ПРОГРАММА «ШКОЛЬНАЯ ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ ИНИЦИАТИВА»
ЧЕЛОВЕК И РАДИАЦИЯ

Исполнители работы: Козырев Артем (11 кл.), Чайкин Алексей (11 кл.), Ягупов Антон (11 кл.), школа № 9, г. Гатчина

Руководители работы: Соболева Е.Н., Лепехина Н.А., Красильников Ю.А., Мирошкина С.М.

Лауреаты IV Международной молодежной Биос-олимпиады-99, награждены дипломами II степени

Козырев Артем	Чайкин Алексей	Ягупов Антон

Введение

Научно-технический прогресс и техногенное давление на природные системы и среду обитания человека за последние 40-50 лет получили в бывшем Советском Союзе и сейчас — в Российской Федерации — свое масштабное развитие. В большей степени это сказалось при использовании “ядерной энергии” атома как в военных, так и в мирных целях.

В настоящее время на территории России смонтировано и эксплуатируется 29 реакторных блоков на 9 АЭС, построенных в разное время с различными типами реакторов. Только в Северо-Западном регионе России имеются десятки тысяч радиоизотопных приборов различного назначения: ускорители, мощные радиационно-технологические гамма-установки, гамма-терапевтические аппараты и т.п. Следует упомянуть также наличие на Севере атомного ледокольного и подводного флота с их проблемами утилизации отработанного ядерного топлива, радиоактивных отходов.

В результате население России стало заложником возможных и фактических радиационных воздействий на его здоровье и продолжительность жизни (катастрофа на Чернобыльской АЭС, аварийные ситуации на подводных лодках, последствия испытаний ядерного оружия).

Основную часть облучения человек получает от естественных источников радиации. Большинство из них таковы, что избежать облучения от них совершенно невозможно. На протяжении всей истории существования Земли разные виды излучения попадают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре.

Человек подвергается облучению двумя способами. Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Или же они могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ облучения называют внутренним.

Естественные источники ионизирующего излучения

Облучению от естественных источников радиации подвергаются все жители Земли, при этом, одни из них получают бoльшую дозу, чем другие, в зависимости, в частности, от местожительства. Так, уровень радиации в некоторых местах земного шара, особенно там, где залегают радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего, в других местах — соответственно, ниже. Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, использование газа для приготовления пищи, открытых угольных жаровен, герметичность помещений и даже полеты на самолетах — все это увеличивает уровень облучения за счет естественных источников радиации.

Земные источники радиации в сумме ответственны за бoльшую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. Остальную часть облучения вносят космические лучи.

Относительно недавно ученые поняли, что наиболее значительный из всех естественных источников радиации является невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ (в 7,5 раза тяжелее воздуха) радон. Радон вместе со своими дочерними продуктами радиоактивного распада ответственен примерно за 75% годовой эффективной эквивалентной дозы облучения, получаемой человеком от земных источников радиации. Большую часть этой дозы человек получает от радионуклидов, попадающих в его организм вместе с вдыхаемым воздухом, особенно в непроветриваемых помещениях.

Искусственные источники ионизирующего излучения

За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения пожаров, для поиска полезных ископаемых. Все это приводит к увеличению дозы облучения как отдельных людей, так и населения Земли в целом.

Индивидуальные дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, сильно различаются. В большинстве случаев эти дозы весьма невелики, но иногда облучение за счет техногенных источников оказывается во много тысяч раз интенсивнее, чем за счет естественных.

Как правило, для техногенных источников радиации упомянутая вариабельность выражена гораздо сильнее, чем для естественных. Кроме того, порождаемое ими излучение обычно легче контролировать, хотя облучение, связанное с радиоактивными осадками от ядерных взрывов, почти так же сложно контролировать, как и облучение, обусловленное космическими лучами или земными источниками.

Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции, хотя в настоящее время они вносят весьма незначительный вклад в суммарное облучение населения. При нормальной работе ядерных установок выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду очень невелики.

Проверка выполнения постановления
Правительства Российской Федерации в нашем городе

В настоящее время основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников радиации, вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиоактивности. Во многих странах этот источник ответственен практически за всю дозу, получаемую от техногенных источников радиации.

