БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ И ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Заряженные частицы и γ-фотоны, распространяясь в веществе, взаимодействуют с ядрами химических веществ и входящими в состав ядер электронами. В результате взаимодействий изменяется состояние как вещества, так и частиц. Основным механизмом потерь энергии заряженной частицы (α и β) при прохождении через вещество является ионизационное торможение. При этом кинетическая энергия заряженной частицы расходуется на возбуждение и ионизацию атомов среды.

Взаимодействие частицы с веществом количественно оценивается линейной плотностью ионизации (ЛПИ) – числом пар ионов, образующихся в месте прохождения заряженной частицы из расчета на единицу ее пробега в среде; используется для характеристики ионизирующего излучения.

ЛПИ обозначается символом i и рассчитывается как отношение числа пар ионов dn, образованных заряженной ионизирующей частицей на элементарном пути dl, к этому пути:

i = dn/dl . (1.1)

Проникающая способность и плотность ионизации основных видов излучений приведены в табл. 1-1.

Линейной тормозной способностью вещества S называют отношение энергии dE, теряемой заряженной ионизирующей частицей при прохождении элементарного пути dl в веществе, к длине этого пути:

S = dE/dl, Дж/м. (1.2)

Средним линейным пробегом заряженной ионизирующей частицы R является среднее значение расстояния, проходимого частицей в данном веществе до потери ионизирующей способности.

По мере движения частицы в среде уменьшаются ее энергия и скорость, линейная плотность ионизации при этом возрастает и только при завершении пробега частицы резко убывает. Возрастание i обусловлено тем, что при уменьшении скорости α-частицы возрастает вероятность ионизации атома.

График зависимости линейной плотности ионизации от пути х, проходимого α-частицей в среде (воздух), показан на рис. 1-1.

Как видно из рис. 1-1, линейная плотность ионизации α-частиц естественно-радиоактивных изотопов в воздухе при нормальном давлении составляет i = (2–8) х 10⁶ пар ионов/м.

Так как для ионизации одной молекулы требуется энергия около 34 эВ, то значения линейной тормозной способности вещества (воздуха) лежат в интервале 70–270 МэВ/м.

Средний линейный пробег α-частицы зависит от ее энергии. В воздухе он равен нескольким сантиметрам, в жидкостях и в живом организме – нескольким миллиметрам. После того как скорость α-частицы замедляется до скорости молекулярно-теплового движения, она, захватив два электрона в веществе, превращается в атом гелия.

Ионизация и возбуждение являются первичными процессами. Вторичными процессами могут быть увеличение скорости молекулярно-теплового движения, характеристическое рентгеновское излучение, радиолюминесценция, химические процессы.

Взаимодействие α-частиц с ядрами является значительно более редким процессом, чем ионизация. При этом возможны ядерные реакции, а также рассеяние α-частиц.

β-излучение так же, как и α-излучение вызывает ионизацию вещества. Средний линейный пробег β-частицы зависит от ее энергии. В воздухе он равен нескольким метрам (до 10 метров), в жидкостях и в живом организме – от нескольким миллиметров до 2,5 см.

В воздухе линейная плотность ионизации β-частиц может быть вычислена по формуле

ί = k (c/ υ²), (1.3)

где k ≈4600 пар ионов /м, c – скорость света, υ² – скорость β-частиц.

Кроме ионизации и возбуждения β-частицы могут вызывать и другие процессы. Так, например, при торможении электронов возникает тормозное рентгеновское излучение. β-частицы рассеиваются на электронах вещества, и их пути сильно искривляются в нем. Если электрон движется в среде со скоростью, превышающей скорость распространения света в этой среде, то возникает характерное черенковское излучение (излучение Черенкова–Вавилова).

При попадании β-частицы в вещество с большой вероятностью происходит такое взаимодействие ее с электроном, в результате которого вместо пары электрон-позитрон образуются два γ-фотона. Этот процесс, схема которого показана на рис. 1-2, называют аннигиляцией.

Энергия каждого γ-фотона, возникающего при аннигиляции, должна быть не меньше энергии покоя электрона или позитрона, т.е. не менее 0,51 МэВ.

Несмотря на разнообразие процессов, приводящих к ослаблению βизлучения, можно приближенно считать, что интенсивность его изменяется по экспоненциальному закону. В качестве одной из характеристик поглощения β-излучения веществом используют слой половинного поглощения, при прохождении через который интенсивность излучения уменьшается вдвое. Можно считать, что в ткани организма β-частицы в среднем проникают на глубину 10–15 мм.

Защитой от β-излучения служат тонкие алюминиевые, плексигласовые и другие экраны. Так, например, слой алюминия толщиной 0,4 мм или воды толщиной 1,1 мм уменьшает вдвое β-излучение от радиоактивного изотопа фосфора ¹⁵Р.

Средний линейный пробег γ-кванта в воздухе составляет десятки-сотни метров, а в жидкостях и в живом организме 10 и более сантиметров.

При попадании γ-излучения в вещество наряду с процессами, характерными для рентгеновского излучения (когерентное рассеяние, эффект Комптона, фотоэффект), возникают и такие, которые неспецифичны для взаимодействия рентгеновского излучения с веществом. К этим процессам следует отнести образование пары электрон-позитрон, происходящее при энергии γ-фотона, не меньшей суммарной энергии покоя электрона и позитрона (1,02 МэВ), и фотоядерные реакции, которые возникают при взаимодействии γ-фотонов больших энергий с атомными ядрами. Для возникновения фотоядерной реакции необходимо, чтобы энергия γ-фотона была не меньше энергии связи, приходящейся на нуклон. В результате различных процессов под действием γ-излучения образуются заряженные частицы; следовательно, γ-излучение также является ионизирующим.

Ослабление пучка γ-излучения в веществе обычно описывают экспоненциальным законом. Линейный (или массовый) коэффициент поглощения можно представить как сумму соответствующих коэффициентов поглощения, учитывающих три основных процесса взаимодействия – фотоэффект, Комптон-эффект и образование электрон-позитронных пар:

Эти основные процессы взаимодействия происходят с разной вероятностью, которая зависит от энергии γ-фотона (рис. 3-3; кривая получена для свинца).

Как следует из представленных на рисунке данных, при малых энергиях основную роль играет фотоэффект, при средних – Комптон-эффект и при энергиях, больших 10 МэВ, – процесс образования пары электронпозитрон.

Экспоненциальный закон ослабления пучка γ-фотонов выполняется приближенно, особенно при больших энергиях. Это обусловлено вторичными процессами, возникающими при взаимодействии γ-излучения с веществом. Так, например, электроны и позитроны обладают энергией, достаточной для образования новых γ-фотонов в результате торможения и аннигиляции.

Поток нейтронов тоже является ионизирующим излучением, так как в результате взаимодействия нейтронов с ядрами атомов образуются заряженные частицы и γ-излучение [3, 5].

Эти процессы можно проиллюстрировать несколькими примерами:

Рассматривая первичные физико-химические процессы в организме при действии ионизирующих излучений, следует учитывать две принципиально разные возможности взаимодействия: с молекулами воды и с молекулами органических соединений.

Под действием ионизирующих излучений происходят химические превращения вещества, получившие название радиолиза. Возможные механизмы радиолиза воды:

Реакция с кислородом может привести к образованию гидроперекиси и перекиси водорода:

Взаимодействие молекул органических соединений с ионизирующими излучениями приводит к образованию возбужденных молекул, ионов, радикалов и перекисей. Высокоактивные в химическом отношении соединения могут взаимодействовать с остальными молекулами биологической системы, что может привести к нарушению мембран, клеток и функций всего организма [6].

Значительные биологические нарушения вызываются ничтожно малыми количествами поглощаемой энергии излучения. Ионизирующее излучение действует не только на биологический объект, подвергнутый облучению, но и на последующие поколения через наследственный аппарат клеток. Это обстоятельство, а также его условное прогнозирование особо остро ставят вопрос о защите организмов от излучения.

