Радиоактивное загрязнение окружающей среды

ПЛАН
Общие положения…………………………………………………………….3
Источники радиоактивныхизлучений и их характеристика………………4
Космическое излучение………………………………………………………5
Излучение от рассеянныхестественных радионуклидов…………………..6
Техногенно-измененныйрадиационный фон……………………………….6
Искусственныерадионуклиды……………………………………………….7
Воздействие ионизирующихизлучений на организм………………………9
Возможные последствияоблучения людей………………………………..12
Принципы радиационнойбезопасности……………………………………15
Воздействие на окружающуюсреду предприятий ядерного топливно-энергетического цикла…………………………………………………………...19
Заключение…………………………………………………………………...22
Список литературы…………………………………………………………..23

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Особоеместо среди загрязняющих окружающую среду агентов зани­мают радиоактивныевещества. Внимание к нему сильно возросло после аварии на Чернобыльской АЭС в1986 г. и ряда инцидентов на других гражданских и военных объектах с ядернымтопливом.
Радиоактивность– самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменениюих атомного номера или массового числа.
Радиоактивноеизлучение как самопроизвольное испускание лучей – это естественный процесс,существовавший задолго до образования Земли.
Радиоактивноеизлучение является частью более общего понятия – ионизирующее излучение.
Ионизирующееизлучение – это поток корпускулярной (α-частиц, электронов, протонов,нейтронов и др.) и (или) электромагнитной (рентгеновские, γ-лучи) энергии,связанной с прямым или косвенным возникновением ионов.
Радиоактивныепрепараты испускают α- и β-частицы, γ- и тормозное излучение инейтроны.
Вотуже более 100 лет с момента случайных открытий Вильгельмом Рентгеномрентгеновских лучей в 1885 г. и Анри Беккерелем самопроиз­вольного излученияурана в 1886 г. ядерные исследования стали важнейшим направлением науки, арадио-нуклиды нашли применение в самых различных сферах деятельности людей.
α-лучибыли идентифицированы как ядра атома гелия, β-лучи пред­ставляют потокэлектронов, а γ-лучи – это поток квантов большой энергии, характеризуемыхчастотой соответствующего волнового процесса.
γ-лучиотличаются от рентгеновских, возникающих при торможении быстрых электронов врентгеновских трубках и ускорителях, лишь механизмом образования. Основнымисвойствами ионизирующих излучений явля­ются проникающая и ионизирующаяспособность.
Проникающаяспособность характеризуется путем пробега частицы в среде. Она максимальна для γ-лучейи минимальна для α-лучей.
Ионизирующаяспособность характеризует количество ионов, обра­зующихся при движении частицыв среде на единицу расстояния. Она, на­против, максимальна для тяжелых α-частици минимальна для γ-излучения.
Чистыерадиоактивные элементы испускают α- или β-лучи, сопрово­ждаемые чащевсего γ-излучением. Испускание только γ-лучей наблюдается редко.
Интенсивностьрадиоактивного распада характеризуется активностью.
Активность– это величина, характеризующаяся числом радиоактивных распадов в единицувремени.
                                                                dN
A = – —— = λN,
                                                                 dt
где:
А  –  активность, расп/сек;
N  –  число ядер;
λ – постоянная распада,характеризующаяся вероятность распада ядра атома нуклида в единицу времени.
Nt= N0· exp (–λt)
где:N0и Nt – число радиоактивных ядер в начальный моментвремени и через время t соответственно. В связи с уменьшением со временем числаядер активность также уменьшается.
Единицаактивности в системе СИ – Беккерель:
1 Бк= 1 расп/сек
Внесистемнаяединица активности – активность, создаваемая 1 г ра­дия, называет-ся Кюри:
1 Ки= 3,7 · 1010 расп/сек
ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ
И ИХ ХАРАКТЕРИСТИКА
Вокружающей нас природной среде насчитывается около 300 радио­нуклидов, какестественных, так и получаемых человеком искусственных. В биосфере Землисодержится более 60 естественных радионуклидов. При работе реакторов образуетсяоколо 80, при ядерных взрывах – около 200, промышленностью России выпускаетсяболее 140 радионуклидов.
Радиоактивныйфон нашей планеты складывается из четырех основ­ных компонентов:
— излучения, обусловленногокосмическими источниками;
— излучения от рассеянных в окружающейсреде первичных радио­нуклидов;
— излучения от естественныхрадионуклидов, поступающих в окру­жающую среду от производств, непредназначенных непосредст­венно для их получения;
— излучения от искусственныхрадионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствие поступленияотходов от ядерного топливного цикла и других предприятий, использующих искусст­венныерадионуклиды.