Радиация используется в медицине как в диагностических целях, так и для лечения. Одним из самых распространенных медицинских приборов является рентгеновский аппарат. Получают все более широкое распространение и новые сложные диагностические методы, опирающиеся на использование радиоизотопов. Как ни парадоксально, но одним из способов борьбы с раком является лучевая терапия.

Облучение пациентов в медицине применяется с целью диагностики и лечения заболеваний. Хотя терапевтические дозы весьма велики, они не учитываются при оценке облучения населения, поскольку ожидаемая продолжительность жизни онкологических больных, как правило, значительно меньше латентного периода онкологического заболевания, которое может быть индуцировано облучением. По этой причине учитывается только доза, полученная пациентами при диагностике заболеваний. Наибольшее распространение получила рентгенодиагностика. По оценке НКАДР ООН (1993 г.), в странах с развитой рентгенодиагностикой ежегодно проводятся 320-1300 (в среднем 890) исследований на одну тысячу человек населения. Средняя доза на одно исследование составляет 1200 мкЗв/год. Вклад рентгенодиагностики в облучение населения таких стран составляет 300-2200 мкЗв/год при среднем значении 900 мкЗв/год. Радионуклидная диагностика используется значительно реже - единичные процедуры в год на одну тысячу человек. Средняя доза за одну процедуру составляет 2500 мкЗв. Вклад радионуклидной диагностики в облучение населения для стран, широко применяющих этот вид исследования, составляет 73 мкЗв/год. Для бывшего СССР эта величина составляла 32 мкЗв/год.

В принципе, облучение в медицине направлено на исцеление больного. Однако, нередко дозы оказываются неоправданно высокими: их можно было бы существенно уменьшить без снижения эффективности, например, более точная фокусировка гамма-луча, причем польза от такого уменьшения была бы весьма существенна, поскольку дозы, получаемые от облучения в медицинских целях, составляют значительную часть суммарной дозы облучения от техногенных источников.

Знакомясь с литературными источниками, в которых имеется информация о дозах облучения, мы изучили Постановление Правительства РФ, выдержку из которого приводим ниже.

Постановление Правительства Российской Федерации
“О порядке создания единой государственной системы контроля и учета
индивидуальных доз облучения граждан”
от 16 июня 1997 года N 718 (СЗ РФ № 25, 1997)

Министерству здравоохранения Российской Федерации совместно с Государственным комитетом Российской Федерации по статистике утвердить в 1998 году единые формы государственного статистического учета индивидуальных доз облучения граждан при воздействии различных источников ионизирующего излучения.

Поскольку, по словам медиков, это постановление практически не выполняется, то нам кажется, было бы очень здорово, если бы каждый человек, пришедший в поликлинику, в частности, в рентгеновский кабинет, увидел бы перед собой на стене таблицу, в которую были бы занесены уровни доз облучения при рентгенографии. А совсем хорошо бы было, если в поликлиниках и больницах на каждого человека была заведена карточка, в которую заносились данные о полученной человеком дозе облучения за год при рентгенографии или лечении раковых опухолей. Годовую дозу облучения, полученную человеком, сравнивали бы с допустимой дозой (ДД), чтобы каждый мог знать, следует ли ему делать рентгеновские снимки или нет. Например, в поликлинике ПИЯФ пока только в журнале рентгеновского кабинета пишутся дозовые нагрузки на пациента. В городской поликлинике, как нам объяснил врач-рентгенолог, заносятся в карточку только табличные теоретические значения, которые мы приводим ниже.

Таблица 1

Дозы, полученные человеком на отдельные части тела

Вывод.

Суммарную дозу, полученную пациентом в течение всей жизни, никто не считает, и у него нет отдельной карточки на руках, хотя чрезмерное облучение может привести к серьёзным последствиям. Постановление, с которым мы работали, выполняется частично. И это рядом с крупным научным центром, где население достаточно информировано в плане облучения при медицинских обследованиях. Можно представить себе, какую информацию имеют жители удаленных населенных пунктов.

Действие радиации на человека

Радиация по самой своей природе вредна для жизни. Малые дозы облучения могут “запустить” не до конца еще изученную цепь событий, приводящих к раку или генетическим повреждениям. При больших дозах радиация может разрушать клетки, повреждать ткани органов и явиться причиной скорой гибели организма.

Повреждения, вызываемые большими дозами облучения, обыкновенно проявляются в течение нескольких часов или дней. Раковые заболевания, однако, проявляются спустя много лет после облучения, — как правило, не ранее чем через одно-два десятилетия. А врожденные пороки развития и другие наследственные болезни, вызываемые повреждением генетического аппарата, по определению проявляются лишь в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки индивидуума, подвергшегося облучению.