Для биологического действия ионизирующего излучения специфичен скрытый (латентный) период.

Разные части клеток по-разному чувствительны к одной и той же дозе ионизирующего излучения. Наиболее чувствительным к действию излучения является ядро клетки.

Способность к делению – наиболее уязвимая функция клетки, поэтому при облучении прежде всего поражаются растущие ткани. Это делает ионизирующее излучение особенно опасным для детского организма, включая период, когда он находится в утробе матери. Губительно действует излучение и на ткани взрослого организма, в которых происходит постоянное или периодическое деление клеток: слизистую оболочку желудка и кишечника, кроветворную ткань, половые клетки и т.д. Действия ионизирующего излучения на быстрорастущие ткани используют также при терапевтическом воздействии на ткани опухоли.

При больших дозах может наступить «смерть под лучом», при меньших – возникают различные заболевания (лучевая болезнь и др.) [7, 8].

Изучение причин несоответствия между ничтожным количеством поглощенной энергии от воздействия ионизирующей радиации и крайней степенью реакции биологического объекта на облучение является основной целью исследований в современной радиобиологи, радиотоксикологии, радиоэкологии, сельскохозяйственной и ветеринарной радиобиологии и других научных направлениях. По выражению основоположника отечественной и мировой радиобиологии, биофизики, радиоэкологии Н.В. Тимофеева-Ресовского, «основной задачей радиобиологии является попытка понять и преодолеть основной радиобиологический парадокс, состоящий в большом несоответствии между ничтожной величиной поглощенной энергии и крайней степенью выраженности реакций биологического объекта на воздействие ионизирующего излучения, вплоть до летального эффекта».

Радиобиологический парадокс – несоответствие между количеством энергии, выделившейся в органе или ткани живого организма при получении определенной дозы радиоактивного излучения, и биологическим эффектом. Это обусловлено тем, что косвенное действие ионизирующей радиации на организм значительно больше, чем ее прямое действие, связанное с воздействием определенного количества энергии.

Несмотря на существующие в природе колоссальные видовые и индивидуальные различия в чувствительности к ионизирующим излучениям отдельных организмов, облучение в дозе более 10 Гр убивает всех млекопитающих (табл. 1-2).

При общем облучении человека массой 70 кг в этой смертельной дозе поглощается всего 167 калорий (рис. 1-4).

Такая смертельная доза облучения по суммарной энергии, поглощенной в организме в результате воздействия ионизирующего излучения, если условно перевести ее без потерь в тепловую энергию, крайне мала: она способна нагреть организм человека только лишь на 0,001 ° C, то есть организм человека при воздействии смертельной дозы ионизирующего излучения получит меньшую энергию, чем от стакана выпитого горячего чая.

Радиочувствительность – степень реакции клеток, тканей, органов или организмов на воздействие ионизирующей радиации.

Одним из критериев оценки биологической радиочувствительности тех или иных биологических видов является определение дозы ионизирующего излучения, достаточной для гибели живого организма. Доза ионизирующего излучения может быть летальной (LD 100), при которой гибнут все облученные организмы, а может быть полулетальной (LD 50), в этом случае погибает половина облученных живых объектов (см. табл. 1-2).

Одинаковые дозы, полученные человеком от внешнего и от внутреннего облучения, а также дозы, полученные от разных видов ионизирующего излучения, от разных радионуклидов (при попадании их в организм) вызывают различные эффекты. Поглощенная доза не учитывает того, что при одинаковом ее значении α-излучение гораздо опаснее β- или γ-излучений из-за своей различной ионизирующей способности. На рис 1-5 показано повреждающее действие различных видов излучений.

Понятно, что α-излучение, имеющее высокую плотность ионизации, наносит биологическим структурам больший ущерб. Для того чтобы оценить повреждающее действие разных видов излучения, поглощенную дозу необходимо умножить на коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма (т.е. вызывать ионизирующий эффект в тканях): α-излучение считается при этом в 20 раз опаснее других видов излучений. Для того чтобы адекватно оценить ущерб организму от воздействия различных видов излучения, используют коэффициенты пересчета: для нейтронного излучения – 10, для β- и γ-излучений = 1. Пересчитанная таким образом доза называется эквивалентной или биологической дозой [8].

Ряд причин и механизмов, определяющих естественную радиочувствительность биологических объектов, известны, в то же время многие аспекты до настоящего времени полностью не изучены. Это связано с тем, что реакции живых организмов на ионизирующее излучение крайне многообразны и определяются совместным воздействием множества факторов: параметрами излучения, радиочувствительностью и индивидуальными особенностями организма и др.

Отношение организма к ионизирующему излучению характеризуется радиочувствительностью и радиоустойчивостью (радиорезистентностью). Эти два термина взаимосвязаны и с разных сторон отражают одно и то же явление – если организм обладает высокой радиочувствительностью, то он характеризуется низкой радиоустойчивостью, и наоборот [8, 9].

Причины и механизмы, определяющие естественную радиочувствительность биологических объектов, до настоящего времени полностью не раскрыты, но многие аспекты хорошо изучены. Например, факторы, влияющие на радиоустойчивость растений по классификации Д. М. Гродзинского разделяются на 3 группы:

Радиобиологические эффекты у растений и животных имеют ряд сходных реакций, таких как наличие критических (наиболее радиочувствительных) клеток, тканей и органов, одинаковые типы хромосомных аберраций, потеря контроля над обменом веществ, образование соматических и генетических мутаций, трансформация клеток, радиационный канцерогенез (опухоли органов).

Реакции живых организмов на ядерное излучение весьма многообразны и определяются параметрами излучения и особенностями организма. Отношение организма к ионизирующему излучению характеризуется радиочувствительностью и радиоустойчивостью (радиорезистентностью). Эти два термина взаимосвязаны и с разных сторон отражают одно и то же явление – если организм обладает высокой радиочувствительностью, то он характеризуется низкой радиоустойчивостью, и наоборот [8].

Отдаленные последствия облучения имеют очень сложный характер и могу проявиться через несколько десятилетий после воздействия. Существенное влияние на проявление отдаленных последствий оказывают физиологические особенности организма человека и животных, доза, мощность дозы, вид излучения. Различают опухолевые и неопухолевые формы отдаленных последствий.

Опухолевые эффекты – последнее звено длинной цепи изменений, которые предшествуют развитию злокачественных образований. Ионизирующее излучение может приводить к появлению опухолей почти во всех тканях – как непосредственно подвергнутых облучению, так и в некоторых случаях в тех, которые не подвергались облучению. Сочетанное действие радиационных и других биохимических факторов увеличивает частоту появления опухолей у млекопитающих, включая человека.

Неопухолевые формы включают гипопластические ^[38] состояния, выражающиеся в поражении функций костного мозга в области кроветворения, склеротические процессы и дисгормональные состояния.

Факторы, способные изменять (ослаблять или усиливать) радиочувствительность клеток, тканей и организма в целом, называются радиомодифицирующими агентами.

Радиомодификация – искусственное ослабление или усиление реакций биологических объектов на действие ионизирующих излучений; способ управления радиочувствительностью с помощью изменения условий, в которых происходит облучение того или иного организма. Радиобиологическим эффектом можно управлять двумя способами: введением в организм чуждых ему веществ (например, радиопротекторов) и направленным стимулированием защитных функций организма – введением веществ, свойственных данному организму.

Радиозащитные средства – средства защиты от поражающего действия ионизирующего излучения – могут быть химическими, биологическими или физическими.

Радиопротекторы. В настоящее время вещества, способные полностью защитить человека и животных от действия ионизирующего излучения не известны, но открыто множество веществ, способных снизить негативное воздействие радиации. К таким препаратам относятся, например, азид и цианид натрия, вещества, содержащие сульфгидрильные группы ^[39] и т.д. Эти вещества входят в состав радиопротекторов.