Первыедва компонента определяют естественный радиационный фон. Третий компонентопределяется как техногенно-измененный радиаци­онный фон и формируется, главнымобразом, за счет выбросов естественных радионуклидов при сжигании органическоготоплива, поступления их при внесении минеральных (в первую очередь, фосфорных)удобрений и их со­держания в строительных конструкциях и материалах.
КОСМИЧЕСКОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
Первичныекосмические частицы, представленные в ос­новном высокоэнергетич-ными протонамии более тяжелыми ядрами, прони­кают до высоты около 20 км над уровнем моря иобразуют при взаимодейст­вии с атмосферой вторичное высокоэнергетическоеизлучение из мезонов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и т.п. Частицывторичного космического излучения вызывают ряд взаимо-действий с ядрами атомовазота и кислорода, при этом образуются космогенные радионуклиды, воздействиюкоторых подвергается население Земли. К этой категории относится 14радионуклидов, из них основное значение с точки зрения внутреннего облучениянаселения имеют 3Н и 14С, внешнего – 7Be, 23Na,22Na. Интенсивность космического излучения зависит от активностиСолнца, географического располо-жения объекта и возрастает с высотой. Длясредних широт на уровне моря эффектив-ная эквивалентная доза составит примерно300 мкЗв/год.
ИЗЛУЧЕНИЕ ОТ РАССЕЯННЫХ
ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ
Большинствовстречающихся в природе первичных радионуклидов относится к продуктам распадаурана, тория и актиния (актиноурана), яв­ляющихся родоначальни-ками 3радиоактивных семейств.
  Семейство урана начинается 238U, завершается стабильным изото­пом 206Pb и содержит 17 элементов.
Семействотория начинается 232Th,завершается 208Pb,содержит 12 элементов.
Семействоактиноурана начинается 235U, завершается 207Pb, со­держит 17 элементов.
Крометого 12 долгоживущих радионуклидов не входит в состав се­мейств: 40K, 50V, 87Rb, 115In, 123Te, 138La, 144Nd, 147Sm, 176Lu, 180W, 187Re, 190Pt.
Внешнееγ-облучение человека от указанных естественных радионук­лидов внепомещений обусловлено их присутствием в компонентах окру­жающей среды. Основнойвклад в дозу внешнего облучения дают γ-радионуклиды рядов 228Ас,214Pb, 214Bi, а также 40К.
Внутреннееоблучение человека обусловливается радионуклидами, поступающи-ми внутрьорганизма через легкие, желудочно-кишечный тракт. Наиболее значимыми с точкизрения внутреннего облучение являются 40К, 14C, 210Po,226Ra, 222Rn, 220Rn.
Расчетныезначения годовой эффективной эквивалентной дозы от природных источников длярайонов с нормальным фоном колеблется от 1 до 2,2 мЗв.
ТЕХНОГЕННО-ИЗМЕНЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН
Техногенныйрадиационный фон формируется естественными радио­нуклидами, поступающими вокружающую среду в результате использова­ния в производстве при-родныхматериалов, содержащих радионуклиды. Это сжигание органического топлива,внесение минеральных удобрений, приме­нение светосоставов постоянного действия,использование авиации и т.д. Некоторые технологические процессы могут снижатьвоздействие природ­ного радиационного фона, например, очистка питьевой воды.
Вкладв облучение населения за счет техногенного радиационного фона вносятсодержащиеся в стройматериалах радионуклиды.
Впомещениях доза внешнего облучения изменяется в зависимости от соотношения двухконкурирующих факторов: экранирования внешнего из­лучения зда-нием иинтенсивности излучения содержащихся в стройматериа­лах радионуклидов. При этомосновное значение в формирование дозы вно­сят 40К, 226Ra,232Th с продуктамираспада, содержащимися в стройматериа­лах.
Сжиганиеорганического топлива, в первую очередь, каменного угля является источникомвыбросов в окружающую среду ряда естественных радионуклидов, таких как 40К,226Ra, 228Ra, 232Th, 210Po, 210Рb. Отечественные электростанции, работающие на угле с большойзольностью при степенях очистки 90-99% дают значительное количество выбросовэтих радионукли­дов, формирующее эффективную эквиваленту дозу в 5-40 разбольшую, чем атомные станции аналогичной мощности. Индивидуаль-ная эффективнаяэквивалентная доза в СССР в 80-х годах от этого источника облучения оце­ниваласьоколо 2 мкЗв/год.
Уровниоблучения от использования фосфорных удобрений формируются за счет содержащихсяв них 238U, 232Тh, 210Ро, 210Pb, 226Ra, 40К иоце­ниваются эффективной эквивалентной дозой 136 нв/год.
