже очень распространенных. Широкое применение атомной энергии и радиоактивных веществ началось с разработки ору-жия массового уничтожения людей и теперь вступило в противоречие с этическими нормами: не безнравственно ли оставлять после себя радиоактивные отходы, кото-рые не перестанут быть опасными и в далеком будущем для грядущих поколений?
Радиоактивные вещества (РАВ) и другие источники ионизирующих излучения (ИИИ) весьма часто встречаются в повседневной жизни человека и широко применяются в быту, в строительстве, в медицине и др. сферах. Многие категории работников трудятся в условиях ИИ: при строительстве, реконструкции, ремонте и эксплуатации обьектов АЭС, при использовании РАВ и ИИИ в промышленности, сельском ходяйстве, медицине, научных исследованиях, строительстве (при контроле износа оборудования и деталей машин, при контроле качества сварных стыков, изделий и конструкций, при отыскании мест утечек из подземных коммуникаций газо-, водо-, теплоснабжения, при оценке эффективности систем вентиляции и т.д.).
После аварии 1986г. на Чернобыльской АЭС стали больше уделять внима-ния вопросам контроля радиоактивности окружающей среды, воды, пищевых, бытовыз, строительных и др. материалов. Установлено, что существенный вклад в дозу ИИ, получаемых человеком, вносит радон, выделяющийся из воды, природного газа, грунта, фундаментов и строительных конструкций и накапливающийся в воздухе ку-хонь, ванных и жилых помещений, особенно при малом воздухообмене. Поэтому, ка-ждому человеку (особенно специалистам строительного профиля, закладывающим основы нашего повседневного окружения) надо четко представлять основные источ-ники ИИ, понимать виды и принципы их действия, уметь оценить степень их опасно-сти и вредности, знать основные направления, средства и приемы защиты от них.
Цель данной рукописи - дать анализ и сравнительную оценку степени опасности и вредности источников радиации для людей и окружающей среды. Работа выполне-на авторами по своей инициативе, с использованием общедоступных открытых пуб-ликаций по теме. Авторы выражают благодарность М.В.Крыленко за помощь в обра-ботке материалов рукописи при подготовке их к публикации.
1. Основные виды ионизирующих излучений
Атомы с различным числом протонов и(или) нейтронов называют нуклидами, а обладающие радиоактивностью - радионуклидами [1-3]. Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующих излучений (ИИ), способное вызывать лучевые повреждения. Ионизирующим считают любое излучение, взаимодействие которого со средой (веществом) приводит к образованию электрических зарядов разных знаков - ионов (положительных и отрицатительных). К ионизирующим излучениям относят невидимые и неощущаемые человеком кор-пускулярные и фотонные (злектромагнитные) излучения. Видимые и ультрафиолетовые лучи не относят к ИИ. Различают ИИ: 1) непосредственные ИИ - состоящие из заряженных частиц (a-частиц, протонов, электронов и др.), имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации при столкновении, и 2) косвен-ные ИИ - состоящие из незаряженных частиц (нейтронов, фотонов и др.), которые могут вызвать непосредственные ИИ и/или ядерные превращения.
Фотонное ИИ - это электромагнитное косвенно ионизирующее излучение.
Альфа(a)-излучение - это корпускулярное излучение, состоящее из a-частиц (ядер гелия - 2 протона плюс 2 нейтрона), испускаемое при распаде ядер или других ядерных превращениях, с начальной скоростью около 20 тыс. км/с. Их ионизирую-щая способность очень велика (25-60 тыс. пар ионов на 1 см пробега в воздухе), а так как на ионизацию затрачивается энергия, их проникающая способность невелика: длина пробега в воздухе 3-11 см, в жидких, твердых средах и в живых тканях - сотые доли мм (лист плотной бумаги полностью задерживает a-частицы). Поэтому внешнее a-облучение практически безвредно, но попадание внутрь организма очень опасно.
Бета(b)-излучение - корпускулярное излучение с непрерывным энергетическим спектром, состоящее из отрицательно (электроны) и положительно (позитроны) заряженных частиц, возникающее при b-распаде ядер или нестабильных частиц. Заряд b-частиц меньше, а скорость (до 300 тыс. км/с) больше, чем у a-частиц, поэтому они имеют меньшую ионизирующую способность (несколько десятков пар ионов на 1 см пробега в воздухе), но большую проникающую способность (до 20м в воздухе, в воде и в живых тканях - до 3 см, в металлах - до 1 см. Бета-частицы почти полностью поглощают оконные стекла, листы металла толщиной несколько мм; одежда поглощает "50%. При внешнем b-облучении организма на глубину 1 мм проникает 20-25% b-частиц, поэтому внешнее b-облучение представляет опасность лишь при попадании РАВ непосредственно на кожу, слизистые оболочки (особенно в глаза) и внутрь. После Чернобыльской катастрофы бета-ожоги ног (из-за хождения босиком) наблюдали на расстояниях 50-100 км от АЭС.
Нейтронное (ne) облучение - поток нейтронов, возникающих при ядерных пре-вращениях. При ядерном взрыве большая часть нейтронов выделяется за короткий промежуток времени. Не имея заряда, нейтроны легко проникают в живую ткань и захватываются ядрами её атомов. Поэтому нейтронное облучение оказывает сильное поражающее действие при внешнем облучении. Проникающая способность нейтро-нов очень велика, она зависит от их энергии и состава вещества, с которым они взаимодействуют. Средний пробег "тепловых" нейтронов (их энергия 0-0,5 злектрон-вольт (эВ)) - 10-20м в воздухе и до 3 см в биологических тканях, а "быстрых" (их энергия 0,2-20 МэВ) - 110-130м в воздухе и до 10 см в биологических тканях. Лучшая защита от них - легкие водород-содержащие материалы (полиэтилен, парафин, вода и др.) - чем меньше масса ядер среды, тем большую долю энергии теряют нейтроны при упругом рассеянии.
Гамма (g) - фотонное (электромагнитное) косвенно ионизирующее излучение, испускаемое при распаде ядер или других ядерных превращениях или при анниги-ляции частиц (например, электрона и позитрона). Оно сопровождает b-распад и реже - a-распад. Оно представляет элктромагнитные волны длиной 10-10-10-13м, испуска-емые отдельными порциями энергии (квантами), распространяемыми со скоростью света. Их ионизирующая способность значительно меньше, чем у a- и b-частиц, зато проникающая способность намного больше - на сотни м в воздухе и на дециметры в биологических тканях, в связи с чем g-излучение - главный поражающий фактор внешнего облучения. Для ослабления его энергии в 2 раза необходим слой вещества толщиной: воды - 23 см, дерева - 30 см, бетона - 10 см, стали - 3 см, свинца - 1,8 см.
Рентгеновское излучение (икс c-лучи) - фотонное излучение, генерируемое рент-геновскими аппаратами. Его физическая природа и свойства такие же, как у g-лучей; они внеядерног происхождения, их получают в вакуумных трубках при торможении (ударе в мишень) быстро летящих электронов. Их энергия кванта и проникающая способность несколько меньше, чем у g-излучений большинства радиоизотопов.
2. Основные величины и единицы измерения
2.1. Дозиметрические величины и единицы
Для оценки энергии частиц и ИИ используют внесистемную единицу - электрон-вольт (эВ) - это кинетическая энергия, которую приобретает электрон, проходя раз-ность потенциалов в 1 вольт; 1 эВ=1,6*10-19 Дж=1,6*10-12 эрг.
Важный параметр - линейная тормозная способность или линейная передача энергии (ЛПЭ) - энергия dE, теряемая частицей при прохождении пути dL:
                ЛПЭ = dE / dL                (1)
Чем больше ЛПЭ, тем меньше пробег (R) частицы:
                R ~ 1 / ЛПЭ                (2)
Ионизация среды и возбуждение атомов достигают максимума в конце пробега; именно они определяют величину воздействия ИИ на биологические обьекты.
До 1990г. для характеристики поля фотонного излучения (по его воздействию на среду) использовали экспозиционную дозу (Х), которая определяет ионизационную способность фотонных (g и c)  излучений в воздухе, как отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака в воздухе при полном торможении электронов, образо-ванных фотонами в обьеме воздуха массой dm:
                Х = dQ / dm                (3)
Она характеризует источник ИИ и радиационное поле, которое он создает, то есть, потенциальную опасность (если человек попадет в это поле, оно его облучит). Дозиметры измеряют именно экспозиционную дозу. Её единица - 1 кулон на 1 кг воздуха (Кл/кг). Внесистемная единица - рентген (Р) - суммарный заряд dQ в одну электростатическую единицу в 1 см3 сухого воздуха: 1 Р = 2,58*10-4 Кл/кг. С 1990г. экспозиционная доза подлежит изъятию из арсенала дозиметрических величин (из-за неудобства перехода к основной дозиметрической величине - поглощенной дозе). Вза-мен неё для оценки мощности фотонного излучения принята воздушная керма (энергетический эквивалент экспозиционной дозы), что упрощает переход к единицам международной системы (СИ). Керма (Ке) - это отношение суммы первоначальных кинетических энергий (dEk) всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под воздействием косвенно ИИ в элементарном обьеме вещества, к массе dm в этом обьеме:
                Ке = dEk / dm                (4)
Единица измерения кермы - грей (Гр); 1 Гр = 1 Дж/кг = 107 эрг/кг. Для решения ряда задач (в том числе - измерения ИИ) введена специальная величина  - керма, которая однозначно связана с параметрами поля излучений, в том числе - с плотностью потока энергии.
Поскольку ионизация и возбуждение связаны с поглощенной в веществе знергией, они выбраны для характеристики воздействий ИИ на среду, для чего введено понятие "поглощенная доза" (D) - отношение средней энергии (dE), переданной ИИ веществу в элементарном обьеме, к массе dm вещества в этом обьеме:
                D = dE / dm                (5)
Таким образом, поглощенная доза есть средняя энергия, поглощенная в единице массы любого вещества, независимо от вида и энергии ИИ. В качестве её единицы принят грей (Гр); 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж (107 эрг) энергии ИИ в массе вещества 1 кг: 1 Гр = 1 Дж/кг. На практике еще используют внесистемную единицу рад: 1 рад = 100 эрг/г = 10-2 Дж/кг = 10-2 Гр. Поглощенная доза характеризует не само излучение, а его воздействие на среду; это основная физическая величина, определяющая степень радиационного воздействия, то есть, мера ожидаемых последствий у обьектов живой и неживой природы.
Мощность поглощенной дозы (DМ) - это изменение дозы излучения dD за елиницу временв:
                DМ = dD / dt                (5)
Единица мощности поглощенной дозы - 1 Гр/с = 1 Дж/(с*кг) = 1 Вт/кг; 1 Дж/(с*кг); внесистемная единица - 1 рад/с.
Экспериментально установлено, что при одной и той же поглощенной дозе биологический эффект различен для различных видов ИИ; он тем больше, чем выше плотность ионизации, создаваемой данным видом ИИ. Например, помутнение хрусталика глаз (катаракта) возникает при значительно меньшей поглощенной дозе быстрых нейтронов, чем g-излучений, поскольку у образованных нейтронами потоков отдачи (которым нейтроны отдали часть своей энергии) линейная плотность ионизации больше, чем у электронов, которым переданы g-кванты энергии.