Острое поражение организма человека происходит при больших дозах облучения. Вообще говоря, радиация оказывает подобное действие, лишь начиная с некоторой минимальной, или “пороговой”, дозы облучения.

Зная все это, мы решили собрать побольше информации о радиации, ее действии на человеческий организм, о методах измерения поглощенной дозы излучения.

Индивидуальный дозиметрический контроль

Первым делом мы решили заняться индивидуальным дозиметрическим контролем (ИДК). ИДК заключается в том, что человек носит с собой маленький индивидуальный дозиметр, накапливающий информацию о полученной человеком дозе облучения, затем на специальном приборе эту информацию считывают и определяют значение поглощенной дозы, полученной человеком.

Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего фотонного облучения мы проводили с помощью термолюминесцентных дозиметров типа ДПГ-03 (рис.1) и радиофотолюминесцентных дозиметров типа ИД11 (рис.2)

Рис.1. Термолюминесцентный дозиметр ИД11	Рис.2. Радиофотолюминесцентный дозиметр ДПГ-03.

Основные методы проведения
индивидуального дозиметрического контроля

Одной из основных задач дозиметрии является определение дозы облучения. Во многих случаях определяющий вклад в дозу вносит гамма-излучение. В литературе описаны и применяются на практике несколько методов измерения поглощенной дозы.

Фотографический метод основан на способности переводить поглощенную энергию гамма-излучения в скрытую энергию фотографических материалов, которая проявляется при обработке химическими реактивами в виде почернения. Метод имеет ряд недостатков: неоперативность считывания информации с дозиметров, малый диапазон измеряемых доз, метод не подлежит аттестации и существует возможность потери информации при засветке фотопленки.

Термолюминесцентный (ТЛД) метод основан на способности некоторых веществ запасать поглощенную энергию и затем освобождать ее в виде света при нагреве. В настоящее время метод получил большое развитие и применяется во многих странах. Исследовано большое количество материалов, используемых в качестве детекторов. Основным недостатком метода является потеря информации при ее считывании.

Радиофотолюминесцентный (РФЛ) метод основан на способности некоторых веществ под действием ионизирующего излучения образовывать центры люминесценции. Съем информации производится возбуждением ультрафиолетовым светом РФЛ - центров и регистрации фотонов люминесценции. При этом центры люминесценции не разрушаются. Содержа в себе все преимущества ТЛД метода, РФЛ метод позволяет измерения проводить многократно, т.е. дозиметр может служить “паспортом” облучаемости. Недостаток метода - временная зависимость “созревания” центров люминесценции. Однако, как будет показано ниже, 90% дозы достигаются за первые 15 мин.

Первой и основной частью нашей работы было проведение индивидуального дозиметрического контроля, с использованием термолюминесцентного метода. Работа проводилась на приборе КДТ – 02М дозиметрами типа ДПГ-03.

Устройство, работа и принцип действия прибора КДТ—02М

В качестве детектора ионизирующего излучения в приборе используется термолюминофор, например, фтористый литий или борат магния. Под действием ионизирующего излучения в люминофоре, представляющем собой твердое вещество с кристаллической структурой, возникают свободные электроны и дырки, которые могут локализоваться в особых (дефектных) местах кристалла, так называемых ловушках. Энергетическая глубина определяется типом люминофора и зависит также от примесей. Электроны, попавшие в ловушки, могут находиться там длительное время, причем вероятность выхода из ловушки тем меньше, чем больше глубина ловушки. Так как количество электронов, локализовавшихся в ловушках в процессе облучения, пропорционально поглощенной люминофором дозе ионизирующего излучения, то потери информации о дозе при хранении детектора тем меньше, чем больше энергетическая глубина ловушек.

При нагревании термолюминофора электроны освобождаются из ловушек и рекомбинируют с локализованными дырками. Этот процесс сопровождается испусканием света — термолюминесценцией. Изменение лучистого потока, испускаемого люминофором в процессе термолюминесценции, определяет вид кривой термолюминесценции (рис. 3).

	Ф - интенсивность свечения. t - время нагрева, с T- температура люминофора, °С
Рис. 3. Кривая термического высвечивания термолюминофора.