Ещеменьший вклад в формирование суммарной эффективной экви­валентной дозы вносятполеты на самолетах и применение содержащих ра­дионуклиды предметов широкогопотребления.
ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ
Искусственныерадионуклиды попадают в окружающую среду при испытаниях ядерного оружия иработе предприятий ядерного топливного цикла.
Взрывы ядерных устройств
С1945 по 1980 г. в атмосфере было испытано 423 ядерных устройст­ва. При этомобразовалось и было выброшено в окружающую среду огромное количестворадионуклидов. Большая доля глобального радиоактивного за­грязнения окружающейсреды обусловлена выпадениями из стратосферы. Средняя продолжительность тропосферныхосадков составляет около 30 сут., а территория загрязнения от них – отнескольких сот до тысяч километ­ров.
Считается,что 1 Мт энергии деления соответствует 1,45х1026 делений. Поэтомуобщая активность Q, Бк, образующихся при взрыве мощностью 1 Мт радионуклидоврассчитывается по формуле:
Q = l,45 · 1026· k · λ,
где:
k – коэффициент выхода нуклида приделении, %;
λ– 0,693/т- постоянная распада, 1/сек.
Научныйкомитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР) вы­деляет 21 радионуклид,которые вносят тот или иной вклад в дозу облучения населения. Среди них особоопасными являются 8 радионуклидов. Это (в порядке уменьшения вклада в дозу) 14С,137Cs, 95Zr, 106Ru, 90Sr, 144Ce,3H, 131I.
Приэтом внутреннее облучение организма формируется за счет 14С, 90Sr,106Ru, 131I, 137Cs, кроме того, выделяются 85Kr,81Sr, плутоний и транс­плутониевые элементы, поступающие в организмчеловека с водой, продук­тами питания, воздухом.
Внешнееоблучение формируется главным образом такими радионук­лидами, как 95Zr,95Nb, 106Ru, 103Ru, 140Ba и 137Cs.
Работа предприятий ядерного топливного цикла
Вядерный топливный цикл входят предприятия по добыче урановой и ториевой руд, ихпереработке, получению топлива для атомных станций и оружейного урана иплутония, регенерации отработанного топлива.
Вконце 1995 г. в 26 странах эксплуатировалось более 430 ядерных энергетичес-кихустановок, а доля АЭС в производстве электроэнергии со­ставляет до 72% воФранции. Всего в мире на АЭС получают сейчас около 16% производимой в миреэнергии. В России доля производимой АЭС элек­троэнергии составляет около 12%.
Выбросыестественных радионуклидов при добыче и переработке урановых и ториевых рудпредставлены в основном газообразным 222Rn из урановых шахт;твердыми отходами руды из хвостохранилищ, где основная активность формируетсядолгоживущим 232Тh спродуктами распада, и ура­новыми отходами с обогатительных фабрик, содержащихнезначительное количество урана, тория и продуктов их распада.
Считается,что в урановый концентрат переходит 14% суммарной ак­тивности исходной руды, вкоторой содержится 90% урана.
Обогащениеприродного урана 235U и изготовление тепловыделяющих элементовсопровождается незначительными выбросами в окружающую среду. Твердые и жидкиеотходы при этом изолируются.
Работаядерного реактора сопровождается большим числом радио­нуклидов – продуктовделения и активации.
Количествои качественный состав радионуклидов, поступающих в окружающую среду, зависит оттипа реактора и систем очистки воздуха и сточных вод. В окружаю-щую среду удаляютсягазообразные отходы после очистки, а также частично аэрозоль-ные и жидкие.Твердые отходы хранятся на площадке с последующим захоронением.
ВОЗДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
НА ОРГАНИЗМ
Всеживые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующихизлучений.
Воздействиеионизирующего излучения на живой организм называется облучением.
Различаютвнешнее облучение организма (тела) ионизирую­щим излучением, приходящее извне,и внутреннее облучение организма, его органов и тканей излуче-нием содержащихсяв них радионукли­дов.
Облучениеможет быть хроническим, в течение длительного времени, и острым – однократнымкратковременным облучением такой интенсивно­сти, при которой имеют местонеблагоприятные последствия в состоянии организма.
По степенирадиационной опасности с точки зрения потенциальной тяжести последствийвнутреннего облучения радионуклиды разделены на группы радиацион-ной опасности.В порядке убывания радиационной опас­ности выделены 4 группы с индексами А, Б,В и Г.
Результатомоблучения являются физико-химические и биологиче­ские изменения в организмах.Радиационный эффект является функцией физических характеристик Аi взаимодействия поля излучения свеществом:
η = F(Ai)
ВеличиныAi называются дозиметрическими. Основной из них явля­ется поглощеннаядоза D –  это средняя энергия, переданная излучением единице массы тела.