Для сравнения различных (_-тых) видов излучений по их биологической эффективности введено понятие относительной биологической эффективности (ОБЭ) - отношение поглощенной дозы образцового излучения D0 (в его качестве принято рентгеновское излучение с граничной энергией изотонов 0,18-0,2 МэВ) к дозе данного _-го) излучения D_, вызывающего такой же биологический эффект (ОБЭ = D0 / D_). ОБЭ зависит не только от вида излучения, но и от ритма облучения, распределения поглощенной энергии по облучаемому обьему, индивидуальной чувствительности организма и др. При хроническом (длительном) облучении ОБЭ больше, чем при кратковременном; при локальном (местном) облучении ОБЭ зависит от того, какой орган или группа органов облучены, от их массы mОт и др. Поскольку ОБЭ зависит от многих параметров, его используют только в радиобиологии. Для биологической эффективности излучений Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) рекомендовала понятие "коэффициент качества" К_ - число, показывающее, во сколько раз ожидаемый биологический эффект i-го излучения больше, чем у излучения с ЛПЭ=3,5 кэВ на 1 мкм пути в воде. Это соответствует энергии элентронов с плотностью ионизации 100 пар ионов на 1 мкм пути в воде. Значение зависит от ЛПЭ (см. ниже табл 1):                Таблица 1
ЛПЭ, кэВ/мкм <=3,5 7 23 53 175
К_ 1 2 5 10 20
Если ЛПЭ во всех точках облучаемого тела неизвестна, используют усредненные значения коэффициента качества К_ применительно к различным i-тым видам первичного излучения. Значения К_ и К_ приведены в "Нормах радиационной безопасности НРБ-76/87" ([4], табл. 4.2; 4.7). Ниже приведены значения К_ для излучений с неизвестным спектральным составом: рентгеновские, b и g- излучения, электроны, позитроны - 1; нейтроны с энергией менее 20 кэВ - 3; нейтроны с энергией менее 0,1-10 МэВ, протоны с энергией менее 10 МэВ - 10; a-излучения с энергией ме-нее 10 МэВ, тяжелые ядра отдачи - 20. При энергии g-излучений менее 1 МэВ значение К_ возрастает до 2,6 при энергии фотонов 5 кэВ.
Установлено, что при малых дозах ИИ на ожидаемый биологический эффект практически не влияют радиобиологические факторы: условия и ритм облучения, мощность дозы, микрораспределение поглощенной энергии по облученному обьему. В этом случае выраженность биологического эффекта (h) зависит только от двух параметров - суммарной поглощенной энергии D и качества излучения: h=f(D, К_). Поэтому в условиях облучения в малых дозах введена специальная величина - эквивалентная доза облучения, учитывающая различия поражающего биологического эффекта различными видами излучений (например, поражающий эффект a-излучения в 20 раз больше, чем от такой же дозы g-излучений). Эквивалентная доза Н_ есть мера выраженности эффекта хронического облучения ИИ произвольного состава. Её определяют как произведение поглощенной дозы D_ данного _-го видов излучений на средний коэффициент качества К_ в данном элементе обьема биологической ткани стандартного человека:
                Н_ = D_*К_                (6)
Для смешанного (от n видов облучений) эквивалентную дозу НЭ определяют по формуле:                НЭ = Si=1n(D_*К_)                (7)
где Si=1n - знак суммирования от i=1 до i=n.
Эквивалентная доза облучения является основной величиной, определяющей уровень радиационной опасности при хроническлм облучении человека в малых дозах. Её единица  в СИ - зиверт (Зв) - эквивалентная доза, при которой произведение эквивалентной дозы в биологической ткани стандартного состава на срелний коэффициент качества равно 1 Дж/кг. Внесистемная единица - бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 10-2 Зв = 100 эрг/г. При К_ = 1 эквивалентная доза в 1 Зв реализуется при поглощенной дозе в 1 Гр, а при К_ не =1 эквивалентная доза в 1 Зв создается при поглощенной дозе, равной 1/К_  Гр.
Эквивалентную дозу можно использовать только до значений не более 0,25 Зв (25 бэр) при кратковременном воздействии. В то же время допустимо суммирование эквивалентных доз для оценки общего уровня хронического облучения за длительный период времени, если только кратковременные дозы в каждом случае облучения не превышали 0,25 Зв (25 бэр). Для случаев острых облучений (больших кратковременных доз НЭ>0,25 Зв) еще не найдены критерии для связи между уровнем облучения и биологическмч эффектом, поскольку при этом коэффициент качества зависит не только от ЛПЭ, но и от типа клеток, подвергшихся облучению. Следует учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в лёгких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно вредно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать путем умножения на соответствующий коэффициент. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие им коэффициенты WОт и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу (НЭЭ или ЭЭД), отражающую суммарный эффект облучения для организма (то есть, индивидуально для отдельного человека). ЭЭД также измеряют в зивертах (Зв).
Поскольку многие радионуклиды распадаются очень медленно и останутся радиоактивными и в отдаленном будущем, введено еще одно понятие - ожидаемая (полная) эффективная эквивалентная доза (ОКЭЭД), то есть, КЭЭД, еоторую получат многие поколения людей от какого-либо радиоактивногп источника за все время его дальнейшего существования. Поскольку главным обьектом защиты является конкретный человек и состояние его здоровья, величину эффективной эквивалентной дозы НЭЭ, полученной данным человеком, можно считать одним из главных критериев для оценки облучений. При облучении всего тела величину НЭЭ можно определить из выражения:
                НЭЭ = SОт=1Т(НОт*WОт)                (8)
где НОт - средняя эквивалентная доза в От-том органе или ткани тела;
Т - число учитываемых органов или тканей в организме человека;
WОт - взвешивающий коэффициент, характеризующий отношение риска стохастиче-ского (вероятностного) эффекта облучения данного От-го органа или ткани к суммарному риску стохастического эффекта при равномерном облучении всего тела.
Коэффициенты WОт позволяют выровнять риск облучения вне зависимости от того, облучается всё тело равномерно или не равномерно. Значения WОт рекомендованы МКРЗ [3], [5] (см. ниже в таблице 2):               
Таблица 2
Орган, ткань*) WОт Орган, ткань*) WОт
Молочная железа 0,15 Щитовидная железа 0,03
Красный костный мозг 0,12 Поверхность костей 0,03
Лёгкие 0,12 Всё тело (организм в целом) 1,0
Половые железы (гонады), семенники (яички), яичники
0,25 Остальные органы**): женщин
                мужчин 0,03
0,45
Примечания: *) Облучение хрусталика глаз, рук, предплечий, стувней, лодыжек и кожи в оценке ЭЭД не учитывают, так как предел дозы для этих органов основан на нестохастических эффектах. В некоторых случаях, когда нужно учесть нестохастические последствия облучения всего кожного покрова тела, принимают WКожи =0,01, Численные значения WОт - первые приближенные оценки.
**) Для каждого из 5 оостальных наиболее облучаемых органов (в 1990г. их число увеличили до 13) предложено среднее WОт = 0,06 (для мужчин 0,09). При этом желудок, тонкий кишечник, восходящая часть толстого кишечника считают отдельными органами.
Критическими считают органы, ткани или части тела, облучение которых в условиях неравномерноно облучения организма может причинить наибольший ущерб здоровью облученного человека или его потомков (с учетом радиочувствите-льности отдельных органов и распределения эквивалентной дозы по телу). При оценке биологического действия радионуклидов, попавших внутрь организма, и дозы внутреннего облучения, мощность эквивалентной дозы НЭt в _-том критическом органе взрослого человека определяют по формуле:
             НЭt=1,6*10-13*Sj=1N(Аj*fjt*Тjt*ЕЭфjt/mt), Зв                (9)
где 10-13 - перевод мега-электронвольт в джоули (Дж/МэВ);
N - число учитываемых радионуклидов;
Аj - равновесная (не изменяющаяся во времени) активность j-го нуклида во всем теле, Бк;
fjt - доля j-го нуклида в t-том критическом органе, относительно его общего содержания во всем теле (про условии, что равновесная активность j-го нуклида, содержащегося в t-том органе, равна qj*fjt Бк, где qj - содержание j-го нуклида во всем теле, Бк);
Тjt - средняя продолжительность действия j-го нуклида на t-тый орган, с;
mt - масса t-того критического органа или ткани, кг (см.  табл. 3);
ЕЭфjt - эффективная энергия (МэВ/распад), передаваемая t-му органу тела в каждом акте распада j-го радионуклида с учетом биологической эффективности облучения:
                ЕЭфjt = Si=1n(Еjt*К_*njt_)                (10)
njt_ - коэффициент, учитывающий неравномерность распределения j-го нуклида или _-го вида излучений в t-том критическом органе и их канцерогенную активность по отношению к Ra226. Этот коэффициент принят равным 1 для всех органов, кроме костной ткани - для неё njt_=1 для Ra226, рентгеновских и g-излучений и njt_=5 для a- и b-частиц и ядер отдачи нуклидов, отлагающихся в костях (за исключением Ra226и Р32). Количнство радионуклидов в организме и знвчения Еjt (энергии i-го вида излучений при распаде j-го радионуклида) можно определить по формулам, проиведенным в справочниках (например, [3], стр. 77). Масса некоторых органов условного человека (mt, кг) приведена ниже в табл. 3.
Таблица 3
Орган или ткань масса mt, кг Орган или ткань масса mt, кг
Всё тело 70 Плозма крови 3,1
Мышцы 28 Желудочно-кишечный тракт 1,2
Кожа 2,6 Печень 1,8
Эпидермис 0,1 Лёгкие 1,0
Дерма 2,5 Почки 0,31
Подкожная жировая клетчатка 7,5 Щитовидная железа 0,02
Скелет 10 Яички (семенники) 0,035
Красный костный мозг 1,5 Яичники 0,011
Головной мозг 1,0 Бедра 18
Селезенка 0,3 Голени 6
Сердце 0,4 Стопы 2
Матка (беременность 10 недель) 0,6 Кисти 1
Хрусталик глаз 0,002
В расчетах на взрослых (старше 18 лет) людей приняты следующие данные по массе (МП) потребления п-тых пищевых продуктов (кг/год): молочные продукты - 190; мясо - 60; рыба - 5; пшеница - 112; картофель - 110; овощи - 43; всех перечисленных продуктов - 520; вода питьевая - 370; скорость дыхания vЛых = 0,013 м3/мин; 0,8м3/ч; 7*103 м3/год.
2.2. Радиометрические величины и единицы
В целом источниками ИИ являются обьекты, содержащие радиоактивные вещества (РВ), или тезнические устройства, способные испускать ИИ. Для оценки и сравнения источников ИИ и РВ по их мощности и степени потенциальной опасности в SI приняты понятие "радиоактивность" (количество распадов ядер атомов за единицу времени) и единица её величины - беккерель (Бк) - 1 Бк= 1 распад в секунду. Используют и внесистемную единицу - кюри (Ки) 1 Ки=3,77*1010 Бк. Для оценки РА-загрязнения различных материалов (пищевых, бытовых, строительных и т.д.), сред (воздуха, воды, почвы), поверхностей (полов, стен, дорог, почвы, одежды, прелметов) на практике применяют удельные величины активности: массовую - активность 1 кг везества (Бк/кг), обьемную (Бк/м3), поверхностную (Бк/м2, Бк/км2).