Введение радиопротекторов перед облучением в среду с биологическими объектами или в организм животных и человека снижает поражающее действие ионизирующего излучения. Радиопротекторы частично предотвращают возникновение химически активных радикалов, которые образуются под воздействием излучения. Механизмы действия радиопротекторов различны. Одни из них вступают в химическую реакцию с попадающими в организм радиоактивными изотопами и нейтрализуют их, образуя нейтральные вещества, легко выводимые из организма. Время действия радиопротекторов различно. Существует несколько разновидностей радиопротекторов: таблетки, порошки и растворы.

Радиопротекторы – достаточно вредные для организма вещества, поэтому им ищут замену, в частности, замену на вещества, свойственные организму, или на пищевые добавки.

Некоторые пищевые вещества обладают профилактическим радиозащитным действием или способностью связывать и выводить из организма радионуклиды. К ним относятся полисахариды (пектин, декстрин, липополисахариды, находящиеся в листьях винограда и чая), этиловый спирт, фенильные и фитиновые соединения, галлаты, серотанин, некоторые жирные кислоты, микроэлементы, витамины, ферменты, гормоны. Радиоустойчивость организмов повышают некоторые антибиотики (биомицин, стрептоцин), наркотики (нембутал, барбамил).

К очень важным радиозащитным соединениям относятся «витамины противодействия». В первую очередь это витамины группы В и С. Известно, что одна аскорбиновая кислота не обладает защитным действием, но она усиливает действие витаминов В и Р. Ионизирующие излучения разрушают стенки кровеносных сосудов, совместное действие витаминов Р и С восстанавливает их нормальную эластичность и проницаемость. Воздействие ионизирующей радиации изменяет состав крови, снижает количество эритроцитов и активность лейкоцитов, а витамины В₁, В₃, В₆, В₁₂ улучшают регенерацию кроветворения, стимулируют ускорение восстановления эритроцитов и лейкоцитов. Воздействие ионизирующей радиации снижает свертываемость крови, а витамины Р и К1 нормализуют протромбиновый индекс ^[40]. Несколько повышает устойчивость организма к развитию лучевой болезни парааминобензойная кислота (витамин В10), улучшает показатели крови, способствует восстановлению веса биотин (витамин В7).

Наиболее перспективными источниками потенциально активных противолучевых средств являются фенольные соединения – это биологически активные вещества лечебно-профилактического действия, необходимые для поддержания жизни и сохранения здоровья. Они повышают прочность кровеносных сосудов, регулируют работу желез внутренней секреции. Например, хорошо лечит местные лучевые повреждения кожи прополис (пчелиный клей), что, главным образом, связано с его фенольными компонентами. Из многочисленного ряда фенольных веществ наибольший интерес вызывают флавоноиды, способствующие удалению радиоактивных элементов из организма. Источниками флавоноидов являются мандарины, черноплодная рябина, облепиха, боярышник, пустырник, бессмертник, солодка. Этиловый спирт обладает выраженным профилактическим радиозащитным действием на разнообразные организмы: человека, животных, бактерий. При введении в питательную смесь этилового спирта выживаемость бактерий повышается на 11–18 %, спирт защищает от гибели почти всех мышей, облученных дозой рентгеновских лучей 6 Гр. Необходимо отметить, что ЛД₅₀ для мышей составляет в среднем 4,6 ‒ 7,0 Гр (см. таб. 1.2), а ЛД₁₀₀ ‒ 7,0 ‒ 15 Гр.

Угнетенное кроветворение – одно из наиболее серьезных последствий радиационного облучения человека. Поэтому в терапии лучевых поражений чрезвычайно важную роль играют процедуры и лекарственные средства, способные восстановить кроветворные функции организма. Для этого применяют пересадку костного мозга, переливание крови, а также препараты, приготовленные на основе экстрактов разных органов и тканей животных: тимуса, селезенки, печени, костного мозга. В попытках получить наиболее эффективные средства для радиотерапии исследователи обратили внимание на животных, чей организм особенно устойчив к облучению. Обнаружены корреляции между этим свойством и терапевтической эффективностью препаратов, полученных из органов и тканей таких малочувствительных к радиации животных. В этом отношении интересна среднеазиатская черепаха (Testudo horsfieldi) с ее феноменальной радиорезистентностью (ЛД₅₀ ‒500 Гр). Оказалось, что терапевтическим действием обладают экстракты эмбриональной печени, селезенки и клеток крови черепахи. Их инъекции облученным мышам стимулируют рост численности стволовых клеток, что способствует восстановлению кроветворных функций организма. Они обладают также иммуностимулирующим эффектом.

Существуют вещества, внутриклеточное содержание которых усиливает радиобиологический эффект. Это кислород, гидроперекиси липидов, группа хинонов, известная под названием радиотоксинов. Другие эндогенные вещества – тиолы, амины, липофильные антиоксиданты – напротив, проявляют радиозащитные свойства. Идея о зависимости лучевого эффекта от соотношения концентрации некоторых из этих веществ легла в основу концепции «эндогенного ^[41] фона радиорезистентности». Целенаправленное изменение эндогенного фона радиорезистентности важно в условиях длительного облучения организма, когда предъявляются повышенные требования к длительности воздействия применяемых радиозащитных средств.

Ферментативное восстановление кислорода дает организму более 90 % энергии, поэтому оно не может не влиять на исход радиационного поражения. Присутствие во всех биосредах делает кислород важнейшим фактором радиочувствительности организма человека. Из многообразных проявлений радиомодифицирующих свойств кислорода первым было обнаружено ослабление поражения биообъекта при снижении концентрации кислорода в окружающей среде во время облучения. Сейчас радиозащитное действие гипоксии широко известно [11].

В настоящее время учеными активно продолжаются поиски и разработки новых соединений и веществ, снижающих поражающее воздействие ионизирующей радиации. События на японской атомной станции «Фукусима» послужили толчком к расширению исследований. Проводимые в последние годы эксперименты показали, что введение в кровь пострадавших от сильного радиационного облучения белка BPI ^[42] (bactericidal/permeability-increasing protein) в 83 случаев из ста помогает избежать фатального исхода.

В Университете медицины Бостона (столица штата Массачусетс США) разработали новый, ранее не применяемый метод защиты от переоблучения организма путем введения естественного белка BPI. Этот белок естественного происхождения подавляет развитие болезнетворных бактерий в кишечнике. Для эксперимента отобрали 50 человек, получивших поглощенную дозу ионизирующего излучения, вызывающую гибель костного мозга. Пострадавшим требовалась пересадка костного мозга. При обследовании выяснилось, что у 23 переобученных пациентов уровень белка BPI упал в среднем в 71 раз, а у 37 обследованных белка BPI обнаружено не было. Результат обследования был ожидаем, поскольку при повреждении костного мозга снижается продуцирование белых кровяных телец до критического уровня, а те, в свою очередь, как раз и способствуют выработке белка в организме.

Дальнейшие эксперименты проводились на грызунах. Облученных смертельной дозой ионизирующей радиации животных разделили на 3 группы. Первой группе спустя сутки после облучения вводили антибиотик «флюорокинолон» – один из антибиотиков, разработанный в последние десятилетия и применяющийся в стандартной схеме противолучевой терапии; второй группе вводили этот же антибиотик, но параллельно с белком BPI, над третьей – контрольной группой не проводили никаких операций.

Практически все мыши контрольной группы погибли течение 30–40 суток. Введение животным «флюорокинолона» повысило выживаемость на 40 %. Сочетанное воздействие «флюорокинолона» и белка BPI повысило выживаемость животных до 80%. Важно, что оба вещества, «флюорокинолон» и белок BPI, не дают никаких побочных действий как для здоровых людей, так и для больных и не наносят никакого ущерба здоровью при лечении. Офер Леви, руководитель исследования, утверждает, что оба медикамента хранятся очень длительное время и вполне пригодны для запасания на случай катастроф и аварий, подобных аварии на АЭС «Фукусима».