Единицапоглощенной дозы – Грэй:
1 Гр= 1 Дж/кг
Повреждениетканей связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с еепространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации,или, иначе, линейной передачей энергии (ЛПЭ). Чем выше ЛПЭ, тем больше степеньбиологического повреждения.
Дляучета этого эффекта вводится понятие эквивалентной дозы Н, оп­ределяемой какпроизведением поглощенной дозы D на коэффициент каче­ства излучения К:
H = D · K
Коэффициенткачества излучения К определяется как регламентиро­ванное значениеотносительной биологической эффективности (ОБЭ) излу­чения, характери-зующейстепень опасности данного излучения по отноше­нию к образцовому рентгеновскомуизлучению с граничной энергией 200 кэВ.
Такимобразом, коэффициент качества позволяет учесть степень опасности облучениялюдей независимо от вида излучения. При хрониче­ском облучении всего тела егозначение составляет:  а) для рентгеновского и γ-излучения – 1;  б) для β-излучения– 1;  в)  для протонов с энергией
Единицаизмерения эквивалентной дозы – зиверт (Зв):
1 Зв= 1 Гр для излучений
Впрактике часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр:
1 3в=100 бэр
Вреальных условиях облучение бывает неравномерным по телу и ор­ганам.Необходимость сравнения ущерба здоровью от облучения различных органов привелак введению понятия эффективной эквивалентной дозы, определяемой соотношением:
HE= ∑i Li · Hi,
где
Hi– среднее значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани;
Li– взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результатеоблучения i-гo органа или ткани к риску смерти от облучения всего тела приодинако-вых эквивалентных дозах.
Т.е.коэффициент Li позволяет пересчитать дозу облучения i-гo органа наэквива-лентную по риску смерти дозу облучения всего тела. Понятие эф­фективнойэквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различ­ные случаиоблучения с точки зрения риска смерти человека, а также оце­нить суммарный рискпри облучении раз-личных органов.
Сравнительнаярадиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность.Очевидно, коэффициент U дол­жен быть выше для наиболее радиочувствительныхорганов. МКРЗ рекомен­дованы следующие показатели Li для различныхорганов:
Половыежелезы…………………………………….0,20
Красныйкостный мозг……………………………..0,12
Легкие……………………………………………….0,12
Щитовиднаяжелеза………………………………...0,05
Кость(поверхность)……………………...…………0,01
Остальныеорганы (ткани)…………………………0,05
Наиболеерадиочувствительными являются клетки постоянно обнов­ляющихся тканей (костныймозг, половые железы и т.п.).
Врезультате облучения живой ткани, на 75% состоящей из воды, проходят первичныефизико-химические процессы ионизации молекул воды с образованием высокоактивныхрадикалов типа Н+ и ОН– и последующим окислением этимирадика-лами молекул белка. Это косвенное воздействие излучений через продуктыразложения воды. Прямое действие может сопро­вождаться расщеплением молекулбелка, разрывом связей, отрывом радика­лов и т.п.
Вдальнейшем под действием описанных первичных процессов в клетках происхо-дятфункциональные изменения, следующие биологическим законам.
ВОЗМОЖНЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЛЮДЕЙ
Внастоящее время накоплен большой объем знаний о последствиях облучениячеловека.
Радиационныеэффекты облучения людей делят на 3 группы:
1. Соматические(телесные) эффекты – это последствия воздействия на облученного человека, а нена его потомство. Соматические эффекты подразделяются на стохастические(вероятностные) и нестохастические.
Кнестохастическим эффектам относятся последствия облучения, ве­роятностьвозникновения и тяжесть поражения от которых увеличиваются с увеличением дозыоблучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Это локальныеповреждения кожи (лучевой ожог), потемнение хрусталика глаз (катаракта),повреждение половых клеток (стерилизация). В настоящее время считается, чтодлительное профессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год не вызывает увзрослого человека никаких измене­ний, регистрируемых современными методамианализа.
2. Соматико-стохастическиеэффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для нихотсутствует порог, а от дозы зави­сит вероятность возникновения, а не тяжестьпоражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток:лейкозы (злокачест­венные повреждения кровообразую-щих клеток), опухоли разныхорганов и тканей.
3. Генетическиеэффекты – врожденные аномалии возникают в ре­зультате мутаций и другихнарушений в половых клетках. Они являются стохастическими и не имеют порогадействия.
Выходстохастических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарнойнакопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или за всю жизнь.