Уровень радиации (мощность дозы) характеризует интенсивность излучений (как правило - g) - это доза, создаваемая за единицу времени и характеризующая скорость накопления дозы; её единица - рентген в час (Р/ч). Чем болше уровень радиоации (фон), тем меньше времени должны находиться люди в загрязненном месте, чтобы получаемые ими дозы не превысили допустимых. Уровень радиоации пропорционален активности радионуклидов, которая непрерывно уменьшается (из-за распада), поэтому уровень радиоации на местности после её загрязнения непрерывно уменьшается (например, в г.Киеве через 4 дня поосле аварии на ЧАЭС в апреле 1986г. превышал доаварийный в сотни раз, а через 3-4 года - в 2-1,5 раза).
Источники ИИ и РАВ оценивают по их ионизационному эффекту g-излучения в воздухе; единиица g-эквивалента - мощность дозы, создаваемая одним мг-эквивалентом радия в 1 см от точечного источника за платиновым фильтром толщиной 0,5 мм. С 1990г. она заменена керма-эквивалентом источника Ке; его единица Грей*м2/с ; единица керма-постоянной - Грей*м2/(с*Бк). Сотношения между гамма-эквивалентом источника ИИ (МRg), гамма-постоянной (Гg), керма-постоянной (ГКе), керма-эквивалентом (КеЭ) и активностью (АR) описываются выражениями:
 Гg*АR/8,4 = МRg, мг-экв радия                (11)
где Гg - Р*см2/(ч*мКи); АR - мКи; 8,4 Р*см2/(ч*мКи) - полная гамма-постоянная радия.
КеЭ=Гg*АR=3,7*107*55,3*МRg=2*109*МRg, аГр*м2/с                (12)
КеЭ (нГр*м2/с)" 2*М Rg (мг-экв радия)                (13)
где АR - Бк; Гg - аГр*м2/(с*Бк); 3,7*107 Бк=1мКи - активность 1 мг радия; аГр - 1 аттогрей = 10-18 Гр; нГр - 1 наногрей = 10-9 Гр.
3. Биологическое действие радиоации
Действие ионизирующих излучений на живые организмы очень многообразно и привлекло внимание и интерес людей с начала открытия явления радиоактивности. Уже в 1895г. В.Груббе (помощник Вильгельма Рёнтгена) получил ожог рук при работе с рентгеновскими лучами, а в 1896г. Антуан-Анри Беккерель получил сильный ожог кожи, положив в карман пробирку с радием. Мария Кюри-Склодовская ввела в обиход слово "радиоактивность" и умерла от злокачественного заболевания крови. Сотни людей, работавших в то время с РАВ, умерли в результате облучения.
Биологическое действие ИИ условно подразделяют на 2 вида: 1) первичные физико-химические процессы, возникающие в молекулах живых клеток и окружаю-щего их субстрата; 2) нарушение функций органов и организма в целом, как следствие первичных процессов. Эта тема подробно изложена в многих публикациях [1-3], [5], [7]. Наиболее чувствительны к облучению постоянно обновляющихся (претерпевающие мпожество делений) тканей (костный мозг, половые железы, селезенка и др.). Смертельная для человека доза в 6 Гр (600 рад) соответствует 6 Дж/кг или 0,04 кгм; в виде тепла она бы нагрела тело на 0,001оС, а механически соответствует падению предмета 40г с высоты 1м (что почти не ощутимо). Последствия биохимических изменений могут проявиться и через несколько секунд, и через десятилетия после облучения. Повреждения от больших доз проявляются в течение нескольких часов или дней, а раковые заболевания - обычно не ранее, чем через 1-2 десятилетия; генетические последствия проявляются у последующих поколений (для чего может хватить самой малой дозы). Но даже при больших дозах не все люди обречены на болезни.
Последствия облучения подразделяют на ближайшие (т.е. первичные реакции и поражения организма, наступающие в течение нескольких недель после облучения) и отдаленные (т.е. изменения, возникающие в организме человека или у его потомков в отдаленные сроки - через годы или десятилетия после облучения).
Соматические (телесные) эффекты - это последствия, вызванные изменениями в самом облучаемом организме, а не у его потомков. Их делят на:
а) нестохастические соматические эффекты - поражения, вероятность возникно-вения и степень тяжести которых растут по мере увеличения дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог (время появления максимального эффекта также зависит от дозы - он наступает раньше от более высоких доз); они мо-гут возникнуть в любом органе или ткани вскоре после облучения достаточно боль-шими дозами;
б) стохастические эффекты, для которых от величины дозы зависит только ве-роятность их возникновения, а не их тяжесть, и отсутствует порог. Они обнаружива-ются через длительное время после облучения.
Значения некоторых доз и эффектов показаны на блок-схеме рис. 1, а краткая характеристика эффектов приведена ниже.
 
Рис. 1. Значения некоторых доз и эффектов общего облучения человека
В связи с разной чувствительностью к облучению разных органов, тканей и клеток, отрицательные последствия проявляются через разное время и от различных доз. В общем можно выделить три основных синдрома: нервно-сосудистый, желудочно-кишечный и кровяной. На практике они обычно сливаются вместе. Общее заболева-ние, развивающееся вследствие лучевого поражения, назвали лучевой болезнью (ЛБ). При однократном равномерном g-облучении в дозе 0,25 Гр (25 рад) не обнаруживают изменений состава крови и состояния здоровья человека. При дозе 0,25-0,5 Гр внешних признаков лучевого поражения нет, могут быть временные изменения в крови, которые быстро нормализуются. При дозе 0,5-1 Гр возникает чувство усталости, без серьезной потери трудоспособности; менее чем у 10% облученных может появиться рвота, умеренно изменяется состав крови, вскоре состояние здоровья нормализуется. Разные формы лучевой болезни развиваются при однократном облучении выще 1 Гр (100 рад). В зависимости от суммарной доы и ре-жима облучения, она может протекать в явной или скрытой, в острой или хроииче-ской формах. В зависимости от дозы на всё тело, по степени тяжести различают 4 группы острой ЛБ:  I - лёгеая (1-2 Гр); II - средняя (2-4 Гр); III - тяжелая (4-6 Гр); IV - крайне тяжелая (более 6 Гр).
Эффекты от разных доз общего облучения показаны на блок-схеме рис. 2; эф-фекты от разных доз локального облучения показаны на блок-схеме рис.3.
Как и глаза, повышенной чувствительностью к облучению отличаются репродуктивные (детородные) органы. Однократное облучение семенников (яичек) в 0,1 Гр приводит к временной стерильности мужчины, дозы свыше 2 Гр - к длительной (на много лет) стерильности. Семенники - исключение из общего правила: суммарная доза, полученная в несколько сеансов, для них более (а не менее!) опасна, чем та же доза, полученная за 1 прием. Яичники гораздо менее чувствительны (по крайней мере - у взрослых женщин), но однократная доза более 3 Гр приводит к их стерильности, хотя еще большие дозы при дробном облучении никак не сказываются на способности к деторождению (большие дозы вызывают распад молекул ДНК в генах). Дети очень чувствительны к облучению (чем меньше возраст - тем сильнее): небольшие дозы вызывают аномалии развития скелета, изменение характера, потерю памяти, слабоумие, идиотию и др. Значение 50%-ной смертельной дозы на плод (в утробе матери) изменяются от 1 Гр до 3 Гр, возрастая по  мере развития плода. Очень чувствителен плод при облучении (в т.ч. рентгеновском) в возрасте 5-15 недель: высок риск гибели плода, умственная отсталость, недоразвитость и др. пороки развития ребенка.
К отдаленным соматико-генетическим последствиям относят лейкозы (белокровие) и злокачественные новообразования (рак щитовидной и молочной желез, легких и др. органов). Риск смерти от рака у женщин (0,015 (чел*Зв)-1) в "1,5 раза выше, чем у мужчин из-за частоты рака молочной железы. Смертность от рака выше у детей, чьих матерей при беременности подвергали рентгеновскому излучению. Мутации в генах могут быть доминантными (проявляются в первом поколении) и рецессивными (могут проявиться в последующих поколениях, а могут не проявиться вообще). Генетические дефекты могут проявиться как в виде не очень обременительных недостатков, так и в виде уродств и тяжелых болезней. Курящие



(25 сигарет в сутки) рабочие урановых рудников заболевали раком в 7-9 раз чаще, чем некурящие (у них частота заболеваний пропорциональна дозе). Не обнаружено ускорения старения и сокращения продолжительности жизни из-за радиации (по крайней мере при малых и средних дозах). При повышении возраста облучения с 18 до 65 лет риск генетических и раковых эффектов уменьшается с 0,012 до 0,0015 Зв-1 для мужчин и с 0,015 до 0,0035 Зв-1 для женщин  - чем старше возраст облучаемого, тем больше верояность того, что рак не успеет развиться (скрытый период - 7-12 лет для лейкемии и 25 лет для опухолевых заболеваний) до смерти от др. причин.
Внутрь организма радионуклиды поступают с воздухом при дыхании, через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) с пищей и питьем и через повреждения кожи. Особенно вредно это для детей (для разных нуклидов коэффициент вредности по сравнению со взрослыми для детей до 1 года колеблется от 3,4 до 11,6). Степень вредности (радиотоксичность) РАВ определяется не только видом и мощностью его излучений, но и длительностью нахождения РАВ в организме. По степени радиотоксичности все РАВ распределены на 4 группы.
1). Группа А - наиболее вредные (ПДК в воздухе рабочей зоны не более 10-16 Ки/м3): стронций-90, полоний-210, все изотопы плутония, нептуния, америция, калифорния; радий-226 и 228, актиний-227, торий-228-232, природный торий и др.
2). Группа  А - элементы с высокой РА (ПДКрз=10-16-10-14 Ки/м3): натрий-22, кальций-45, кобальт-60, стронций-89, иод-126, торий-207, цезий-134 137 и многие др.
3). Группа В (наиболее многочисленная) - элементы средней РА (ПДКрз=10-14-10-12 Ки/м3): азот-16, кислород-15, натрий-24, сера-35, хлор-36, калий-42, кобаьт-57 и 58, изотопы мышьяка, никеля, бария, иода, цезия и др.
4). Группа Г - элементы низкой РА (ПДКрз>10-12 Ки/м3): углерод-14 и 11, азот-13 и 17, хлор-38, цезий-131, цинк-69 и др.
