Метод выделения единичных вызванных потенциалов из электроэнцефалограммы без шаблона

Модель переноса радионуклидов с ядерно-опасных предприятий в окружающую среду. Баталин Юрий Дмитриевич ЭКОЛОГИЯ. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ. Рассмотрен еще один путь переноса радионуклидов с ядерно-опасных предприятий в окружающую среду. Перенос осуществляется самими работниками этих предприятий. Необоснованное поступление радионуклидов, в большей мере, происходит в организм членов семьи профессионального

работника и в меньшей в окружающих его людей. Как частный случай рассмотрен перенос радионуклида водорода-трития. Облучение населения техногенными источниками ограничивается путм обеспечения 2 сохранности источников излучения контроля технологических процессов ограничения выброса сброса радионуклидов в окружающую среду другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения. Всякое действующее или прекратившее эксплуатацию ядерно-опасное предприятие представляет

потенциальную радиационную опасность, как для населения, так и для окружающей среды. Основными путями поступления радионуклидов с ядерно-опасных предприятий во внешнюю среду, считается выбросы в атмосферу сбросы с водными средами сбросы и выбросы при захоронении и транспортировки отработанного топлива и отходов поступление в грунтовые воды из зданий, сооружений, хранилищ. Во всех этих случаях выход нуклидов за пределы предприятий во внешнюю среду различными путями может,

в конечном счте, привести к облучению населения. Эти пути переноса радионуклидов рассматриваются в 3. Однако, вопрос заключается в том, что достаточно ли полно обозначены пути перноса радионуклидов во внешнюю среду с ядерно-опасных предприятий Анализ профессиональной деятельности работников ядерно-опасных предприятий показал, что существует, как миниум, ещ один путь переноса. Таким путм является перенос радионуклидов с ядерно-опасных предприятий в окружающую среду самим персоналом

этих предприятий. При нахождении профессионального работника в атмосферном воздухе, который содержит радиоактивные продукты, его организм накапливает в себе радионуклиды. Подтверждением этого являются результаты измерения концентраций радионуклидов в организме работников на установках Системы измерения человека СИЧ. Это означает, что какие бы средства защиты органов дыхания рабочий не применял, полностью исключить поступление нуклидов в организм избежать не удается.

Внешнее загрязнение тела работника снимается после прохождения санитарного пропускника, в то время как внутреннее загрязнение удалить не представляется возможным. Внутреннее облучение у населения можно оценить, если известны концентрации нуклидов в атмосферном воздухе. Фоновое значение концентраций техногенных нуклидов в атмосферном воздухе населенных пунктов, расположенных в районе ядерных предприятий мало чем отличаются от величин глобального загрязнения атмосферы, и находятся

в пределах 1 - 5 10-6 Бкм3. Измерение таких малых концентраций связано с определенными техническими трудностями. Какая бы ни была концентрация нуклидов в атмосферном воздухе, поступление их в организм человека и убыль из организма, определяется , Бк 1 где Q1 - концентрация нуклида в организме человека через t часов, Бк Q0 - средняя концентрация нуклида в атмосферном воздухе за t часов,

Бкм3 V - объм вдыхаемого воздуха человеком, м3час - коэффициент задержки радионуклида в организме человека после вдоха, отн.ед. K - коэффициент, учитывающий поступление нуклида через кожу Tэфф - эффективный период полувыведения данного нуклида из организма, час. ,час 2 где T12 - период полураспада данного нуклида, час Tбио - биологический период полувыведения данного нуклида из организма, час. Как следует из 2, накопление нуклида в организме существенно зависит от соотношения

T12 и Tбио. При Tбио T12 рассматриваемый нуклид выводиться из организма с периодом равным периоду полураспада. При Tбио T12 выведение нуклида будет с периодом равным 0,5 Tбио или 0,5 T12. При Tбио T12 выведение нуклида будет равным Tбио. Другим, немало важным фактором, который необходимо учитывать при расчте накопления нуклида в организме, является изменение во времени вдыхаемой концентрации нуклида.

Если в течение года значение концентрации нуклида в атмосферном воздухе останется практически неизменным, то насыщение его в организме наступит примерно через 5 - 6 Tэфф. Другое дело, если ежедневная концентрация изменятся в широких пределах, тогда функция накопления будет иметь более сложный характер, и может быть определена численным интегрированием. Кроме ингаляционного пути поступления нуклида в организм человека существует ещ пероральный путь -

поступление нуклидов с пищей и водой. Тем не менее, результат воздействия излучений нуклида один и тот же - оказывается вредное воздействие на все органы и ткани организма. Только за одни сутки в окружающую среду поступит активность , Бк 3 где Q1 - концентрация нуклида в организме человека через t часов, Бк Q2 vвеличина убыли нуклида из организма вне производственного помещения за t2 часов,