Соматико-стохастическиеи генетические эффекты учитываются при оценке воздействия малых доз на большиегруппы людей. Для этой цели вводится понятие коллективной эквивалентной дозы S,определяемой выра­жением:
                                                          ∞
S = ∫ N(H) · H · dH,
                                                          0
гдеN(H)·dH – количество лиц, получивших дозу от Н до H+dH. В ка­честве Н можетприниматься как Hi, так и НE органа или тела соответствен­но.
Единицейколлективной дозы является человеко-зиверт.
Есликоллективная доза меньше 100 чел.Зв, выявление стохастиче­ских эффектов оченьсложно, а при нескольких чел.Зв наиболее вероятно нулевое количество эффек-тов.При этом выявление эффекта у отдельного индивида является непредсказуемым.
Приэтом установлено, что в области средних и больших доз (более 0,25 Зв) био-логическийэффект прямо пропорционален эквивалентной дозе.
Дляцелей радиационной защиты принято допущение, что стохастиче­ские эффекты имеютбеспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычновстречающихся условиях облучения (рис.1). В связи с тем, что коэффициентызависимости доза-эффект были установлены на основе данных о стохастическихвоздействиях больших кратковременных доз, их перенос на обычные условия, каксчитается, вдвое завышает реаль­ный риск малых доз./> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> />
Доза излучения, бэр  

Рис.1.Зависимость биологического эффекта от дозы облучения
Былоустановлено, что выход заболеваний со смертельным исходом от злокачест-венныхопухолей зависит не только от коллективной дозы, но от пола и возраста исоставляет в среднем 125 случаев на 10 чел.Зв при одно­родном облучении всеготела. Соответствующий индивидуальный риск ра­вен 125 · 10 =1,25 · 10-2(чел.Зв) ·год. Риск же генетических радиационных повреждений составляет 0,4 ·10-2 (чел.Зв) ·год.
Поэтому,если известна коллективная доза облучения S, ожидаемое число случаев смерти Nот факторов стохастической природы будет выра­жаться формулой:
N = 10-4· n · S,
где:
n – ожидаемое количество случаев смертиот злокачественных опухо­лей и генети-ческих дефектов при коллективной дозе 104чел.Зв, коэффици­ент r = 10-4· n называют параметром риска – средняяиндивидуальная вероятность смерти в результате облуче-ния дозой  1 Зв.
Коэффициент(n) устанавливается на основании данныхо случаях смерти от зло-качественных опухолей и генетических дефектов в первых2-х поколениях потомства лиц, облученных при больших дозах.
Параметрриска r принят равным 1,25 · 10-4Зв для канцерогенного эффекта и 0,4 · 10-4 Зв для генетическогоэффекта.
Всоответствии с беспороговой линейной концепцией усредненный по населениюбывшего СССР риск гибели от рака в 1979 г. был равен 10-3, а отраковых и генети-ческих заболеваний, вызванным естественным (фоновым)облучением – 1,65 · 10-4.
Всвязи с тем, что соматические эффекты проявляются при довольно высоких дозахоблучения (>10 Зв), встает задача нормирования доз облуче­ния исходя извероят-ностных эффектов в условия принятой беспороговости эффекта их действия.Поэтому норма облучения устанавливается на основе сравнения риска от облученияс риском смерти людей от других причин.
Дляпроизводств с низкой степенью опасности работ риск составляет 10-4.Это зна-чение и принимается при установлении нормы облучения для персонала,сотрудников, профессионально подвергающихся облучению.
Дляограниченной части населения МКРЗ считает, что риск должен быть не большим, чемриск от факторов другой природы, но не более 0,1 риска, принятого дляперсонала. Т.е. для населения риск устанавливается в диапазоне 10-6–10-5в год.
Исходяиз этого устанавливаются основные дозовые пределы.
ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Необходимостьразработки и внедрения стандартов радиационной защиты была понята еще в началевека.
В1925 г. в качестве допустимой была предложена 1/10 часть дозы, вызывающейэритему (покраснение) почки за 30 сут.
В1928 г. создана Международная комиссия по радиационной за­щите МКРЗ иопубликованы ее рекомендации.
В1934 г. – первые официальные рекомендации МКРЗ для нацио­нальных комите-тов,где в качестве толерантной (переносимрй) была указана доза внешнего облучения200 мР (~ 2 мГр) в сутки. По мере накопления данных и расширения масштабовиспользования ионизирующего излучения термин «толерантная доза» былзаменен на «предельно-допустимая доза» (ПДД), а норматив сни­жен до50 мР (~ 0,5 мГр)/сут.
Впубликациях МКРЗ № 9 (1966 г.) и № 26 (1977 г.) определены прин­ципыустановления ПДД, обоснованы нормативы и обобщен мировой опыт работы с ионизи-рующимизлучением.