За редкими исключениями, люди подвержены малым дозам ИИ. За все время использования атомной энергии еще ни при одной аварии (включая Чернобыль-1986) не было случая облучениий населения большими дозами, приводящими к лучевой болезни. А при малых дозах последствия имеют вероятностный характер и могут проявиться только через много лет. Вероятность некоторых отдаленных последствий резко возрастает при превышении некоторой пороговой дозы и очень мала при меньших дозах (то есть, эти эффекты имеют выраженный пороговый характер). Например, лучевая катаракта возникает, если доза g-облучения превысит 15 Зв или 5 Зв при длительном облучении нейтронами малыми дозами. Бесплодие от облучения появляется только при суммарной дозе на яичники более 3 Зв. Пороговая доза, вызывающая косметические дефекты кожи, - 20 Зв. Для большинства отдаленных последствий (генетических эффектов, злокачественных новообразова-ний) при хроничском облучении порог не обнаружен - вероятность их растет с увеличением дозы. Исходя из этого, под стохастическим эффектом понимают такое радиационное последствие, вероятность которого существует при сколь угодно малых дозах и возрастает при увеличении дозы. При этом, в отличие от нестохастических эффектов, тяжесть последствия от дозы не зависит. МКРЗ принято допущение о линейной зависимости между дозой и вероятностью отдаленных послед-ствий. При этом зависимость "доза-эффект" при малых дозах экстраполируют к нулю, исходя из того уровня дозы, при котором она достоверно определена. Такой подход не приведет к недооценке риска и не нанесет ущерба ни отдельному человеку, ни обществу в целом. При этом принято, что при малых дозах выход эфффектов (смертельных искодов от рака) определяется только суммарной накопленной дозой, независимо от времени облучениия. Исходя из линейной зависимости, индивидуаль-ный риск (вероятность смерти) Rt от рака t-го органа при срелней эквивалентной дозе Нt в данном t-том органе или ткани определяется по формуле:
     Rt = Сt*Нt                (14)
где Сt - вероятность смерти для 1 человека (Зв-1) при облучениии t-го органа или ткани дозой в 1 Зв.
Суммарный риск Rt при равномерном облучениии всего тела (всех осовных органов и тканей, приведенных в таблице 3) дозой НЭЭ:
                Rw = St=1Т(Сt*Нt) = Сw*НЭЭ                (15)
откуда:                НЭЭ = St=1Т(Нt*Сt/Сw) = St=1Т(Нt*Wt)                (16)
где Т - число всех основных учитываемых органов и тканей всего тела;
Сw - суммарный риск для всех органов и тканей (Сw=0,01 Зв-1);
Wt=Сt/Сw - взвешивающий коэффициент (множитель) - взвешенный риск для t-го органа по отношению к суммарному риску облученииия всего организма (тела), причем St=1ТWt=1.  Величина НЭЭ является эффективной эквивалентной дозой
Для группы (контингента), состоящего из N человек, число смертельных исходов (коллективный риск) RКол, обусловленный соматико-стохастическими эффекта-ми облучения, составит:
           RКол = Sе=1N(НЭЭ)е = Сw*КЭЭД                (17)
где (НЭЭ)е - эффективная эквивалентная доза, полученная е-тым человеком данной группы; КЭЭД - коллективная эффективная эквивалентная доза, полученная данной группой.
4. Анализ и  сравнительная оценка источников радиации
Все живые существа (в том числе и люди) живут и развиваются в условиях постоянного воздействия различных источников, так что естественный природный радиационный фон - постоянный фактор окружающей среды и, несомненно, что в условиях естественного фона обеспечиваются оптимальные в условия для жизнедеятельности растений, животных и человека. Поэтому при оценке опасности ИИ и определении критериев для установлении допустимых пределов облучения очень важны характер и уровни облучения от различных источников ИИ, в том числе - естественных. Отличительная особенность естественных источников ИИ - их воздействие на все живые организмы и относительно постоянный уровень воздействия. К естественным источникам относят космические излучения, радиоактивные вещества на поверхности  и в недрах Земли, в атмосфере, воде, растениях, в организмах всех живых существ. До 1982г. среднегодовую дозу облучения всего тела человека оценивали в 1 мЗв/год. Но человек своей деятельностью существенно изменил локальное (местное) распределение источников ИИ, что привело к повышенному облучению из строительных материалов и конструкций зданий, из золы от сжигания топлив, из отходов металлургии, энеретики, химической промышленности и т.д. Поэтому в 1982г. среднее значение эффективной дозы увеличили до 2,06 мЗв/год. Ниже в таблице 4 приведено среднее распределение дозы от различных источников ИИ. Как видно из таблицы, более 2/3 общей дозы дают внутренние источники земно-

Таблица 4
Источники радиации Среднегодовая доза
мЗв/год в % к итогу
Внеземные (космические): внешние
                внутренние 0,3
0,01 14,7
0,5
Земные всего 1,73 84,8
Внешние, в том числе калий, уран, торий
в том числе: вне помещений
                в доме 0,35
0,06
0,29 17,1
2,9
14,2
Внутренние (радон, рубидий, калий, уран, торий) 1,38 67,7
в том числе: ингаляция вне помещений
                ингаляция в доме 0,09
0,94 4,4
46,2
поступление с пищей 0,16 7,8
другие поступления 0,19 9,3
ИТОГО 2,04 100,0
го происхождения, особенно вдыхание с воздухом. К 1988г. доза от естественнного фона увеличена до 2,2 мЗв/год.
4.1. Естественные источники радиации
Среди естественных источников радиации основной вклад создают внутренние (то есть, содержащиеся внутри тела человека и попавшие туда с пищей, водой, воздухом) источники земного происхождения (1,5 мЗв/год или 68%), а также внешние (то есть, находящиеся вне организма человека) источники земного (0,44 мЗв/год или 20%) и космического (0,24 мЗв/год или 15%) происхождения. Внутренние космические облучения создают лишь около 0,5% общей дозы. Космические облучения подразделяют на галактические и солнечные. Различают первичные космические частицы, вторичные и фотонные излучения, образующиеся при взаимодействии пер-вичных частиц с ядрами атомов атмосферы. Первичные частицы (в основном прото-ны и более тяжелые ядра с энергией до 1017 эВ), взаимодействуя с атмосферой на вы-соте более 20 км над уровнем моря, образуют вторичное высокоэнергетическое излучение, состоящее из мезонов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и др. Космогенные радионуклиды образуются в основном в атмосфере и с воздухом посту-пают внутрь организма человека (главным образом в виде углерода-14 и трития). Уровень внешнего космического излучения зависит от солнечной активности, географического положения местности и быстро возрастает по мере повышения места проживания над уровнем моря:
Таблица 5
Высота над уровнем моря, h, м 0 1000 2000 4000 8000 10000 12000 20000
Уровень радиации, мкЗв/ч, НВнешКосм 0,035 0,06 0,1 0,2 0,84 2,9 5 13
Избежать естественных облучений практически невозможно, им подвержен любой житель Земли и доза их зависит от места проживания - больше там, где у поверхности Земли залегают горные породы с повышенной радиоактивностью (например, в среднем течении реки Кальмиус, в Днепропетровской области, на Западном Тянь-Шане, на полуострове Мангышлак). Есть места, где уровень радиации в сотни раз превышает  средние значения, достигая 0,25 Зв/год (например, на пляжах с торий-содержащими (монацитовыми) песками у источников воды, богатых радием и радоном). Вследствие наличия газообразных радионуклидов продукты распада элементов всех семейств в заметных количствах содержатся в почве, водах, воздухе. Доза излучения над поверхностью земли определяется содержанием радионуклидов в почве (в основном в верхнем 30-сантиметровом слое, так как более глубинные излучения ослабляются верхним слоем почвы). 40% дозы вызваны g-излучением тория-232, 40% - калия-40 и 25% - урана-238. Внешнее (вне зданий и помещений) g-облучение человека от естественных радионуклидов обусловлено их присутствием в природных средах (почве, водах, воздухе, биосфере). Основной вклад дают нуклиды урано-радиевого и ториевого рядов. Мощность поглощенной дозы в воздухе (на высо-те 1м) от радионуклидов внешней среды колеблется (в зависимости от условий местности) в пределах (3,9-9,4)* 10-8 Гр/ч. Локальное излучение от внешних источников можно принять в размере (мкГр/ч): от гранитов - 0,1; от осадочных пород - 0,027; от морской, озерной, речной воды (поверхностный слой) - 0,0006.
Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения, с одной стороны, уменьшается из-за экранирования строительными конструкциями, а с другой стороны - возрастает вследствие излучений радионуклидов, содержащихся в материалах, из которых построено здание (в основном - калий-40, радон-226, торий-232). Мощность дозы в домах колеблется в пределах (4-12)*10-8 Гр/ч. В кирпичных, каменных, бетонных зданиях она в 2-3 раза выше, чем в домах из дерева и синтетических материалов, где она составляет (4-5)*10-8 Гр/ч. Годовая доза от внешнего излучения (без космического) составляет для населения городов (мГр/год): в Киеве, Львове, Минске - 1; в Севастополе - 0,45; в Москве - 0,9; в С.Петербурге и Ташкенте - 1,2; в Алма-Ате - 1,6. При этом мощность дозы составляет в здании/на грунте (мкГр/ч): в Севастополе - 0,033/0,034; в Москве - 0,011/0,095; в С.Петербурге - 0,13/0,081; в Выборге - 0,24/0,16; в Воронеже - 0,082/0,056. Данные о содержании (удельная активность) некоторых естественных радионуклидов в естественных средах приведены ниже в таблице 6.
Таблица 6
Радионуклид Колебания удельной активности (среднее значение)
в почве
Бк/кг в гидросфере
Бк/м3 в воздухе
Бк/м3 в биосфере
Бк/кг
Уран-238 10-50 (25) 0,0024-2,6 1,2*10-6
Калий-40 100-700 (370) до 629 60
Углерод-14 227
Тритий 3Н 200-900 (400)
Радон-222 0,02-10 (3) - вне зданий
5-25 - в здании
Радий-226 3,7-48 (38) 0,1-2,7
Торий-232 7-50 (25)
Берклий-7 3000 0,0007
Мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м от поверхности (почвы, воды) в расчете на 1 Бк/кг активности составляет: от калия-40 - 43 пГр/ч; от урана-238 - 427 пГр/ч; от тория 232 - 662 пГр/ч (здесь пГр - пикогрей: 1 пГр=10-12 Гр). Естественный радиационный фон в пределах 0,1-0,2 мкЗв/ч считают нормальным; 0,2-0,6 мкЗв/ч - допустимым, а свыше 0,6-1,2 мкЗв/ч - повышенным.