Количество энергетических уровней, на которых располагаются ловушки, определяет число максимумов на кривой термовысвечивания. У бората магния в температурном диапазоне 0-2000С различают, например, четыре максимума. При скорости нагревания термолюминофора около 200С/с сравнительно хорошее разрешение имеют, однако, две группы пиков, что позволяет говорить о низкотемпературном и рабочем пиках данного термолюминофора.

Испускаемый при нагреве термолюминофора световой поток преобразуется в последовательность импульсов, которые могут быть сосчитаны при помощи термолюминесцентного устройства преобразования (УПФ-02).

Световой поток содержит, в основном, две компоненты, одна из которых обусловлена термолюминесцентным свечением детектора и является носителем зарегистрированной им информации, а вторая связана с тепловым свечением детектора и нагревателя и является фоновым эффектом. Интенсивность теплового излучения увеличивается с ростом температуры и зависит в общем случае от типа материала нагревателя и детектора. Интенсивность термолюминесцентного свечения также зависит от температуры. При этом ее изменения с ростом температуры определяют вид кривой термовысвечивания, которая имеет в общем случае несколько максимумов, характерных для данного типа термолюминофора. На практике в большинстве случаев бывает выгодно обрабатывать информацию, заключенную в одном или нескольких вполне определенных максимумах кривой термовысвечивания, не регистрируя при этом информацию в других максимумах, как правило, низкотемпературных. Это позволяет говорить о низкотемпературных и рабочих пиках данного термолюминофора.

Прибор состоит из комплектов дозиметров типа ДПГ-02, ДПГ-03 и ДПС-II и устройства УПФ-02, с помощью которого энергия, запасенная детекторами дозиметров, преобразуется в последовательность импульсов напряжения для регистрации в цифровом виде.

Величина запасенной детектором дозиметра энергии ионизирующего излучения (доза облучения) определяется числом импульсов, зарегистрированных счетным узлом, в течение заданного интервала времени.

В приборе могут быть реализованы два режима термообработки детектора: ступенчатый, при котором температура нагревателя в процессе измерения изменяется по закону, графически проиллюстрированному на рис. 2, и постоянный, при котором температура нагревателя поддерживается неизменной в течение всего цикла измерения показаний детектора.

Рис. 4. Ступенчатый режим.

В отделе радиационной безопасности, как мы уже говорили, нам выдали дозиметры типа ДПГ-03, внутри которых был люминофор борат магния. Каждому из нас выдали по 2 дозиметра, один измерял эквивалентную дозу, полученную каждым из нас, и поэтому мы носили его с собой, куда бы мы ни пошли, а другой — измерял радиационный фон и находился у нас в квартире. Нам их выдали 21.06.99. И в следующий раз мы пришли через 2 недели проводить измерения на приборе КДТ-02М. Для начала мы вскрыли дозиметры, в каждом из которых по три таблетки-люминофора. Потом, взяв одну таблетку, мы поместили ее в приемный механизм. Далее таблетка нагревается до температуры 120°C (Т1) и начинается процесс отжига теплового свечения детектора, затем при температуре, равной 200°С, проходит измерение, а потом при температуре 275°С (Т2) происходит дожиг (отжиг радиационных дефектов). Для лучшего дожига таблетка помещается в специальную печь в течение 60 минут при температуре (470±5)°С (Т3). То же самое мы провели и с другими таблетками. Полученные данные мы занесли в базу данных ОРБ ПИЯФ РАН. Ниже приведенная таблица является примером учета дозы облучения.

Таблица 2

Данные измерения индивидуального контроля

Далее мы проводили измерения радиофотолюминесцентным методом на приборе КИД-РФЛ-7М с помощью дозиметров типа ИД11.

В данной установке был использован, по-видимому, наиболее перспективный, однако еще не полностью разработанный и поэтому редко используемый в практике РФЛ-метод.

В качестве детекторов гамма-излучения использовалось радиофотолюминесцентное стекло типа РЛС-5 разработки I-го филиала Государственного оптического института им. С. И. Вавилова.

Радиофотолюминесценция метафосфатного стекла, активированного серебром, открыта Вейлем с сотрудниками. В 1953 г. эта группа под руководством Шульмана разработала первый образец РФЛ-дозиметра с линейным участком (от 0 до 600 рад.). В дальнейшем исследования проводились в Японии, СССР и других странах.