ВСССР (РФ) основным документом, определяющим принципы ра­диационной защиты иустанавливающим нормы облучения являются «Нор­мы радиационнойбезопасности», принятые национальной комиссией по радиационной защите(НКРЗ) в 1976 г. (НРБ 76/87).
Цельрадиационной защиты по определению МКРЗ – обеспечить за­щиту от ионии-зирующегооблучения отдельных лиц, их потомства и челове­чества в целом и создать условиядля необходимой практической деятельно­сти человека.
Приэтом МКРЗ полагает, что необходимый для зашиты человека уровень безопасностибудет достаточен для защиты других компонентов биосферы, в частности, флоры ифауны. К этому положению следует отно­ситься с известной долей осторожности,т.к. сведений по радиоэкологии еще сравнительно немного, а дозы облучениямногих биообъектов много больше доз, которые получает человек.
Внастоящее время НКРЗ сформулированы следующие принципы радиационнойбезопасности:
1. Непревышать установленного основного дозового предела. В каче­стве основногодозового предела устанавливается:
Предельно-допустимаядоза – наибольшее значение индиви­дуальной эквивалентной дозы за календарныйгод, при котором равномерное облучение в тече-ние 50 лет не может вызвать всостоянии здоровья рабо­тающих изменений, обнаружи-ваемых современнымиметодами.
Этотпредел устанавливается для лиц – профессионально связанных с работой в условияхвозможного облучения – лиц категории А (персонал по НРБ);
Пределдозы – наибольшее среднее значение индивидуальной эк­вивалентной дозы закалендарный год у критической группы лиц, при кото­ром равномерное облучение втечение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений,обнаруживаемых современными методами.
Этотпредел устанавливается для ограниченной части населения (категория Б по НРБ),т.е. для лиц, которые не работают непосред­ственно с источниками ионизи-рующихизлучений, но по условиям работы и проживания могут быть подвержены об-лучению.
Критическаягруппа, по которой определяется уровень облучения лиц категории Б, определяетсяиз условия максимально возможного радиацион­ного воздействия.
2. Исключитьвсякое необоснованное облучение.
3. Снижатьдозы облучения до возможно низкого уровня.
Этипринципы исходят из принятой беспороговой концепции дейст­вия ионизи-рующихизлучений. Поэтому любое дополнительное облучение, даже самое неболь-шое,увеличивает риск образования стохастических эф­фектов.
Полностьюисключить облу­чение, хотя бы из-за наличия естественного фона, невозможно. Самже есте­ственный фон неравномерен (0,8 – 3 мЗв). Кроме того, нельзя избе­жатьоблучения от диагностических процедур, строительных материалов и т.п.
Всвязи с тем, что различные органы тела имеют различную чувстви­тельность кионизирующему излучению, их разбивают на 3 группы критических органов, облу-чениекоторых в условиях неравномерного облу­чения может причинить максимальныйущерб.
Сучетом этого можно дать табл.1 основных дозовых пределов внешнего и внутреннегооблучения.
Табл. 1
Основные дозовые пределы, мЗв/год
Группа критических органов
ПДД для категории А (персонал)
ПД для категории Б Все тело, гонады, красный костный мозг 5 0,5
Щитовидная железа, молочная
железа, мышцы, печень, почки,
селезенка, ЖКТ, легкие, хрусталик 15 1,5
Кожный покров, костная ткань,
кисти, предплечья, лодыжки, стопы 30 3
МКРЗдля предотвращения нестохастических эффектов установлен предел эквивалентнойдозы 0,15 Зв для хрусталика глаза и 0,5 Зв для всех остальных органов. Внациональных нормативах для всех этих органов уста­новлена ПДД 150 мЗв.
Дляограничения стохастических эффектов установлена ПДД = 50 мЗВ в год исходя изпредставления о допустимом риске для профессиональ­ных работников 10-4,а для ограниченной части населения 10-5–10-6.
Приведенныедозовые пределы не включают доз, получаемых челове­ком при медицинскихпроцедурах и от естественного фона.
Облучениевсего населения (категория В) не нормируются. По отно­шению к ней основнымпринципом радиационной защиты является макси­мальное ограничение возможногооблучения.
ПринятыеГоссанэпиднадзором РФ новые нормы радиационной безо­пасности –  НРБ-96 – вносятряд серьезных корректив в действующие норма­тивы. В частности, под персоналом вНРБ-96 понимаются лица, как рабо­тающие с техногенными источниками (группа А),так и находящиеся по условиям их работы в сфере воздействия (группа Б).Категория Б, как тако­вая, исключена из НРБ-96, а лица, ранее входившие в нееотнесены к насе­лению. Основные дозовые пределы, срок введения которыхустановлен с 01.01.2000 г., представлены в табл.2.
Основныедозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозыот природных, медицинских источников ионизи­рующего излучения и дозу вследствиерадиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специаль-ныеограничения.
Приэтом предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персоналапринимается 1,0 · 10-3 за год, а населения – 5,0 · 10-5 загод.
Табл. 2
Основные дозовые пределы
Нормируемые величины
Дозовые пределы
Лица из персонала* (группа А)
Лица из населения Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год:
в хрусталике,
коже**,
кистях и стопах
150 мЗв
500 мЗв
500 мЗв
15 мЗв
50 мЗв
50 мЗв
Примечания:
* Дозы облучения, как и все остальные допустимыепроизводные уровни персо­нала группы Б, не должны превышать 1/4 значений дляперсонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категорииперсонал приводятся только для группы А.
** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровногослоя – 40 мг/см2.
Дозовыенагрузки на население РФ от разных источников представлены на рис.2.
/>
Рис.2. Дозовая нагрузка населения от разных источниковрадиации
Принормировании дозовых нагрузок учитываются следующие факторы:
1.   Одновременное действие внешнего ивнутреннего облучения.
При этомустанавливаются возможные пути попадания радионукли­дов в организм через органыдыхания, желудочно-кишечный тракт и через кожу. Поэтому реальные допустимыенормативы содержания радионуклидов в природных средах всегда ниже нормируемыхНРБ, установленных в пред­положении формирования основных дозовых пределоводним радионукли­дом по одному пути поступления.
2.   Физико-химическая формарадионуклидов: растворимость в воде, размер аэрозольных частиц и т.п.
3.   Параметры метаболизма конкретныхрадионуклидов: всасывание в кровь, выведение, отложения в критических органах.Например, биологиче­ские периоды полувыведения нуклидов из критических тканей иорганов колеблется от десятков суток (Н, С, Na) до полного усвоения (Sr, P).
Похарактеру распределения нуклидов в организме можно выделить 3 группырадионуклидов: концентрирующихся в костях – остеотропные (Sr Ra, Pu, Am и др.),в печени (Се, Ро, Am и др.) и во всем теле (Н, Со, Ru, Cr и др).
ВОЗДЕЙСТВИЕНА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ
ПРЕДПРИЯТИЙЯДЕРНОГО
ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГОЦИКЛА
Еслиисключить взрывы атомных устройств и аварийные ситуации, то основным источникомрадиационного воздействия на биосферу являются предприятия ядерноготопливно-энергетического цикла (ЯТЦ) в штатном режиме.
Известныследующие виды воздействия ЯТЦ на окружающую среду:
1. Расходприродных ресурсов (земельные угодья, вода, сырье для ос­новных фондов ЯТЦ ит.д.).
Придобыче и переработке урановой руды отчуждаются значительные земельные плошадидля размещения пустой породы. На каждый Гвт (эл.) энергии, получаемой наатомной станции, образуется несколько миллионов тонн пустой породы.
Большаячасть земельных угодий, расходуемых при переработке ру­ды, прихо-дится на пруды– хвостохранилитца, куда поступает около 10 т на 1 ГВт (эл.) в год хвостовыхрастворов.
Расходводы предприятий ЯТЦ обусловлен необходимостью охлаж­дения техноло-гическогооборудования и применения в технологиях. Макси­мальное водопотребление наединицу электроэнергии приходится на охлаж­дение оборудования АЭС и пред-приятияпо обогащению изотопов урана (10 м3 на 1 ГВт (эл.) и 5x10 на ГВт(эл.) соответственно).
2. Тепловоезагрязнение окружающей среды.
Тепловыесбросы имеют место на всех стадиях ЯТЦ, достигая макси­мальных значений на АЭС,где мощность тепловых сбросов достигает 2 ГВт на каждый ГВт электрическоймощности при 33% КПД. Тепловые сбросы АЭС вносят вклад в антропогенноепоступление тепла в биосферу и в при­ближение к предельно допусти-мому уровнюантропогенных сбросов тепло­вой энергии, равному в среднем 2 Вт/м2.Этот предел рассчитан из принципа недопущения изменения среднегодовой темпера-турына 1°С.
3. Выбросзагрязняющих веществ химической природы в окружаю­щую среду. Он имеет место навсех стадиях цикла, достигая максимальных размеров на предприятиях попереработке руды со сбросами хвостовых рас­творов и при сжигании органическоготоплива на предприятиях цикла и ТЭЦ, обеспечивающих его энергией.
4. Радиоактивноезагрязнение окружающей среды.