Пути распространения радионуклидов в окружающей среде и поступления в организм человека схематично показаны на рис. 4 и 5. Самую большую эффективно-эквивалентную дозу при внутреннем облучении органов человека создают (мЗв/год): радон-222 - 0,8-1 (лёгкие); радон-220 (тепловые нейтроны) - 0,17-0,22 (лёгкие); калий-40 (b, g) - 0,18 (разные органы и всё тело); полоний-210 (a) - 0,13 (разные органы);



углерод-14 (b) - 0,012 (разные органы); радий-228 (b) и радий-226 (a) - 0,02 (разные органы). Ученые лишь не так давно поняли, что наиболее значимым из всех естественных источников радиации является радон - невидимый, не имеющий запаха и вкуса тяжелый (в 7,5 раз тяжелее воздуха) газ. Радон со своими продуктами распада создаёт около 1,2 мЗв/год или 3/4 годовой индивидуальной эффективно-эквивалент-ной дозы, получаемой людьми от земных источников ралиации, и примерно половину этой дозы от всех естественных источников ралиации. Радон выделяется из земной коры повсеместно, но его концентрация в наружном воздухе существенно различается в различных точках земного шара (от 0,02 до 10 Бк/м3). Основную часть дозы от радона человек получает  с вдыхаемым воздухом, находясь в закрытых непроветриваемых помещениях. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. Радон накапливается в изолированных от внешней среды (закрыты окна и двери) помещениях, просачиваясь сквозь фундамент и пол из грунта, выделяясь из строительных конструкций и материалов. Высокие уровни радиации возникают при повышенном содержании радионуклидов в грунте, на котором стоит дом, или в стройматериалах. Согласно зарубежным данным, меньше всего выделяет радона дерево (1,1 Бк/кг); относительно немного - природный гипс (29 Бк/кг), бетон (30-40 Бк/кг), кирпич (126 Бк/кг); заметно больше гранит (340 Бк/кг), фосфо-гипс (до 574 Бк/кг), глинозем, используемый для производства цемента (500-1370 Бк/кг), кальций-силикатный шлак (2140 Бк/кг), отходы обогащения урановых руд (4625 Бк/кг). За рубежом до конца ХХ века в широких масштабах использовали для жилищного строительства все эти материал, а также высокоактивные отходы: зольную пыль от сжигания угля, доменный шлак, кирпич из красной глины - отхода производства алюминия. Хотя радиационный контроль стройматериалов важен, всё же главный источник радона в помещениях (даже при подсыпке из высокоактивных материалов) - выделения из грунта, Концентрация радона в верхних этажах зданий меньше, чем на первом этаже. Хотя дерево выделяет ничтожно мало радона, концентрация радона в деревянных домах выше, чем в кирпичных, так как их этажность ниже, чем кирпичных, и их помещения расположены ближе к земле - основному источнику радона. Скорость проникновения радона из земли в помещения определяется толщиной и целостностью (количеством трещин и микротрещин) междуэтажных перекрытий, плотностью заделки щелей в полу и стенах. Выделение радона из стен уменьшается в 10 раз после облицовки стен пластиковыми материалами типа полиэтилена, полиамида, поливинилхлорида или после покрытия стен слоем краски на эпоксидной основе или тремя слоями масляной краски. Даже после оклейки стен обоями скорость выделения радона из стен уменьшается на 30%. Особенно эффективное средство уменьшения количества радона, просасывающегося через щели в полу, - вентиляционные установки в подвалах. Герметизация помещений с целью утепления затрудняет выход радона из помещения, в результате его концентрация в помещении возрастает в 500-5000 раз по сравнению с наружной. Это было обнаружено в конце 1970-х годов в Швеции и Финляндии, а затем в Англии и США.
Меньшие источники поступления радона в жилье - вода и природный газ. Концентрация радона в обычно используемой воде очень мала (близка к нулю), но вода из некоторых источников (особенно из глубоких колодцев и артезианских скважин) содержит очень много радона - от 1500 Бк/м3 до 100 млн. Бк/м3. Воду с концентрацией более 100 Бк/л пьют менее 10% жителей Земли. Основная опасность исходит не от питья воды, даже при высоком содержании радона. Обычно большую часть воды люди потребляют в составе пищи и горячих напитков (чай, кофе, компоты, какао и др.). При кипячении воды и приготовлении горячих блюд большая часть радона улетучивается и поступает в организм в основном с некипяченой водой. Но даже в этом случае радон очень быстро выводится из организма. Гораздо большую опасность представляет попадание радона с вдыхаемым воздухом, что чаще всего происхолит в ванной комнате, где концентрация радона (8500 Бк/м3) в три раза выше, чем в кухне (3 кБк/м3) и в сорок раз выше, чем в жилых комнатах (0,2 кБк/м3). Концентрация радона в ванной комнате быстро возрастает (в десятки раз) при работе горячего душа и 15 минут после его выключения; для снижения его концентрации до исходной требуется не менее 1,5 часа после выключения душа.
При переработке из природного газа улетучивается большая часть радона, но концентрация радона в кухне (или др. помещении, где сжигают газ) может заметно возрасти, если плита (или др. устройство для сжигания газа) не снабжены вытяжкой. При наличии вытяжки сжигание газа почти не влияет на концентрацию радона. Концентрация радона в сжиженном газе выше, чем в природном, но в целом за счет природного газа выход радона в 10-100 раз выше, чем от сжиженного, объем потребления которого во много раз меньше. Если принять весь радон в зданиях за 100%, то доля вклада составит: грунт под зданием и стройматериалы - 78%, наружный воздух - 13%, вода - 5%, природный газ - 4%,
Вторым (после радона) по важности естественным источником внутреннего облучения является калий-40 (40К), поступающий в организм в основном с пищей. Его концентрации в пищевых продуктах колеблются в широких пределах (Бк/кг): в бобах какао и соевой муке - 370-660; в горохе  - 274; в картофеле  - 107-130; в птице - 148; в говядине - 70-85; в рыбе - 78; в молоке - 37-45; в свинине - 34; в сливочном масле - 4; в речной воде - 0,037-0,63 (а также  - 0,009-0,08 Бк/кг радия-226). Калий - важный биологический элемент, его концентрация в теле мужчины 2 г/кг, удельная активность калия-40 60 Бк/кг. По усредненным данным (без учета радона в помещениях) годовая тканевая поглощенная доза в костном мозге, костной ткани и гонадах примерно одинаковая  (1 мЗв/год), причем 66-77% дает внешнее g-излучение, остальное - g-излучение калия-40 (роль a-излучения крайне мала).
Суммарная доза (с учетом радона в помещениях), получаемая 95% населения Земли, от всех естественных источников, составляет (мЗв/год): для красного костного мозга - 0,85-1,4; для гонад - 0,75-1,25; для эндостальных клеток костной ткани - 2,21; для легких - 7,5 (в том числе 6,9 - от внутреннего облучения). Доза, получаемая легкими вне помещений - 1,27 мЗв/год (то есть, примерно такая, как и в других тканях и органах). Гораздо большую дозу получают люди, живущие в плохо вентилируемых помещениях, в горах  и районах с высоким уровнем радиации. Многолетние наблюдения не смогли установить различий в эволюционном развитии, в неблагоприятных последствиях соматического и генетического характера у населения с повышенным естественным уровнем радиации по сравнению с популяциями районов с нормальным фоном. Поэтому дозы ИИ, создаваемые природными источниками, в том числе, в районах повышенного фона, можно рассматривать как допустимые при разработке принципов нормирования.
4.2. Естественные источники радиации,
обусловленные деятельностью людей
Хотя в угле содержание радионуклидов в основном меньше, чем в земной коре, в среднем большая их часть при сжигании угля попадает в шлак и летучую золу. Облака золы, извергаемые дымовыми трубами ТЭС, приводят к дополнительному облучению людей, а после оседанияя на землю частицы золы снова могут вернуться в воздух (под действием ветра и транспортных средств) в виде пыли. По текущим оценкам производство 1 гига-ватт*год электроэнергии обходится человечеству в 2 человеко-зиверта КЭЭД, а а в целом от всех угольных электростанций мира - в 2000 чел*Зв. В мире ежегодно используют несколько млрд. т угля, из них 70% сжигают на ТЭС, 10% сжигают на цели отопления, 20% коксуют. Тепловая электростанция (ТЭС), вырабатывая 1 гГВт*год электроэнергии, сжигает 3 млн. т угля, выбрасывает в воздух 0,1 млн. т золы. В каменном угле содержится от 3 до 520 (в среднем 20) Бк/кг урана-238; 3-320 (20) Бк/кг тория-232; 0,3-70 (50) Бк/кг калия-40 (в скобках даны расчетные средневзвешенные данные). В золе содержание РАВ возрастает на порядок и составляет в среднем (Бк/кг): 210Ро - 1700; 210Рb - 930; 40K - 235; 226Ra - 226; 238U - 200; 228Ra - 130; 228Th - 110; 232Th - 70. Рассеиваемые с золой в атмосфере РАВ становятся источником дополнительного облучения людей, в первую очередь - за счет вдыхания золы. Выпавшие из атмосферы на землю с золой РАВ поступают затем в организм с воздухом, водой, пищей. За последние 80 лет ХХ века концентрация 226Ra в промышленных центрах возросла в 50 раз, причем содержание РАВ в верхнем слое (5 см) почвы больше, чем на глубине 5-10 см. Ниже в таблице 7 приведены данные по загрязнению окружающей среды угольной ТЭС мощностью 1 ГВт.               
Таблица 7
Радионуклид 226Ra 228Ra 210Рb 210Ро 40K 232Th
Концентрация в воздухе, 10-5 Бк/м3 6,3 4,1 15 14,4 - 6,3
Плотность загрязнения-территории, Бк/м2 390 93 1150 700 3890 -
При степени улавливания образующейся золы 90% средние индивидуальные дозы облучения в радиусе 20 км вокруг угольной ТЭС мощностью 1 ГВт составят (мЗв/год): костная ткань - 1,14; легкие - 0,42; костный мозг - 0,15; всё тело - 0,0053.
На приготовление пищи и отопление жилых домов расходуют меньше угля, зато большая часть золы и сажи поступает в воздух через многочисленные низкие ("5м) дымовые трубы, расположенные среди жилых поселков, поэтому гораздо большая часть загрязнителей попадает непосредственно на людей. По оценке этот источник дает "100 тыс. чел*Зв КЭЭД. Зольную пыль, уловленную из дымовых газов ТЭс используют для устройства дорог, в качестве добавки к цементам, бетонам (иногда бетон на 80% состоит из зольной пыли), для производства кирпича, шлакоблоков, бетонита и др. изделий; для улучшения структуры почв и т.д. Все эти применения золы ведут к увеличению КЭЭД.
Половина глобального потребления угля приходится на США (26%) и Китай (24% мировой добычи). За пределами этих двух угольных "сверхдержав" увеличение использования угля наблюдается в Индии и Японии, но падает в Западной и Восточной Европе, включая Россию (которая, как и Англия, прекратила субсидирование добычи угля) [8]. В современном мире на нефть, природный газ и уголь приходится соответственно 32, 22 и 21% от мирового производства энергии. К концу 2010г. на нефть будет приходиться примерно 39% всех потребляемых на планете энергоресурсов: на уголь - 24%, на природный газ - 22%, на атомную энергию - 6% [8]. В будущем значимость нефти увеличится и в 2020г. на нефть придется 40% (из них 52% на автотранспорт), а на нефть и газ - две трети общемировых источников энергии.
Таблица 8. Данные за 2000г. и прогноз мирового потребления энергии
между 2000 и 2020 годами (в квадрильонах БТУ)
(источник: USА. Department of Energy. Washington, 2001, A2. [8])
Вид сырья 2000 2005 2010 2015 2020
Нефть 157,7 172,7 190,4 207,5 224,6
Природный газ 90,1 111,3 130,8 153,6 177,5
Уголь 97,7 107,1 116 124,8 138,3
Атомная энергия 24,5 24,9 25,2 23,6 21,7
В течение грядущих двадцати лет потребление нефти увеличится не менее чем в полтора раза, газа - вдвое, угля - как минимум на 40% и только использование атомной энергии несколько сократится. Поэтому можно ожидать значительного  увеличения КЭЭД не за счет атомной энергетики, а за счет сжигания топлив.
Геотермальные воды, используемые для отопления и производства электроэнергии, выделяют радон; ожидаемая эффективная эквивалентная доза (КЭЭД) от них оценена (по опыту Италии) в 6 человеко-зиверт на каждый гига-ватт*год вырабатываемой электроэнергии (в 3 раза больше, чем на угольной ТЭС).