Вещество, предохраняющее живые организмы от сильного облучения, разработали ученые Питтсбургского университета ^[43] в штате Пенсильвания, США. Известно, что в первую очередь радиация повреждает органеллы клеток – митохондрии. Команда специалистов под руководством Валериана Кагана выяснила, что ионизирующее излучение проникая в клетку разрушает мембраны митохондрий и часть внутренних белков органелл ^[44]. Один из митохондриальных белков – «цитохром С» – запускает процесс самоуничтожения клеток. Ученые проанализировали структуру белка и обнаружили участок Met–80, который разворачивается под действием радиации. В итоге цитохром «забывает» о своем первоначальном назначении и разрушает изнутри митохондрию, а потом и всю клетку. Исследователи собрали молекулу поврежденного Met–80 в виртуальной компьютерной «лаборатории» и начали просчитывать ее взаимодействие с различными соединениями. Математическое моделирование показало, что наиболее эффективными блокаторами белка-убийцы являются комбинации гетероцикла ^[45] имидазола и жирных кислот – олеиновой и стеариновой. Эксперименты в реальной химической лаборатории подтвердили теоретические расчеты. При высокой концентрации нейтрализатора (20:1) окислительный процесс, запущенный поврежденным Met–80, прекращался. В конце исследования ученые проверили свои разработки на популяции живых мышей. Все животные за 11 минут получили дозу облучения в 9,25 Гр. Для мышей LD₅₀ составляет 4,6 – 7 Гр (см. табл. 1-2), а для человека смертельной считается доза ~ 5 Гр.

Первой группе мышей за 10 минут до облучения ввели веществанейтрализаторы. Вторая группа получила инъекцию уже после облучения. В контрольной группе грызунов лечение не проводилось. Наблюдения за животными в течение месяца позволили установить, что в первой группе смертность составила всего 5%, во второй – 40 %, а в контрольной третьей – 80 %. Причем в третьей группе более 50 % особей умерли через две недели после облучения. Таким образом, эффективность соединений имидазола с олеиновой и стеариновой кислотой была доказана. Исследователи считают, что их открытие можно использовать в медицине для защиты органов пациентов во время рентгенографии и радиотерапии. А в случае катастрофы на атомных объектах разработка поможет в спасении пострадавших от переобучения людей.

Несмотря на очевидность вредного воздействия ионизирующей радиации на здоровье людей, сотни ученых во всем мире продолжали работать с источниками, исследуя свойства и физические особенности недавно обнаруженного явления. В начале ХХ века медицинская статистика только зарождалось и анализа частоты заболеваний исследователей, работающих с радиоактивными излучениями, никто не проводил. Исследователи работали с источниками ионизирующего излучения и подвергались облучению в таких высоких дозах, с которыми человек никогда не сталкивался. В самом начале XX века стали появляться статьи о вредном действии радиоактивного излучения на животных, но полученные экспериментальные данные не были оценены должным образом. Пострадавшие от переобучения ионизирующей радиацией врачи рентгенологи и ученые, работавшие с источниками радиоактивности, недооценивали вред, наносимый облучением, приписывая возникающие заболевания чему угодно, но не действию невидимых лучей.

В 1929 г. у нескольких работниц одной из фабрик в г. Ампир (США) были обнаружены остеогенные саркомы. Во время первой мировой войны заболевшие женщины работали на предприятии, где раскрашивали циферблаты часов и военных приборов люминесцентной краской, содержавшей радий. Для удобства работы они периодически брали кисточку в рот и, истончив таким образом ее кончик, обмакивали в краску. Радиоактивные изотопы инкорпорировались ^[46] и накапливались в костях. Через 25 лет более 40 женщин погибли от саркомы.

В начале ХХ века наблюдалось широкое распространение «рака рентгенологов», обусловленное недооценкой канцерогенных свойств рентгеновских лучей. Не редко можно было встретить рентгенолога с ампутированными из – за развития рака кожи кистями рук.

В 1936 г. в память о погибших исследователях, изучавших ионизирующую радиацию, на территории больницы Св. Георга в Гамбурге воздвигли монумент, на котором были высечены 110 имен. Затем список погибших врачей рентгенологов и исследователей эффектов и свойств ионизирующего излучения пришлось расширить до 186. Надпись гласила: «Рентгенологам и радиологам всех наций, врачам, физикам, химикам, техникам, лаборантам и сестрам, пожертвовавшим своей жизнью в борьбе против страданий их ближних. Благодаря им возможно безопасное применение рентгеновских лучей и радия в медицине. Слава их бессмертна».

Больница Св. Георга, на территории которой установлен этот памятник, в настоящее время носит имя Эрнста Генриха Альберс-Шенберга, посвятившего жизнь изучению рентгеновских лучей. Активная работа с ионизирующей радиацией привела к появлению рака кожи руки исследователя, руку пришлось ампутировать. Э. Г. Альберс-Шенберг умер в 1921 г. от метастаз злокачественной опухоли в возрасте 56 лет.

В 1944 г. под руководством итальянского физика Энрико Ферми в университете Чикаго был построен первый в мире атомный реактор. Большинство физиков и инженеров, участвовавших в этом проекте, погибли от рака. Одним из последних был Лео Сциллард. Когда у него диагностировали рак мочевого пузыря, он отказался от операции, выбрал лучевую терапию. «От лучей заболел, лучами исцелюсь» – говорил он. Лео Сциллард самостоятельно рассчитал дозы облучения. Ученому удалось добиться ремиссии ^[47] и он прожил еще более пяти лет от начала заболевания. Сциллард умер от инфаркта миокарда [13].

В 1981 г. известные американские эпидемиологи Р. Долла и Р. Пито [14] пришли к заключению, что с действием ионизирующей радиации связано около 2 % всех смертей от злокачественных опухолей, причем три четверти этого количества падает на естественный радиационный фон, четверть – на лечебно-диагностические процедуры и лишь сотая часть – на профессиональное облучение. С этим мнением трудно согласиться в плане столь значительной канцерогенной роли, которую Р. Долл и Р. Пито отводят влиянию естественного радиационного фона Земли.

В настоящее время известно, что низкие дозы ионизирующей радиации (в пределах до 0,1—0,3 Гр), наоборот, обладают антиканцерогенным и общим биостимулирующим действием (гормезис). Эффект гормеозиса доказан тысячами экспериментов и практикой применения радоновых ванн в лечебных целях на протяжении нескольких столетий, поэтому стимулирующее действие малых доз радиации не вызывает сомнений.

Для оценки степени негативного воздействия ионизирующего излучения необходимо установить физические характеристики (состав и интенсивность потока частиц и квантов энергии от различных источников радиации), определяющие дозовые нагрузки на облучаемый объект. В конце XlX - начале XX века дозиметрические приборы отсутствовали, поэтому точно оценить уровни доз при воздействии ионизирующей радиации на исследователей радиологов и врачей рентгенологов было достаточно сложно. Можно было рассчитать полученную дозу, зная основные характеристики источника излучения либо измерить интенсивность излучения с помощью экспозиции фотопленки, использовать электроскоп, определить количество треков в камере Вильсона (она же туманная камера).

Один из первых в истории приборов, позволяющих достаточно точно оценить дозу излучения по количеству следов (треков) заряженных частиц, ‒ камера Вильсона, названная в честь изобретателя, была сконструирована шотландским физиком Чарлзом Вильсоном между 1910 и 1912 г. и сыграла огромную роль в изучении строения вещества.