Важнейшейособенностью ЯТЦ является то, что в процессах произ­водства энергии на АЭС ипереработки отработанного топлива образуется большое количество опасныхискусственных радионуклидов. Основная часть радиоактивных отходов ЯТЦ имеетвысокую удельную активность. Некоторые из радионуклидов имеют значительные (отсотен до миллионов и более лет) периоды полураспада. Это предопределяет необхо-димостьнадеж­ной изоляции высокоактивных отходов ЯТЦ от биосферы.
Наиболеезначимый вклад в загрязнение биосферы дают долгоживущие радио-нуклиды 14С,85Кr, 3Т, 129I. Это обусловлено высокой миграцион­нойспособностью, приводящей к их рассеиванию на большие расстояния за время,меньше периодов полураспада. Из всего количества четырех радио­нуклидов,поступающих в биосферу с отходами ЯТЦ до 70-80% 14С прихо­дится настадию переработки облученного топлива на радиохимическом заводе, остальнаячасть – на АЭС. 99% 85Кr, 3Т, 129I выбрасывается при пере­работке топлива и около 1% – с АЭС.
Косновным проблемам радиационной безопасности для окружающей среды при работеЯТЦ в штатном режиме можно отнести следующие:
1.   Возможное увеличение отрицательныхпоследствий за счет сто­хастических эф-фектов, особенно в зонах влияниядействующих АЭС.
2.   Влияние инертных газов на биоту.Известно, что радиоактивный йод концен-трируется в щитовидной железе, другиеизотопы, еще недавно считавшиеся без-вредными, накапливаются в клеточныхструктурах – хлоропластах, митохондриях, кле-точных мембранах. Их влияние наметаболизм еще не до конца изучено.
3.   Нерегулируемый выброс радионуклидакриптона-85 в атмосферу от АЭС и предприятий по переработке отработанных ТВЭЛ.Уже сейчас ясна его роль в изменении электропроводности атмосферы иформировании парникового эффекта. Уже сейчас его содержание в миллионы разпревыша­ет содержание в доядерную эпоху и прибывает 5% ежегодно.
4.   Накопление в пищевых цепяхрадиоактивность-излучения Н. Он связывается протоплазмой клеток и тысячекратнонакапливается в пищевых цепях. При распаде он превращается в гелий и испускаетсильное β-излучение, вызывая генетические нару-шения. Содержание трития вхвое деревьев в районе дислокации АЭС (США) в десят-ки раз выше, чем в удале­нииот них.
5.   Накопление углерода-14 в биосфере.Предполагается, что оно ве­дет к резкому замедлению роста деревьев. Такоезамедление роста фиксиру­ется на Земле повсемест-но и может быть связано с 25%увеличением содер­жания С в атмосфере по сравнению с доядерной эпохой.
6.   Образование трансурановых элементов.Особенно опасным является  239Рu.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Такимобразом, радиоактивные вещества занимают особое место среди загрязняющихокружающую среду агентов. Радиоактивность – самопроизвольное превращение(распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера илимассового числа. Радиоактивные вещества испускают α- и β-частицы, γ-и тормозное излучение и нейтроны.
Радиоактивныйфон нашей планеты складывается из четырех основ­ных компонентов:
-   Излучения от космическихисточников;
-   излучения отрассеянных в окружающей среде первичных радио­нуклидов;
-   излучения отестественных радионуклидов, поступающих в окру­жающую среду от производств, непредназначенных непосредст­венно для их получения;
-   излучения отискусственных радионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствиепоступления отходов от ядерного топливного цикла и других предприятий,использующих искусст­венные радионуклиды.
Всеживые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующихизлучений. Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называетсяоблучением. Результатом облучения являются физико-химические и биологиче­скиеизменения в организмах.
Радиационныеэффекты облучения людей делят на 3 группы:
-    соматические (телесные) эффекты;
-    соматико-стохастические ;
-    генетические эффекты.
Принципырадиационной безопасности:
1. Непревышать установленного основного дозового предела;
2. Исключитьвсякое необоснованное облучение;
3. Снижатьдозы облучения до возможно низкого уровня.
СПИСОКЛИТЕРАТУРЫ
1.   Бабаев Н.С.,Демин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика: человек и окру-жающая среда. –М.: Энергоатомиздат, 1984. – 235 с.
2.   Козлов Ф.В.Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатом-издат, 1991. – 352 с.
3.   Москалев Ю.И.Отдаленные последствия воздействия ионизирующих излуче-ний. – М.: Медицина,1991. – 464 с.
4.   Радиация: Дозы,эффекты, риск. Пер. с англ. Ю.А.Банникова. – М.: Мир, 1988. – 79 с.
5.   Сивинцев Ю.В. Радиация и человек. – М.: Знание, 1987. – 235 с.