Большинство разрабатываемых фосфатных месторождений содержат уран. При добыче и переработке фосфатных руд выделяется радон, да и сами удобрения радиоактивны, а содержащиеся в них радионуклиды проникают из почвы в пищевые продукты (особенно, если удобрения вносят в эемлю в жидком виде или если вещества, содержащие фосфаты, скармливают скоту, что повышает радиоактивность молока). Все эти аспекты дают годовуюю КЭЭД 6 тыс. чел*Зв, в то время как КЭЭД из-за применения фосфогипса, произведенного только в Японии в 1977г. составила около 300 тыс. чел*Зв/год. Ожидаемая КЭЭД в расчете на 1 т фосфорных удобрений составляет (мкГр*чел): внешнее облучение - 0,15; внутреннее облучение - 19, в том числе: костная ткань - 10; легкие - 3,3; почки - 1,6; печень - 1.
Дополнительная доза облучения жильцов дома, где использованы строительные конструкции из фосфогипса - 0,07 мГр/год, а доза из воздуха хранилища удобрений - 0,5 мГр/год. Cмыв фосфорных удобрений с полей приводит к загрязнению ураном речных вод, дельты реки и шельфа [9]. Растворенный в речной воде уран интенсивно адсорбируется свежевыпавшими (в результате увеличения солености вод) гидрооксидами железа и марганца в процессе флокуляции и агрегирования.  В дальнейшем переработка поверхностных слоев отложений приливо-отливными и штормовыми течениями приводит к ресуспензированию илов и дальнейшему переносу урана в направлении градиента эстуария. Источниками урана являются горные породы бассейнов рек. Исследование содержания радионуклидов (полония, урана, плутония) в отдельных компонентах экосистемы южной части Балтийского моря (фито- и зоопланктон, фито- и зообентос, рыбы) и процессов их аккумуляции в трофической цепи показали, что радионуклиды Ро210 и Рu269  интенсивно аккумули-руются некоторыми видами биоты: среднее значение фактора биоаккумуляции нахо-дится в пределах 9*102?3,5*104 [10]. Водоросли, бентосные животные и рыбы накап-ливают изотопы U (в основном 238U и 234U) в незначительной степени: средние значения фактора биоаккумуляции составляют 1?55, что на несколько порядков ниже величины фактора для Pu и Ро. Установлено, что рыбы содержат значительное количество Pu и Ро, которое может быть опасным при употреблении рыб в пищу. Однако годовое поступление изотопов Ро, Pu и U (токсичных альфа-излучателей) в организм среднестатистического жителя (в данном случае - Польши) при употреблении рыбы в пищу эквивалентно 10 мБк, 7 мБк и 24 мБк соответственно, что значительно ниже допустимого по нормам МКРЗ и Научного комитета ООН по влиянию ядерных излучений. Система кругообращения Ро, повидимому, отвечает системе . кругообращения органического вещества; для распределения концентраций Pu и U большее значение имеют процессы седиментации и диффузии из донных отложений в более глубокие воды моря.
Ожидаемые коллективные дозы (КЭЭД), создаваемые излучениями естественных нуклидов, при различных видах деятельности людей, приведены в таблице 9.
Таблица 9
Область деятельности КЭЭД, чел*Зв/год
Сжигание угля на электростанциях 2000
Сжигание угля в жилых домах 100000
Сжигание нефти на электростанциях 100
Сжигание природного газа на электростанциях 3
Использование фосфатных удобрений 7000
Использование фосфогипса в жилищном строительстве 600000
Таким образом, эти облучения пока еще невелики и в целом составляют около 1% коллективной дозы, обусловленной естественным фоном, однако, для отдельных групп людей они могут быть значительными (использование фосфогипса и др. отходов в жилищном строительстве, применение фосфатных удобрений и др.).
4.3. Источники радиации, созданные человеком (техногенные источники)
За последние десятилетия человек создал сотни искусственных радионуклидов и научился использовать атомную энергию в разных целях: создание оружия, получение энергии, медицинская диагностика и лечение (лучевая терапия в борьбе с раком), поиск полезных ископаемых. различные средства контроля и т.д. Широкое применение нашли РАВ и ИИ в строительстве и стройиндустрии (см., например, [6-7]). Считают, что персонал, обслуживающий дефектоскопы в условиях строительной площадки, получает большие дозы облучения. Дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, могут колебаться в широких пределах, быть ниже или значительно выше доз от естественных источников. Одной из наиюлее опасных групп источников ИИ считают многочисленные научные, исследовательские и производственные лаборатории, использующие РАВ. Слабый контроль за соблюдением правил применения, хранения, транспортировки, сбора, захоронения РАВ привел к частым и почти повсеместным случаям преступно-халатного отношения к РАВ, когда источники мощных ИИ выбрасывают куда придется и они оказываются в зонах пребывания людей (в том числе - в деталях жилых домов), что нередко приводит к трагическим последствиям. По нашему мнению (опубликованному в 1993г. в учебном пособии [7]), необходимо в законодательном порядке ввести обязательный сплошной радиометрический контроль всего жилищного фонда и других мест и помещений длительного пребывания людей (как ранее построенных, так и в новостройках). Данные по вкладу основных техногенных источников ИИ в создание годовой ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы (КЭЭД) приведены ниже в таблице 10 (по данным [1-3], [7]).
Таблица 10
Виды источников ИИ Годовая ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза, ОКЭЭД,  чел*Зв/год
Медицина (1,6-4,4)*106
Облучение космическими лучами в самолетах 2000
Часы наручные и др. бытовые приборы со светящими составами 2000
Профессиональное облучение в атомной энергетике 2000
Выбросы и сбросы атомной энергетики в окружающую среду в 1980г. 500
То же в 2000г. 10000
То же при ожидаемом уровне атомной энергетики в 2020г. (по [8]) 9000
Ниже дан анализ техногенных источников ИИ по вкладу в создание годовой КЭЭД.
4.3.1. Облучение от медицинских процедур
Как видно из таблицы 10, основной вклад (на 2-4 порядка превосходящий вклад остальных техногенных источников ИИ) в создание годовой КЭЭД вносят облучения от медицинских процедур (диагностика и лечение). Цель облучений в медицине - излечение больного, но нередко дозы оказываются неоправданно большими: флюорография - 2-5 мЗв; рентгеноскопия грудной клетки - 47-195 мЗв; рентгеновские снимки: черена - 8-60 мЗв; позвоночника - 1,6-147 мЗв; зубов - 30-50 мЗв; желудка и кишечника - 120-820 мЗв [1]. При рентгенографии желудочно-кишечного тракта, тазобедренного сустава, поясничного отдела позвоночника доза облучения гонад дос-тигает 0,04-36 мЗв. Около половины рентгеновских обследований приходится на долю грудной клетки. Но, по мере уменьшения заболеваемости туберкулезом, целесообразность массовых обследований снижается. Более того, практика показала, что раннее обнаружение рака легких почти не увеличивает шансов на выживание [1]. В 1980-е годы во многих странах (включая США, Англию, Швецию) частота таких обследований существенно снижена. Однако из этого не следует делать вывод о необходимости полного исключения ИИ из арсенала диагностики и лечения. Например, своевременное обнаружение воспаления легких с помощью рентгеноскопии уменьшает число смертельных исходов в 200 раз. Даже в одной стране дозы, получаемые пациентами, могут сильно варьировать (иногда в 100 раз). Излишнее облучение часто вызвано плохим состоянием и эксплуатацией оборудования, низкой квалификацией, недобросовестно-стью, а иногда - и злым умыслом медперсонала, низкой чувствительностью фото-пленки, облучением большей поверхности тела, чем это требуется. Уменьшить дозу можно правильной экранировкой, максимальным уменьшением площади рентгеновского пучка, его фильтрацией (убирающей лишнее облучение), использованием более чувствительных фотопленок. Еще в 1970-е годы замена рентгеновской пленки на кинопленку и электростатику уменьшила дозу при обследовании молочной железы в 10-20 раз. За 100 лет со времени открытия рентгеновских лучей самое значительное достижение в рентгенодиагностике - компьютерная томография, уменьшившая дозы облучения: при обследовании кожи - в 5 раз, яичников - в 25 раз, семенников - в 50 раз (по сравнению с обычными методами урографии 1970-х годов). Генетически значимые дозы (ГЗД) облучения, приходящиеся на гонады, составляли в 1970-е годы: в Англии - 0,12 мЗв/год, в Японии - 0,15 мЗв/год, в СССР - 0,23 мЗв/год, Наибольший вклад в ГЗД вносят обследования семенников, яичников, мочевого пузыря, мочевыводящих путей, таза, нижней части спины, а также бариевые клизмы. Доза облучения костного мозга при рентгенографии зубов составляет 0,06-0,13 мЗв в черепе, 0,14-8,5 мЗв в нижней челюсти, 0,024-1,16 мЗв в шейных позвонках. Средняя ЭЭД для наиболее распространенных радиологических исследований лежит в пределах 0,05-10 мЗв. Поглощенная доза в облучаемом с целью терапии органе (уничтожение раковых клеток) очень велика и составляет 20-60 Гр за несколько сеансов (а при послеоперационной g-лучевой терапии - 0,2-0,5 Зв  ЭЭД). При использовании радиофармацевтических препаратов доза на отдельный орган составляет от нескольких мГр до нескольких греев, а доза на гонады - от нескольких мГр до нескольких десятков мГр на одну процедуру. Средняя доза, получаемая медперсоналом при снятии одной рентгенограммы, колеблется в пределах от 0,5 мкЗв*чел в США до 4,2 мкЗв*чел в Швеции [1]. Среднемировая индивидуальная доза от медпроцедур (главный вклад дает диагностика) составляет 0,44-1 мЗв/год или 20-50% средней дозы естественного облучения (2,2 мЗв/год).
4.3.2. Испытание ядерного оружия
За период 1945-1981гг. произведено 423 взрыва в атмосфере общей мощностью около 220 мегатонн (из них 111 Мт - в СССР) с выбросом большого количества РАВ. Суммарная ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза (ОКЭЭД) от всех ядерных взрывов в атмосфере оценена в 30*106 чел*Зв. К 1980г. человечество получило лишь 12% этой дозы; остальную часть оно может получать еще миллионы лет. С 1963г. (самые интенсивные испытания ядерного оружия) к началу 1980-х годов среднегодовая КЭЭД от ядерных испытаний снизилась с 7% до 1% (а после Чернобыля-1986 - до 0,7%) от дозы естественных источников. На следующий год после ядерных взрывов в атмосфере даже в отдаленной Дании произошло скачкообразное повышение содержания цезия-137 в зерне, овощах, фруктах, мясе, молоке. Особенно сильно возрастало содержание цезия-137 в ягеле и в мясе оленей на Крайнем Севере, в связи с чем пастухи получали дозу цезия-137 в 100-1000 раз больше, чем остальное население.