В 1908 году немецкий физик Ганс Гейгер, работавший в лаборатории Эрнста Резерфорда, предложил принцип работы счетчика «заряженных частиц» как дальнейшее развитие уже известной ионизационной камеры, представлявшей стеклянную колбу с разреженным газом, внутри которой располагались катод и анод. До практической реализации идеи прошло 20 лет и только в 1928 году Вальтер Мюллер под началом Гейгера создает несколько типов счетчиков радиации, предназначенных для регистрации различных ионизирующих частиц.

В этот период создание счетчиков становится острой необходимостью, без которой невозможно было продолжать исследование радиоактивных материалов, поскольку опасность радиоактивного облучения становится абсолютно очевидной. Гейгер и Мюллер разрабатывали несколько моделей счетчиков, чувствительных к каждому виду известных к тому времени излучений: α, β и γ (нейтроны были открыты позже в 1932 году) рис. 2-1. Счетчик Гейгера-Мюллера простой, надежный, дешевый и практичный прибор для измерения радиоактивности. Хотя этот прибор и не является самым точным инструментом для изучения отдельных видов частиц или излучений, но хорошо подходит для общего измерения интенсивности ионизирующих излучений, а в сочетании с другими детекторами используется физиками и для точнейших измерений в современных исследованиях. Приборы, разработанные по принципу оценки ионизирующих излучений в счетчиках Гейгера-Мюллера, широко используются в современных радиологических лабораториях, производствах делящихся материалов, АЭС и центрах ядерной медицины.

Понимание значения проблемы защиты человека от ионизирующего излучения начало формироваться только через несколько десятилетий после открытия явления радиоактивности и широкого применения рентгеновских лучей в медицине. Идея об установлении безвредного для человека количества излучения появилась в 1925 году (Mutscheller, 1925) [15].

Через три года в 1928 г. на втором международном конгрессе по радиологии в Стокгольме (Швеция) была создана неправительственная организация Международная комиссия по радиационной защите (МКРЗ). Основной задачей МКРЗ является обоснование и разработка применяемых для всех стран рекомендаций по различным аспектам противолучевой защиты, обеспечивающей предотвращение или сведение к минимуму соматических и генетических последствий воздействия ионизирующего излучения [13].

На первом заседании МКРЗ в 1928 г. были обоснованы, одобрены и приняты временные правила защиты организма человека от действия ионизирующего излучения, которые состояли из 5 разделов и включали рекомендации по продолжительности рабочего дня и мерам защиты от действия рентгеновского излучения и излучения радия. МКРЗ тесно сотрудничает с Международной комиссией по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ), Всемирной организацией здравоохранения (ВОЗ), Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ), научным комитетом ООН по действию атомной радиации, Международной электротехнической комиссией, Международной организацией труда, Международной организацией питания и сельского хозяйства (FAO - продовольственная сельскохозяйственная организация ООН).

В этот период считалось, что негативное влияние ионизирующих излучений на живые организмы, включая и человека, ограничивается величиной дозового воздействия. Такой подход предполагал, что эффекты воздействия излучений на человека имеют порог, а степень поражения ионизирующей радиацией подчиняется линейной зависимости – чем больше доза – тем больше эффект. Исходя из этих положений в 1934 году впервые в истории радиационной защиты МКРЗ для работающих с радиоактивными веществами принимает в качестве предельно допустимой экспозиционной дозы значение 0,2 Р/день.

По результатам радиобиологических исследований, одновременно проводившихся в США, Японии, Англии, Франции, СССР и других странах, было установлено, что некоторые органы тела человека (кожа, кроветворные органы, хрусталик глаза и половые железы) являются критическими для выбора допустимых уровней облучения.

В 1953 г. на совещании в Копенгагене МКРЗ вводит новую единицу поглощенной дозы – рад, рекомендованы величины предельно допустимого содержания радионуклидов в теле человека, воздухе производственных помещений и воде. В этот период допустимая доза облучения всего тела для профессиональных работников составляла 0,3 Р (рентген) в неделю. Впервые были даны рекомендации о допустимых уровнях облучения ограниченных групп населения, составляющие 0,1 часть дозы для профессиональных работников.

В 1956 г. МКРЗ рекомендовала предельно допустимую дозу облучения для профессиональных работников 5 бэр/год, а в 1958 г. одобрила величину дозы разового облучения профессионалов для случаев крайней необходимости не более 12 бэр и величину дозы аварийного облучения не более 25 бэр. Было рекомендовано также считать генетически значимой дозой для населения величину более 5 бэр, полученную в течение тридцати лет.

В Рекомендациях 1959 г. была сформулирована рабочая гипотеза о линейной и беспороговой зависимости радиационных эффектов от дозы облучения. До этого МКРЗ более 20 лет при разработке рекомендаций по радиационной защите исходила из концепции порогового действия ионизирующего излучения, то есть из представления, что биологические эффекты наблюдаются после превышения определенной пороговой величины [16].

Позднее в 1977 г. в публикации 26 МКРЗ были предложены рекомендации исходя из новой концепции, основой которой является представление о беспороговом действии ионизирующего излучения и линейной зависимости доза – эффект для отдаленных соматических ^[48] и генетических последствий, которые носят стохастический (случайный) характер [17]. Исходя из концепции о беспороговом действии ионизирующего излучения важное практическое значение приобретает оценка величины приемлемого риска и соотношения польза – вред от воздействия ионизирующего излучения.

Риск − это мера количественного измерения опасности, включающая количественные показатели ущерба от воздействия того или иного негативного фактора, в том числе и ионизирующие излучения, включая степень вероятности возникновения опасности.

По современным представлениям радиационной защиты человека считается, что для обеспечения безопасности при нормировании уровней облучения ионизирующими излучениями необходимо учитывать существование двух типов биологических последствий воздействия: пороговых (детерминированных) и стохастических (вероятностных), не имеющих порога.

Детерминированные эффекты или не стохастические, причинно обусловленные эффекты. Это неизбежные, клинически выявляемые вредные биологические эффекты, возникающие при облучении, в основном, большими дозами, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы. Проявляются детерминированные эффекты острой или хронической лучевой болезнью, лучевыми ожогами (местные лучевые поражения), катарактой хрусталика глаз, клинически регистрируемыми нарушениями гемопоэза, временной или постоянной стерильностью и другими нарушениями жизнедеятельности организма.

Стохастические эффекты – это биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога. Предполагается, что вероятность таких эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления не зависит от дозы. Это канцерогенные ‒ злокачественные опухоли, лейкозы и генетические эффекты, ‒ наследственные болезни, обусловленные генными мутациями.

Проявление стохастических эффектов оценивают с помощью эффективной (эквивалентной) дозы. Поскольку стохастические эффекты имеют вероятностную природу и длительный латентный ^[49] (скрытый) период, измеряемый десятками лет после облучения, эти эффекты трудно обнаружить и связать с переобучением за долго до проявления эффекта.

В 1977 году МКРЗ предложила новую методологию нормирования уровней облучения. Взамен концепции критических органов предлагалось определять риск возникновения в них стохастических эффектов облучения.

В конце XIX начале XX века воздействие радиоактивного излучения на людей недооценивалось. В полной мере понимание опасности облучения человека и в первую очередь профессионалов пришло в науку только в середине 20 годов (Mutscheller, 1925) [15]. Понятно, что в этой ситуации вопрос о защите биоты, биоценозов и экосистем не стоял перед обществом и исследователями, изучающими воздействие радиации. Несмотря на это, первые наблюдения за воздействием радиации в природных экосистемах были проведены в конце 20-х – начале 30-х годов XX века в регионе с повышенным природным радиационным фоном в Рудных горах на территории современной Чехии в местах выхода на земную поверхность урановых руд (Joachimsthal). Но потребовались долгие годы, чтобы пришло понимание степени опасности радиационного облучения для биосферы и отдельных видов животных и растений.