Бк Схема модели переноса радионуклидов за пределы ядерного предприятия профессиональным работником, представлена на Рис1 Рис.1. Модель переноса радионуклидов в окружающую среду персоналом ядерных предприятий. Такая модель переноса в равной степени относится как к твердым радионуклидам, так и к газообразным. Механизм удаления нуклидов из организма имеет достаточно сложный характер, тем не менее, все они попадают в среду обитания профессионального работника. Выведение нуклидов из организма происходит с выдыхаемым

воздухом, фекалиями, через потовые железы, слезы, кровотечения и т.д Профессиональный работник большую часть времени находится в жилой квартире и некоторое время - в местах общественного пользования. Поэтому удаляемые нуклиды из его организма будут переходить через атмосферный воздух и водные среды и далее в организм членов его семьи, предметы быта и т.д Особое место в модели переноса радионуклидов с ядерных предприятий занимает радионуклид - тритий.

Его перенос к человеку, членам семьи профессионального работника, на порядки больше, чем перенос твердых радионуклидов Cs-137, Co-60 и т.д Это объясняется его уникальными физическими свойствами. Расчеты, проведенные согласно Модели- показывают, что при концентрации трития в атмосферном воздухе производственного помещения ядерного предприятия равной 40 Бкм.куб во всем теле профессионального работника, примерно через 50 дней при его пятидневной рабочей

неделе установиться равновесная концентрация трития 8000 Бкна все тело, в атмосферном воздухе его квартиры 2,7 Бкм.куб, в организме его ребенка 400 Бкна все тело. На Рис.2,3 показаны графики накопления трития в организме профессионального работника и его ребенка. Рис.2. Накопление трития в организме работника с учтом очередного отпуска продолжительностью 40 дней.

Рис.3. Накопление трития в организме ребенка в возрасте 1-2 года. По данным работы 4 среднее содержание, от глобально рассеянного трития в атмосфере, во взрослом человеке соствавляет 2,8 Бкна все тело, тогда получается, что в теле профессионального работника ядерного предприятия это значение будет превышено в 3000 раз, а у ребенка учитывая вес его тела в 800 раз. Это при условии, что концентрации трития в атмосферном воздухе производственного помещения ядерного

предприятия, равна 40 Бкм.куб . В связи с рассмотренной Моделью возникает вопрос Какова степень риска для человека не связанного с основной деятельностью ядерного производства, а только проживающего вблизи от него Однозначно можно ответить, что такой риск существует, степень его больше для членов семьи профессионального работника и меньше для остального населения. До настоящего времени этот путь переноса не рассматривается

ни в одном регламентирующем документе по радиационной защите, тем не менее, он существует и существовал с момента начала ядерных технологий. Специфика измерения трития ограничивает широкомасштабные измерения его концентрации, однако не снимает данный вопрос с повестки дня. Тоже самое можно отнести к таким нуклидам, как С-14, Sr-90. Как следует из Модели- имеет место нарушение принципа глубоко эшелонированной защиты 1, который

реализуется, в первую очередь, путем создания серии барьеров, которым в принципе никогда и ни что не должно угрожать, и которые , в свою очередь, должны быть нарушены, прежде, чем может быть нанесен ущерб человеку и окружающей среде. Очевидным является и то, что для снижения неконтролируемого до настоящего времени радиационного воздействия на персонал ядерных предприятий и проживающее вблизи их население, необходима серьезная доработка существующих технологий на этих предприятиях с целью создания надежных

барьеров безопасности. Кроме того, вполне возможно, что некоторые виды заболеваний человека, не связанного с ядерным производством, вполне могут быть вызваны таким неконтролируемым видом радиационного облучения. Научным комитетом ООН по действию атомной радиации НКРД названы 25 частично генетически обусловленных заболеваний глаукома, астма, диабет, рак и т.д которые должны быть включены в оценку генетического риска облучения людей.

К тому же НКРД определяет как экологически и социально опасными для человека такие радионуклиды, как Н-3, С-14, Сl-36, Kr-85, I-129. Детальное обоснование рассматриваемого пути переноса радионуклидов в окружающую среду представлено в отчете Модель переноса трития в окружающую среду, в котором приведены расчетные формулы, сделан расчет накопления трития в различных объектах, описана методика измерения и отбора, подтверждена работоспособность Модели рассмотрены пути образования трития на ядерных предприятиях

и его переход в атмосферный воздух производственных помещений. Модель пригодна для определения потенциала ядерно-опасных предприятий. Литература 1. Серия изданий по безопасности 75-INSAG-3. Основные принципы атомных электростанций. Доклад международной группы по ядерной безопасности. Вена. 1989. 2. Нормы радиационной безопасности НРБ -

99. СП 2.6.1.758-99. Минздрав России. 1999. 3. Общие положения безопасности АЭС. Методы расчта распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения. Интератомэнерго. М Энергоатомиздат. 1984г. 4. А.А.Моисеев, В.И.Иванов. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене, Энергоатомиздат.

М. 1990