4.3.3. Атомная энергетика и технология
Атомная энергетика и атомная технология являются источниками радиации, вокруг которых ведут наиболее острые споры и закрытия которых требует "общественность" ряда регионов (особенно там, где они расположены или намечено их размещение), хотя в целом они вносят весьма небольшой вклад в облучение населения. К 1985г. в 26 странах работали 345 ядерных энергетических реакторов суммарной мощностью 220 ГВт (13% от суммарной мощности всех электростанций). Их мощность удваивали каждые 5 лет. Из-за противодействия "общественности" (как правило, организованной и натравленной конкурентами и противниками АЭС) ожидается спад темпов роста. Ниже в таблице 11 приведены данные по доле вклада основных источников энергии (в % к общему мировому потреблению энергии)  за 2000г. и прогноз между 2000 и 2020 годами (определены еами по данным [8]).
Таблица 11
Вид сырья 2000 2005 2010 2015 2020
Нефть 42,6 41,5 40,4 41,4 40,0
Природный газ 24,4 26,8 27,8 30,7 31,6
Уголь 26,4 25,7 26,5 23,2 24,6
Атомная энергия 6,6 6,0 5,3 4,7 3,9
Всего 100 100 100 100 100
Как видно из таблицы, доля атомной энергии неуклонно снижается с 6,6% в 2000г. до 5,3% в 2010г. и 3,9% в 2020г.
Очень заманчивы перспективы открытия и изобретений инженера-ученого Б.В.Болотова [11], разработавшего технологию низкотемпературного (несколько тысяч оС) ядерного превращения химических элементов (на основе "химии второго порядка"), что позволяет получать энергию и нужные элементы в неограниченных количествах из общедоступного сырья при невысоком уровне образования ИИ.
В 1990г. предложена международная шкала событий на АЭС, в которой верхние 4 класса (4-7) отнесены к авариям, а нижние 3 (1-3) - к происшествиям (инцидентам). Сюда отнесены события, связанные с ралиацией; другие события, не связанные с ралиацией, в шкалу не включены (их отнесли к классу 0 (ниже шкалы)), так как они не влияют на радиационную опасность:
7. Глобальная авария - большой выброс (более 1016 Бк по иоду-131), значительный ущерб здоровью людей и окружающей среде.
6. Тяжелая авария - значительный выброс (1015-1016 Бк по иоду-131) и т.д.
Величины ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы КЭЭД (за счет короткоживущих изотопов) на этапах ядерного топливного цикла приведены ниже в таблице 12.
Таблица  12
Этапы ядерного топливного цикла Ожидаемая доза в чел*Зв на каждый гигаватт*год получаемой электроэнергии:
персонала населения всего
Добыча руд 0,9 0,5 1,4
Обогащение руд 0,1 0,04 0,14
Изготовление тепловыделяющих
элементов (ТВЭл) 1 0,002 1,002
Реакторы 10 4 14
Регенерация ТВЭлов 10 1 11
Захоронение радиоактивных отходов ? ? 0,003-0,03
Итого 22 5,6 27,6
У 90% персонала АЭС доза составляет 1-10 мЗв/год и за редким исключением не превышает 25 мЗв/год. Среднегодовая доза большинства АЭС - 5-6 мЗв/год. Основные дозы создают перегрузки отработавшего топлива, ремонтные работы, ревизия оборудования. 90% всей дозы облучения, обусловленной короткоживущими изотопами, население получит в течение 1 года после выброса; 98% - в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих не далее нескольких тысяч км от АЭС. Около 670 чел*Зв/Гвт*год обусловлены долгоживущими изотопами, которые распространяются по всему земному шару, причем на первые 500 лет приходится менее 3% всей дозы (то есть, 0,04 чел*Зв/год на 1 Гвт*год). Считают, что в ближайшие тысячи лет вклад захоронений радиоактивных отходов будет очень малым (порядка 0,1-1% от ожидаемой КЭЭД), хотя проблема захоронения сотен миллионов тонн радиоактивных отходов обогащения руд весьма серьезна.
Коллективная доза от выбросов АЭС и профессионального облучения персонала АЭС в 1980г. (при мощности всех АЭС 140 ГВт) была равна 5-часовой дозе естественного фона, а в 2000г. (500 ГВТ) - на уровне суточной дозы естественного фона. Коллективная доза профессионального облучения персонала АЭС в 1980г. - 2000 чел*Зв (около 0,03% дозы естественного фона). Сравнительная оценка общего ущерба здоровью людей от ядерного и угольного топливных циклов, отнесенная к выработке 1 ГВт*год энергии (с учетом канцерогенного эффекта химических компонентов выбросов ТЭС: летучей золы, двуокиси серы, бенз/а/пирена) приведена ниже в таблице 13.
Таблица 13
Вид ущерба Показатели топливных циклов
ядерного угольного *)
Число случаев преждевременной смерти 1 300 (27-600)
Общее сокращение продолжительности жизни, чел*год 20 104 (600-18000)
Общие потери трудоспособности, чел*год 10 700 (400-12000)
*) - без учета ущерба здоровью людей от нераковых заболеваний, вызванных неканцерогенными выбросами ТЭС: окислов серы и азота, ртути, свинца, кадмия и др. (в скобках указан интервал возможных значений),
Как видно из таблицы 13, проживание вблизи ТЭС мощностью 1 ГВт (с учетом выбросов её химических компонентов) в сотни раз более вредно (и опасно), чем проживание вблизи АЭС. Коллективная доза АЭС формируется в результате облучения людей, проживающих в зоне до 200-500 км от АЭС. Выбросы при аварии 1986г. на Чернобыльской АЭС вызвали значительные загрязнения на боьших территориях не только в районе ЧАЭС, но даже в Донецкой области (до 2 Ки/км2). Выбросы радиоактивных веществ достигли чер-номорских берегов Кавказа (в том числе Сочи), Турции и др. стран, вызвав повышение сум-марной (по цезию-137 и цезию-134) радиоактивности чая: сортов Ramelia и Rize (Турция) до 310-420 Бк/кг и сортов Грузинский до 70-155 Бк/кг (при радиоактивности чая Dragon--Китай, "Индийский" и С.Т.С.-Индия, Tea-Англия, Wild Cherry-Цейлон меньше 0,3 Бк/кг по всем показателям) при норме международной торговли для всех пищевых продуктов (кроме мо-лочных) 600 Бк/кг [12].
Осевшие радиоизотопы находятся в верхнем слое почвы толщиной 1-2 см, откуда они легко выделяются и разносятся вокруг, особенно при обработке почвы, земляных и строительных работах, при движении машин. В составе топливных частиц при взрыве выделился и плутоний-241 в количестве в 100 раз больше, чем более опасный плутоний-239. Но при распаде (период полураспада 14 лет) он превращается в более опасный америций-241, способный загрязнять воздух, воды и др. среды, участвуя в естественном круговороте веществ. Поэтому зоны, считавшиеся благополучными при оценке по плутонию-241, через годы могут оказаться недопустимо зараженными америцием-241.
Профессиональные дозы почти повсеместно являются самыми большими из индивидуальных доз. Средние дозы шахтеров подземных урановых рудников и неко-торых заводов по переработке руд в 6 раз превышают естественный фон. На откры-тых рудниках, на АЭС персонал получает средние профессиональные дозы вдвое больше фона. Коллективная профессиональная доза так распределена по категориям персонала: работники заводов по переработке ядерного топлива, персонал АЭС с ре-акторами с газовым охлаждением - 100%, технический персонал - 71%, администра-ция - 11%, операторы - 10%, дозиметристы - 8%.
При работе с такими опасными и вредными факторами, как РАВ и др. ИИИ, которые неощутимы органами чувств человека и последствия от воздействий кото-рых могут быть отдалены на многие годы и десятилетия, особо важную роль приоб-ретают такие важные положительные качества людей, как честность, добросовест-ность, дисциплинированность, внимательность, предусмотрительность и т.п., а так-же такое комплексное качество, как культура осторожности, то есть, психологиче-ская и квалифицированная подготовленность всех людей, при которой обеспечение защищенности от вверенных им обьектов (источников повышенной опасности) яв-ляется приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящими к самосозна-нию ответственности и к самоконтролю при выполнении любых действий, влияю-щих на состояние опасности. Защиту от РАВ и др. ИИИ проводят по всем направле-ниям: персонал (непосредственно контактирующий с ИИИ и попадающий в зоны их действия), окружающая среда, население.
4.3.4. Прочие источники радиации
При полетах в самолетах на больших высотах каждый член экипажа получает 1-2 мЗв/год из-за облучения космическими лучами. Облучение персонала обычных про-мышленных предприятий дает вклад в годовую дозу 0,5 чел*Зв на 1 млн. жителей. В шахтах при добыче железных руд и др. ископаемых дозы, получаемые шахтерами, могут быть выше, чем на урановых рудниках. Повышенные дозы получают и шахте-ры угольных шахт. До 0,3 Зв/год получает персонал курортов, где применяют радо-новые ванны. Радиоактивные изотопы, используемые в светящихся циферблатах часов, компасов, телефонов, в прицелах, в указателях входа-выхода помещений дают общую дозу, в 4 раза превышающую дозу, обусловленную утечками на АЭС. Часы со светящимся составом на основе радия-226 создают мощность дозы 0,074 мкЗв/ч. Эту мощность можно уменьшить на 2-3 порядка, заменив радий на тритий или прометий-147. Цветной телевизор создает мощность дозы 100 мкЗв/ч на расстоянии 5 см от экрана и 0,0025 мкЗв/ч на расстоянии от экрана 2,5м; у черно-белого телевизора эти мощности примерно вдвое меньше. Принцип действия многих видов детекторов дыма основан на a-излучении америция-241, но при правильной эксплуатации они дают ничтожно малую дозу. Радионуклиды применяют в дросселях флюоресцентных светильников и в др. электроприборах. При изготовлении особо тонких линз применяют торий, что может вызвать облучение хрусталика глаз. Для придания блеска искусственным зубам в зубной фарфор добавляют уран, что вызывает облучение тканей рта. Рентгеновские аппараты для проверки багажа в аэропортах почти не облучают пассажиров. Сопоставление различных источников ралиации по индивидуальной дозе на весь организм в целом приведено ниже в таблице 14.