Сущность метода РФЛ дозиметрии заключается в использовании материалов, которые под действием ионизирующего излучения образуют центры люминесценции. При измерении дозы центры люминесценции возбуждают, как правило, ультрафиолетовым светом и затем регистрируют фотоны люминесценции. При этом концентрация центров люминесценции пропорциональна поглощенной дозе, а количество фотонов люминесценции пропорционально интенсивности возбуждающего света и концентрации образовавшихся центров.

После получения результатов у нас возник вопрос: А не опасны ли эти значения? И поэтому мы обратились к справочнику “Нормы радиационной безопасности” (НРБ-96). В этом справочнике нормированы значения дозы облучения. Для лиц из населения они равны 1 мЗв (допустимая доза ДД) в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год.

Вывод.

Как видно из таблицы 1, доза, полученная нами в течение двух недель (в пересчете на год) не превышает 5 мЗв, считая, что накопление радиации будет постоянным, т.е. за каждые две недели мы будем иметь дозу, полученную в течение наших исследований, что говорит о безопасности мест нашего пребывания.

Затем мы решили провести измерение фонового излучения. Фоновое излучение - это еще одна часть общего вклада в дозовую нагрузку человека.

Измерение радиационного фона

Для этого мы отправились на карьер, в котором добывается пудостьский камень (доломиты).

Измерения мы проводили с помощью дозиметра РКСБ-104. Замеры проводились в десяти точках, причем, для более точного результата в каждой точке бралось пять значений и вычислялся средний результат. Все данные были занесены в таблицу (табл. 3). Замеры сделаны равномерно по всей территории, что дает нам право судить об общем фоновом состоянии.

Таблица 3

Радиационный фон в карьере

№ точки	Изм. 1 мкР/ч	Изм. 2 мкР/ч	Изм. 3 мкР/ч	Изм. 4 мкР/ч	Изм. 5 мкР/ч	Среднее значение мощности дозы, мкР/ч
1	11	13	13	15	11	12,6
2	17	12	7	15	10	12,2
3	8	9	15	11	6	9,8
4	11	7	12	12	6	9,6
5	13	12	13	13	16	13,4
6	15	12	7	19	16	13,8
7	16	14	15	9	18	14,4
8	11	11	14	11	24	14,2
9	14	7	18	17	22	17,6
10	7	19	11	9	19	13,0

Примечание:

Чтобы перевести значения, представленные в таблице, в единицы СИ (мкЗв/ч), нужно их разделить на 100.

Рис. 5. Карта карьера.

Вывод.

Из результатов измерений (табл. 3) можно сделать вывод, что радиационный фон в карьере не превышает величины естественного фона, характерного для данного региона, что говорит о безопасности данного камня как строительного материала. Также в ходе нашего исследования мы обнаружили прямую зависимость радиационного фона от плотности камня.

Используемая литература

1. Научные доклады 4й Международной конференции “Экология и развитие Северо-Запада России”, Санкт-Петербург - Ладога - Онега - Петрозаводск, стр. 94, 1999.
2. Мирошкина С. М., Королёв В. Г., Ветютнев А. И., Искандеров М. Д. “Экология. Безопасность. Жизнь.”, выпуск 7, Гатчина,1998.
3. Мирошкина С. М, Королёв В. Г., Ветютнев А. И., Искандеров М. Д. “Экология. Безопасность. Жизнь.”, выпуск 8, Гатчина,1999.
4. Дмитрюк А. В., Коптев В. П., Пак М., Площанский Л. М., Микиртычьянц С. М., Щербаков Г. В. “Установка для измерения поглощенной дозы гамма-квантов в диапазоне 10^-4:5·10² Гр”, Ленинград, 1991.
5. Методика проведения индивидуального дозиметрического контроля внешнего фотонного облучения с помощью термолюминесцентных дозиметров. (МВИ — 01–94–ОРБ).
6. Франк М., Штольц В. “Твердотельная дозиметрия ионизирующего излучения”, Москва, 1973.
7. “Комплект дозиметров термолюминесцентных КДТ—02М.” Техническое описание и инструкция по эксплуатации ЖШ1.287.909 ТО 1988.
8. “Единые требования к системе приборов индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения” Москва, 1987.
9. “НРБ—96. Нормы радиационной безопасности.” Москва, Госкомсанэпиднадзор России, 1996.

	Перейти к оглавлению