Ситуация, когда воздействию ионизирующих излечений на биологические системы и отдельных представителей флоры и фауны не уделялось должного внимания, просуществовала до 50 -х гг. ХХ века. В эти годы в США, СССР, Англии и Франции бурно начинает развитьcя ядерная промышленность, строятся заводы по производству делящиеся материалы. Сбросы с заводов, производящих изотопы, приводят к загрязнению искусственными радионуклидами водных экосистем и окружающих территорий, а испытания ядерных зарядов привели не только к локальному радиоактивному заражению в районах взрыва, но и вызвали загрязнение искусственными радионуклидами биосферы. Первое широкомасштабное загрязнение биосферы продуктами ядерного деления произошло после бомбардировки японских городов Хиросимы и Нагасаки. Вклад в глобальное загрязнение вносят и захоронения ядерных отходов в мировом океане, широко практиковавшиеся США в 50–60 гг. прошлого века.

Реализация ядерного проекта в СССР послужила мощным толчком для развития исследований в области радиационной биологии и экологии. На заре атомной эры в конце 40 начале 50 гг. XX века радиоэкологические исследования и эксперименты с растворами искусственных радионуклидов проводили в Лаборатории «Б» под руководством Николая Владимировича Тимофеева-Ресовского – репрессированного ученого с мировым именем. Поведение искусственных радионуклидов в сельскохозяйственных агроценозах и их переход в растения изучали в биофизической лаборатории (БФЛ) Московской сельскохозяйственной академии им. Тимирязева под руководством профессора Всеволода Маврикиевича Клечковского, в последствии академика ВАСХНИЛ.

Детальные научные исследования радиационного поражения окружающей среды были организованы В.М. Клечковским в районе радиационной катастрофы на ПО «Маяк» в сентябре 1957 года на Южном Урале, где в результате химического взрыва емкости с высокоактивными отходами произошел выброс большого количества радиоактивных веществ в окружающую среду – 7,4 ∙10¹⁷ Бк (20 М Ки). В результате аварии радиационному заражению подверглись значительные территории на севере Челябинской, Свердловской и Курганской областей и образовался ВосточноУральский радиоактивный след (ВУРС). [22, 23]. Для ликвидации последствий аварии была организована Опытная научно-исследовательской станции ПО «Маяк», которая по праву считается альма-матер отечественной радиоэкологии [24, 25, 26].

Параллельно с исследованиями СССР обширные радиоэкологические исследования в месте сбросов и хранения радиоактивных отходов велись в США (Хэнфорд, Ок-Ридж, Саванна Ривер). Аналогичные работы были начаты в этот же период и в Великобритании.

В силу сложившейся геополитической ситуации второй половины XX века не исключалась возможность глобального ядерного конфликта. В связи с этим возникла неотложная задача по оценке последствий крупномасштабного радиоактивного загрязнения окружающей среды, для решения которой в США, СССР, Канаде и Франции были сооружены в природной среде мощные источники γ-излучения. В результате комплексных исследований γ-облучения биоценозов были определены предельные уровни воздействия на наземные экосистемы, включающие десятки видов растений и животных.

Через несколько десятилетий, в 1986 году произошла ядерная катастрофа на Чернобыльской АЭС, приведшая в местах с максимальным радиоактивным загрязнением к гибели наиболее радиочувствительных природных сообществ. После авария на ЧАЭС начались широкомасштабные исследования радиационных эффектов в природной среде. Результаты исследований привели к изменению методологических подходов к нормированию воздействия ионизирующей радиации и возникновению концепции экологического нормирования.

При переходе от санитарно-гигиенических к экологическим принципам нормирования происходит смена объекта нормирования. В роли объекта выступают не отдельные особи ‒ человек в рамках санитарногигиенического подхода, а природные или созданные человеком системы: природные саморазвивающиеся комплексы ‒ экосистемы и биогеоценозы, популяции диких и домашних животных, созданные и контролируемые человеком искусственные сообщества растений и животных, агроценозы [27].

В современной концепции экологического нормирования МКРЗ предлагает использование референтных организмов. К числу таких организмов предлагается отнести небольшое количество растений и животных, которые станут реперными в оценке радиационного воздействия на флору и фауну. При выборе таких видов предполагается определить:

Использование имеющихся данных о реакциях природных экосистем и составляющих их компонентов на радиоактивное загрязнение в целях экологического нормирования сложная задача, поскольку трудно оценить экологическую значимость многих реакций на облучение, возникших на клеточном, организменном и популяционном уровнях на фоне динамики сезонных природных процессов и циклических климатических изменений.

Разработку показателей экологического нормирования среды для наземных экосистем во многом осложняют естественные процессы динамики численности в популяциях животных, поскольку периоды вспышек численности значительно отличаются у различных видов:

На процессы динамики численности могут накладываться и миграционные процессы, что также осложняет использование ряда биоценотических показателей.

В настоящее время вопросы экологического нормирования антропогенно измененной среды разрабатываются в разных направлениях и с разными целями:

Поэтому реализация охранных мероприятий является сложной многоплановой задачей, решить которую в полном объеме на практике достаточно сложно. По мнению Дмитрия Александровича Криволуцкого, одним из перспективных подходов к оценке состояния окружающей человека среды может стать контроль биогенного круговорота основных химических элементов и показателей биологической продуктивности.

В условиях длительного воздействия загрязняющих веществ в относительно малых концентрациях вызываемые ими экологические последствия могут проявиться спустя длительное время. Для прогноза этих последствий могут быть использованы более чувствительные биометрические показатели – качество пыльцы и семян, частота нарушений хромосом в клетках меристемы, фракционный состав белков растительных тканей и др. [28, 29].

Первичным звеном в действии радиации на биологические структуры является воздействие на хромосомный аппарат клетки, поэтому наиболее ранние изменения можно зафиксировать на молекулярно-клеточном уровне организации живой материи. Следовательно, в качестве критерия неблагоприятного воздействия радиации, очевидно, следует использовать генетические тест-системы, обеспечивающие раннюю диагностику изменений в экосистеме.

Для оценки приемлемой нагрузки в целях сохранения состояния окружающей среды можно использовать методологию анализа радиационноэкологического риска. В настоящее время кроме радиационного риска используется более широкое понятие экологического (радиационноэкологического) риска, определяемого как вероятность последствий радиоактивного загрязнения окружающей среды, неблагоприятных для человека и биоты [30]. Радиоэкологический риск является многомерной характеристикой (табл. 2-1), включающей в себя различные факторы и компоненты [31].

Анализ и управление радиационным риском осуществляется на основе принципов ALARA ^[50]:

При соблюдении принципа оптимизации учитывается следующее:

В соответствии с Нормами радиационной безопасности уровень пренебрежимо малого риска разделяют на область оптимизации риска и область приемлемого риска, которая оценивается как n • 10^–6 за год.

Функциональная схема оценки радиационного риска включает в себя следующие элементы:

По мнению ряда авторов [21] зависимость радиационного эффекта от облучения малыми дозами оказывается нелинейной. Это и некоторые другие допущения при оценке радиационно-экологического риска явились причиной того, что ряд экспертов считает современную методологию оценки риска в атомной индустрии ошибочной. По их мнению, управление риском − использование результатов оценок для принятия решения о снижении радиационного риска до приемлемой величины, могут выражаться через производные параметры (пределы допустимых выбросов, допустимые удельные активности радионуклидов в компонентах природной среды).

В основе управления риском лежат принципы ALARA, поэтому риски, лежащие между недопустимым и пренебрежимо малым уровнем, являются приемлемыми, если они удовлетворяют принципу ALARA. Причем риски, удовлетворяющие принципу ALARA, могут изменяться в зависимости от конкретной радиационной ситуации и экономических условий, что также вносит определенный субъективизм в методологию оценки радиационного риска.