Таблица 14. Эффективные эквивалентные дозы облучения  (ЭЭДО) отдельного
человека от некоторых естественных и техногенных источников
Источники облучения ЭЭД О (для всего тела человека)
Зв бэр
Облучение за год за счет радиоактивных выбросов АЭС в районе её расположения (0,2-1)*10-6 (0,02-0,1)*10-3
Облучение за год за счет дымовых выбросов ТЭС, работающей на угле (2-5)*10-6 (0,2-0,5)*10-3
Прием радоновой ванны (0,01-1)*10-3 0,001-0,1
Лучевая гамма-терапия после операции 0,2-0,5 20-50
Флюорография (0,1-0,5)*10-3 0,01-0,05
Рентгенография грудной клетки (0,1-1)*10-3 0,01-0,1
Рентгеноскопия грудной клетки (2-4)*10-3 0,2-0,4
Рентгенодиагностика при раке легких 0,05 "5
Рентгеновская томография 0,005-0,1 0,5-10
Рентгеновская мамография (1-2)*10-3 0,1-0,2
Рентгеноскопия желудка, кишечника 0,1-0,25 10-25
Просмотр кинофильма по цветному телевизору (2м от экрана) 0,01*10-6 1*10-6
Ежедневный в течение года 3-часовой просмотр цветных телепрограмм (5-7)*10-6 (0,5-0,7)*10-3
1 час полета на дозвуковом самолёте (4-7)*10-6 (0,4-0,7)*10-3
1 час полета на сверхзвуковом самолёте (типа "Конкорд") на высоте 18-20 км (10-30)*10-6 (1-3)*10-3
1 сутки полета на орбитальном космическом корабле (без вспышек на Солнце) (180-350)*10-6 (18-35)*10-3

ИТОГИ (или: всё познаётся в сравнении)
Таким образом, облучению подвержены не только люди, непосредственно работающие с РАВ и др. источниками радиации, но и население, так как и в окружающей среде, и в быту есть много источников ИИ, а производственная дея-тельность поставляет РАВ в воздух, воды, почвы и др. обьекты биосферы. Безуслов-но, совершенствованием технологии, оборудования, труда, быта, защитных мер мож-но уменьшить облучение людей. Однако, технически невозможно и экономически нецелесообразно полностью исключить воздействие ИИ и др. неблагоприятных фак-торов на людей. При регламентации допустимых уровней ИИ руководствуются кон-ценциями: 1) приемлемого риска; 2) непревышения верхних (разумно достижимых) дозовых пределов облучения; 3) снижение дозы облучения до возможно низкого уровня; 4) исключение всякого ненужного и необоснованного облучения, то есть, не следует применять источники ИИ без социально и экономически оправданной необ-ходимости (например, в детских игрушках, товарах массового потребления и т.п.). Следует также учитывать, что любая деятельность (в том числе и безделие) связана с некоторым риском для жизни и здоровья, как от внутренних (личных) факторов че-ловека, так и от внешних факторов (бытовых, производственных, окружающей сре-ды и лр.), результатом чего могут быть травмы, заболевания, смерть. Величину рис-ка оценивают по вероятности нежелательных последствий, которую можно выявить из статистических данных. Риск от новой техники можно считать приемлемым, если одним из конечных эффектов применения этой техники будет уменьшение суммар-ного риска для людей. Если же дополнительнй риск не компенсируется уменьшением других рисков и суммарный риск в итоге возрастает, его следует считать социально неприемлемым. Степень опасности условий деятельности делят на 4 категории (табл. 15). По данным США и Англии риск смерти для некоторых профессий и в целом для населения составляет: коксование угля и вулканизация - (1-10)*10-3; строительные ра
Таблица 15
Категория условий Степень опасности условий деятельности Диапазон риска смерти в год
на 1 человека на 1 млн. человек
IV Особо опасные >1*10-2 более 10000
III Повышенно опасные 1*10-2-1*10-3 10000-1000
II Без повышенной опасности 1*10-3-1*10-4 1000-100
I Пониженно опасные <1*10-4 менее 100
боты и экипажи рыболовецких траулеров - 1,2*10-3; добыча каменного угля - (4-12)*10-4; рабочие всей промышленности США - 2,5*10-4; обрабатывающая промыш-ленность в целом - (8-12)*10-5, в том числе: текстильная, бумажная, пищевая, типо-графская - (1-10)*10-5; швейная и обувная - (1-10)*10-6; курение 5*10-4; все вместе взя-тые опасные природные явления (землетрясения, вулканы, наводнения, ураганы, грозы и др.) - 1*10-5; смерть от старости и болезней - 1*10-2, в том числе: сердечно-сосудистых - 3,7*10-3, рака - 2*10-3, сосудов мозга - 1*10-3. При опросе в США [1] наи-более опасным фактором большинство (особенно женшины и студенты) называли атомную энергетику, хотя по общему числу смертельных исходов (100 чел/год) она занимает одно из последних мест, на 2-3 порядка уступая самоубийствам и умышлен-ным убийствам, курению (150 тыс. чел/год), употреблению спиртных напитков (100 тыс. чел/год), автомобилям (50 тыс. чел/год), огнестрельному оружию (17 тыс. чел/год), электричеству (14 тыс. чел/год), пожарам (10 тыс. чел/год), плаванию (3 тыс. чел/год), мотоциклам (3 тыс. чел/год), хирургическим операциям (2,8 тыс. чел/год), рентгеновскому облучению (2,3 тыс. чел/год), железной дороге (2 тыс. чел/год), авиа-ции общего назначения (1,43 тыс. чел/год), велосипедам (1 тыс. чел/год), большой стройке (1 тыс. чел/год), охоте (800 чел/год), бытовым травмам (200 чел/год), туше-нию пожаров (200 чел/год), работе в полиции (160 чел/год), противозачаточным сред-ствам (150 чел/год), За ХХ век для отдельных профессий риск почти не изменился, а в целом для всех "несчастных" случаев несколько снизился - с 8,6*10-4 до 5,5*10-4 на 1 человека в год, несмотря на возросшие масштабы деятельности. Поэтому риск смер-ти 5*10-4 на 1 человека в год можно считать социально приемлемым для профессио-нальных факторов (это соответствует риску смерти в возрасте 30 лет, когда он мини-мален). Анализ фактических данных показал, что распределение людей, работающих с ИИ, по величине полученной дозы соответствует логарифмически нормальному распределению, то есть очень немного людей получают дозу, близкую к предельной (50 мЗв/год), а средняя арифметическая доза равна 0,1 предельной (то есть 5 мЗв/год). Риск смерти от рака при дозе 50 мЗв/год RПДД=6*10-4 (при условии, что все работники получат дозу не менее 50 мЗв/год). На самом деле средний риск в 10 раз меньше, т.е. RСр=6*10-5 при регламентированной предельно допустимой дозе ПДД=50 мЗв/год. Это соответствует уровню риска в наименее опасных отраслях промышленности (швей-ной, обувной, текстильной). Средняя доза по профессиональной группе не должна превышать 5 мЗв/год (у 98% персонала АЭС доза составдяет 10-15 мЗв/год). Для пре-дупреждения нестохастических эффектов МКРЗ рекомендовала ограничить локаль-ное облучение каждого органа на уровне 0,5 Зв/год, а хрусталика глаз - 0,3 Зв/год [1], [3]. При этом для соблюдения ПДД (НПЭЭД) предел годовой эквивалентной дозы для отдельных органов не должен превышать (Зв/год): щитовидная железа и поверхность костной ткани - 1,7; легкие и красный костный мозг - 0,4; молочные железы - 0,3; по-ловые железы - 0,2; другие органы и ткани - 0,17. Рекомендуемый предел дозы для "ограниченной части населения" (ПД=5 мЗв/год) в 3-4 раза ниже естественного фона, наблюдаемого в ряде районов Земли, где проживает людей в тысячи раз больше, чем "ограниченная часть населения". Кстати, согласно сообщениям в печати, каждый из "5 млн. жителей Донецкой области в среднем за год получает фактическую дозу, на 25% превышающую ПД, установленную для 30-км-й зоны вокруг Чернобыльской АЭС. Это свидетельствует о большом запасе норм в установленных пределах доз об-лучения.
Более 95% населения Земли проживает в районах с нормальным (не повышенным) радиоационным фоном. В расчете на среднего жителя Земли среднегодовая доза облучения распределяется так. Основную (82%) часть дозы люди получают от естественнных источников, около 15% - от медицинских процедур, 0,8% - от радиоактивных осадков, вызванных взрывами атомного оружия, и лишь 0,04% - от атомной энергетики. В биосфере Земли содержатся 60 естественнных (первичных и космогенных) радионуклидов. При тепловом взрыве в 1986г. на ЧАЭС в атмосферу выброшены 450 типов радионуклидов общей активностью более 500 млн. Ки, что равноценно 500 атомным бомбам, взорванным над Хиросимой. После взрыва на ЧАЭС продолжалось горение графита, очень сильно повысилась температура в реакторе, что вызвало образование оксидов и карбидов разных металлов, плохо смываемых водой (с почвы и растений), не поглощаемых растениями и легко переносимых ветром с места на место. Если условно принять, что в 1986г. на ЧАЭС в атмосферу выброшено радионуклидов в 10 раз больше, чем при всех термоядерных испытаниях, то даже в этом случае доля радиоактивных осадков и АЭС не превысит 7% (причем эта цифра постоянно уменьшается из года в год) для среднего жителя Земли, а основными источниками остаются естественнные источники (78,6%) и медицинские процедуры (14,4%). Данные по доле вклада различных источников радиации в общую дозу, получаемую средним жителем Земли в районах с нормальным фоном (до и после Чернобыльской катастрофы 1986г.) приведены ниже в таблице 16.
Таблица 16
Виды источников
радиации Доля вклада источников радиации
До Чернобыля 1986г. После Чернобыля 1986г.
мЗв/год в % к итогу мЗв/год в % к итогу
Естественные (природные)
в том числе - вдыхание радона с воздухом в доме 2,2

0,94 84

36 2,2

0,94 78,6

34
Используемые в медицине 0,4 15 0,4 14,4
Радиоактивные осадки 0,02 0,8 0,2 7
Атомная энергетика 0,001 0,04 0,001 0,036
Итого 2,62 100,0 2,8 100
Таким образом, вклад атомной энергетики, как по абсолютной величине, так и по доле вклада в общую дозу радиации, в сорок раз меньше, чем от медицинских проце-дур и в сто раз меньше, чем от ингаляции радона в доме. Тем не менее, мало кто из "общественности" и "широкой публики" обращает внимвние на естественную радиацию, вклад которой в среднегодовую эффективную эквивалентную дозу облучения населения Земли составляет 4/5. Мало кто из "300 млн. людей из мест с повышенной естественной радиоацией переселяется в другие места с целью уменьшить дозу облучения. Мало кого волнуют чрезмерные неоправданные облучения при рентгеновскиз медицинских обследованиях и при накоплении радона в плохо проветриваемых помещениях. Поэтому, в качестве совета можно привести слова из песенки-шутки: "Думайте сами, решайте сами - иметь или не иметь!"
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Радиация. Дозы, эффекты, риск. -М.: Мир, 1988. -79с.
2. Маргулис У.Я. Атомная энергия и радиационная безопасность. -М.: Энергоатом-издат, 1988, -224с.
3. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -352с.
4. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87. -М.: Энергоатомиздат, 1988, -44с.
5. Кимель Р.В., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. -М.: Атомиздат, 1972, -327с.
6. Федосеев Н.П. Безопасность работ на строительстве в условиях ионизирующих излучений. -М.: Стройиздат, 1966, -60с.
7. Крыленко В.И. Источники радиации, действие радиации на человека (справоч-ные материалы).-Макеевка: МакИСИ, 1993. -80с.
8. Уткин А.И. Месть за победу - новая война. -М.: Алгоритм, Эксмо; 2005. -544с.
9. Swarzenski P. W., McKee Brent A. Sea zonal uranium distributions in the coastal wa-ters off the Amazon and Mississippi rivers //Estuaries. -1998. -21, №3. -с. 379-390.
10. Scwarzec Bogdan Polonium, uranium and plutonium in southern Baltic Sea //AMBIO. -1997. -26, №2. -с.113-117.
11. Техника-молодежи. -М., 1991, №8. -с.5-8.
12. Авсеенко В.Ф. Дозиметрические и радиометрические приборы и измерения. -Киев: Урожай, 1990. -144с.; Спецвыпуск газеты "Советская торговля" от 16.04.1990.