Долгое время считалось, что соблюдение радиационной безопасности человека гарантированно обеспечивает радиационную защиту окружающей среды. Этот постулат, сформулированный МКРЗ в Публикации 60 и часто употребляемый в сокращенном виде: «Защищен человек – защищена природная среда», с момента его опубликования подвергался критике со стороны радиоэкологов.

Такой подход к радиационной защите окружающей среды, называемый гигиеническим или антропоцентрическим, заложен в основу современных международных рекомендаций по обеспечению радиационной безопасности, а также в национальные, в том числе российские, нормативноправовые документы в области радиационной безопасности.

Антропоцентрический принцип основан на следующих аргументах:

Критические замечания против этих антропоцентрических позиций состоят в следующем:

Критика сторонников эгоцентрического подхода, направленная против слишком широкого распространения (на популяции всех живых существ) антропоцентрических принципов, справедливых только для человека, заключается в следующем:

Априори ^[51] считалось, что и человек, и биота находятся в одной и той же природной системе и получают одинаковые дозы облучения. На самом деле о равенстве доз облучения человека и биоты можно говорить лишь теоретически. Это положение названо не эквидозным облучением человека и биоты [32]. Еще одним фактором, влияющим на соотношение доз облучения человека и представителей биоты, является тип радионуклидного загрязнения. Особенно существенны различия в дозах облучения человека и биоты при радиоактивном загрязнении, связанном с поступлением в окружающую среду α- и γ-излучающих нуклидов.

В отдельных случаях, для районов с повышенными уровнями радиационного риска, может потребоваться проведение мониторинга радиационной обстановки на основе наиболее детального радиоэкологического обследования территории, для уточнения значений и интервала изменений радиационного риска, с целью получения достаточной информации для принятия решений о проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности населения и окружающей среды и защитным мерам [33] (табл. 2-2).

В последние годы многие радиоэкологи ставят под сомнение правильность антропоцентрического принципа обеспечения радиационной безопасности окружающей среды. Понятно, что в создавшихся условиях необходима смена парадигмы – отказ от антропоцентрического подхода в обеспечении радиационной безопасности и переход к новому принципу нормирования, учитывающему защиту не только человека, но и всех биологических систем и среды обитания ‒ биосферы. В систему нормирования включаются компоненты живой и неживой природы, в том числе и «человек» как элемент биосферы. В некотором смысле экоцентрический подход является более общим и включает в себя антропоцентрический, что делает его весьма привлекательным. Однако такая смена одной из основных парадигм радиационной защиты потребует решения сложнейших научных проблем.

По мнению Геннадия Григорьевича Поликарпова [35, 36, 37] «Люди не могу быть здоровыми в нездоровых экосистемах». Г.Г. Поликарпов считает, что в пользу экоцентрического подхода в нормировании действия ионизирующих излучений свидетельствует следующее:

В XXI веке экологическая этика стала жизненной необходимостью для гармонизации отношений между биосферой и одним из ее компонентов – геологически очень молодого вида H. sapiens, ведущего себя все более и более деструктивно и агрессивно по отношению к биосфере.

В результате ранжирования уровней воздействия хронического ионизирующего облучения по мощности дозы на биоту Г.Г. Поликарпов выделил по степени воздействия несколько зон:

В 70 гг. прошлого века Г.Г. Поликарповым на основе анализа 68 научных работ по результатам исследований нарушений и изменений наиболее радиочувствительных структур и функций живых организмов и их сообществ предложил концептуальную графическую модель действия хронического облучения во всем диапазоне мощностей доз на все уровни организации живой природы ‒ организмы, популяции, сообщества, экосистемы и биосферу в целом.

В предложенной графической модели уровни воздействия автор распределил по зонам (рис. 2-3).

Первая зона ‒ «Зона неопределенности», это область с наименьшими мощностями доз воздействия ионизирующей радиации – ниже уровня среднего природного фона. В этой области основное воздействие может определять распад ⁴⁰К при мощности дозы 0,00004 Гр/год в морских микроорганизмах.

Г. Поликарпов предлагает принять дозу мощностью 0,00004 Гр/год за условный верхний предел «Зоны неопределенности». Автор считает, что в действительности такой вид границ между зонами может выглядеть в виде «полос», а не геометрических линий. Ширина межграничных «полос» между зонами в предложенной модели может быть предметом предстоящих исследований в радиоэкологии.

Вторая зона – «Зона радиационного благополучия» расположена в пределах естественного фона, который значительно варьирует в различных районах Земли.

Среднее значение мощности дозы природного фона составляет примерно 0,001 Гр/год.

Уровни дозового воздействия от природных источников ионизирующих излучений на население, проживающее в некоторых районах нашей планеты, намного больше ~ 0,0035 Гр/год. Так, на о. Икария в Эгейском море (Греция) песчаные пляжи и почвы, образовавшиеся в прибрежной зоне и содержащие ²³⁸U, ²²⁶Ra,²³²Th, ⁴⁰K, создают дозовое воздействие мощностью 0,0018 Гр/год, а донные отложения на границе с морской водой в сублиторальной зоне на том же острове намного больше, до 0,0049 Гр/год.

В «Зоне радиационного благополучия» выявлен ряд изменений у представителей биоты, это:

В диапазон дозовых воздействий в «Зоне радиационного благополучия» входят:

Третья Зона ‒ «Зона физиологической маскировки» охватывает один порядок величин мощностей доз при хроническом облучении. В пределах этой зоны радиационные эффекты маскируются во многих случаях природной вариабельностью различных физиологических биохимических показателей. В эту зону попадают повышенные величины мощностей доз естественного фона для микроорганизмов за счет радионуклидов в глубоководных осадках – 0,006 Гр/год и воздействия излучений ²¹⁰Ро – до 0,028 Зв/год на организмы морского фитопланктона. Донные отложения в сублиторальной зоне острова Икария формируют максимальную мощность дозы, равную 0,0096 Гр/год за счет излучений ЕРН ‒ ²³⁸U, ²²⁶Ra, ²³²Th ⁴⁰K. Около 100 тысяч человек, проживающих в штате Керала в Индии, подвергаются воздействию мощности дозы 0,013 Гр/год, этот уровень мощности дозы от ЕРН не вызывает изменения показателей здоровья по сравнению с контрольной группой.

В «Зоне физиологической маскировки» у животных начинают проявляются незначительные эффекты воздействия на функции, морфологию организмов либо частоту возникновения ряда заболеваний, например:

В соответствии с документом НКДАР ООН уровень облучения дозой 0,05 – 0,1 Гр/год достаточен для продуцирования эффектов, которые становятся регистрируемыми. Поэтому эта величина мощности дозы может быть принята в качестве границы между рассматриваемой «Зоной физиологической маскировки» и следующей за ней «Зоной экологической маскировки».

Четвертая зона ‒ «Зона экологической маскировки» ограничена мощностями доз от 0,05 до 4,0 Гр/год.

Такая мощность дозы наблюдается в местах аномалий природной радиоактивности в Морро-де-Ферро, Бразилия и некоторых других районах.

Повышенный техногенный радиационный фон, появившийся в ряде районов Америки, Европы и Азии, может быть также отнесен к «Зоне экологической маскировки». Основными примерами служат уровни облучения в районе Уиндскейла ^[52], реки Колумбии и зоны Чернобыльской АЭС. Значительный маскирующий эффект может обеспечиваться благодаря различному состоянию популяций, сезонных изменений и вариабельности экологических условий, а также результатом действия естественного отбора, который поддерживает экологическое равновесие в экосистемах и «предотвращает» изменения на экосистемном уровне.

Тем не менее, в этой зоне мощностей доз наблюдаются биологические эффекты:

Мощность дозы в 0,5 Гр/год, удваивающая естественную частоту лейкемии у людей, также входит в «Зону экологической маскировки».

В США приняты предельно допустимые мощности доз при хроническом облучении наземных животных и растений (наземных и водных) > 0,4 Гр/год и > 4 Гр/год. Различия между предельно допустимыми мощностями доз (ПДМД) для людей (0,001 Зв/год) и ПДМД для наземных животных (0,4 Гр/год) составляют примерно 400 раз, а для других представителей биоты (4 Гр/год) ~ 4000.

Экспериментально оцененная дозовая нагрузка на пресноводные экосистемы, испытывающие кроме радиационной тепловую и химическую нагрузки, рассчитанная А.И. Смагиным по уровню облучения рыб (наиболее радиочувствительного звена пресноводных экосистем), составляют 2-3 Гр/год. Такая мощность дозы формируется в водоемах – хранилищах ПО «Маяк», в основном, за счет инкорпорированных организмами рыб β – излучающих радионуклидов. Автор считает, что эти уровни дозового воздействия можно принять как субкритические для пресноводных экосистем [22, 23].

ПДМД для человека расположена в зоне «радиационного благополучия» и равна среднему природному фону (0,001 Гр/год), тогда как для всех других видов биоты биосферы ПДМД попадает в «Зону экологической маскировки».

Пятая зона ‒ «Зона поражения экосистем и зона летальности для всей биосферы» ‒ это зона дозовых воздействий, начинающихся от 4 Гр/год и выше. Зона летальности расположена в дальней области земной сферы ‒ радиационных поясах Ван Аллена, где пойманные магнитным полем нашей планеты солнечные протоны создают дозу 3650000 Гр/год, а электроны –1800000000 Гр/год, (более подробно см. Смагин, А.И. «Введение в радиационную безопасность»).

Мощность дозы 0,1 Гр/сутки (3,65 Гр/год, или округленная до целых величин – 4 Гр/год) продолжительного, хронического облучения (предложена C. Ауербахом) принята международным научным сообществом в качестве нижней границы экологического действия ионизирующей радиации. На нижней границе «Зоны поражения экосистем» (4 Гр/год) происходит угнетение функций и экологических процессов, падение плодовитости, наступает бесплодие, начинается деградация популяций животных, а также эффекты псевдостимуляции и перестройки сообщества перифитона (организмов, заселяющих субстраты в толще воды). В то же время, дозовое воздействие 4 Гр/год не влияет на выживаемость и морфологию у морской камбалы (Pleuronectes platessa).

Д. Вудхед приводит отношение полулетальной дозы при остром облучении к уровню дозового воздействия при протяженном, хроническом облучении (LD₅₀остр. / LD₅₀хронич.), это соотношение колеблется в пределах величин от 2 до 10. На основании этого соотношения и данных о летальных дозах при остром облучении Г.Г. Поликарпов рассчитал следующие ориентировочные значения летальных доз при хроническом облучении. В соответствии с принципом предосторожности (precaution principle), при расчетах наименьшие острые лeтальные дoзы были умножены на 2 (табл. 2-3).

Исходя из данных, приведенных в табл. 2-3, следует, что взрослые особи как радиочувствительных, так и большинство менее радиочувствительных животных (начиная с доз 14 Гр/год) находятся в «Зоне повреждения экосистем». В то же время, радиочувствительность развивающихся эмбрионов семги, форели и камбалы составляет (0,2–1,0 Гр), а развивающихся эмбрионов долгоносика, фруктовой мушки, осы и мыши (1,0–2,0 Гр), что соответствует скорее «Зоне экологической маскировки». Поэтому, следуя принципу предосторожности МАГАТЭ, можно обсуждать и решать вопрос об изменении нижней границы «Зоны экологической маскировки» на один порядок величин – с 4,0 до 0,4 Гр/год. По оценкам радиочувствительности эмбрионов разных групп водных и наземных животных наиболее радиочувствительными являются эмбрионы водных животных – семги, форели и камбалы (0,2–1,0 Гр).

Исходя из различной радиочувствительности эмбрионов, водных и наземных животных возникает необходимость более широкомасштабных радиобиологических исследований эмбрионального развития большого числа представителей разнообразных систематических групп животных и растений.

По мнению Г.Г. Поликарпова, представленная на рис 2.3 графическая концептуальная модель является первым этапом в становлении и разработке зональности экологического действия всех уровней мощности доз ионизирующих излучений.

Сравнивая антропоцентрический и экоцентрический подходы, основанные на различных принципах ‒ антропоцентрическом и экзоцентрическом соответственно, но использующих одинаковые ключевые понятия ‒ безопасность (или защита) каждого индивидуального человека и популяции людей, в первом случае, и каждую популяцию и вид биоты, во втором можно заключить, что критерии и нормы радиационной защиты человека (как биологического вида) соответствуют «Зоне радиационного благополучия» (см. рис. 2-3). Это означает, что человек считается защищенным при следующих условиях:

На основании анализа этих данных C.В. Казаков [40] пришел к следующему обоснованному заключению: «Следует признать, что регламентирование содержания радиоактивных веществ в водных объектах по уровню нормирования удельной активности радионуклидов в питьевой воде не гарантирует радиационного благополучия в экосистеме водного объекта в целом».

Например, коэффициент накопления ¹⁴С для пресноводных рыб равен 5 ∙ 10⁴ (UNSCEAR-1982) [40], это приводит к тому, что мощность дозы внутреннего облучения тюленей при питании рыбой может составлять 7,5 Зв/год. В то же время известно, что мощности доз на порядок меньшей величины, а именно, десятые доли Зв/год, не являются безопасными для млекопитающих [40].

Очевидно, что антропоцентрическая формула МКРЗ: «Если защищен человек, то окружающая среда защищена автоматически» [18] – не отвечает требованиям, предъявляемым к радиационной защите биосферы.

По мнению С.В. Казакова и И.И. Линге [34]: «Экологический подход к регламентированию воздействия ионизирующей радиации может привести к замене человека как наиболее радиочувствительного объекта, по которому строится вся существующая система нормирования доз воздействия ионизирующих излучений, на иной, более радиационно критический вид биоты. Это приведет к адаптации антропоцентрического подхода к «видоцентрическому».

Имеется очень четкий индикатор для распознавания антропоцентризма и экоцентризма в радиационной защите биосферы: антропоцентристы говорят о «человеке И биоте», тогда как экоцентристы говорят об «экосистемах, ВКЛЮЧАЯ человека».

Научная логика не легко воспринимается «технократами» (термин, который часто применял директор Океанографического музея в Монако Ж.И. Кусто в его борьбе за чистоту гидросферы). Например, в 2001 г. на конференции по радиационной защите в Бельгии ответ главного инженера по ядерной энергетике крупной атомной державы на вопрос о его предпочтении между антропоцентрическим и эгоцентрическим принципами в радиационной защите : «Никаких сомнений, я – человек, и поэтому я предпочитаю антропоцентрический».

Современные технократы не осознают себя обитателями экосистемы, обязанными следовать экологическим законам биосферы.

В настоящее время в сознании большинства людей не сформировалось понимание, что человек часть природы и в случае игнорирования законов природы - игнорированием экологической этики, будущие поколения человечества окажутся под нарастающей угрозой экологического наказания вплоть до исчезновения вида Человек разумный (H. Sapiens).

Нижний блок на рис. 2-3 отражает единую и неделимую систему «Экосистемы, включая примитивного H. Sapiens». Следующий над ним блок показывает весьма критическую современную ситуацию в связи с попытками современного человечества избежать «правил игры в биосфере» и, как писал О. Кинне [39]: «заменить правила сосуществования правилами доминирования».

Развитие современного сценария будущего демонстрирует вероятные последствия ухода H. sapiens из-под влияния биосферы в обозримом будущем – исчезновение человека как вида с лица Земли, если современное и будущее человечество не станет достаточно мудрым, чтобы «восстановить стыкуемость между метаболическими процессами природы и таковыми населения людей» [39]. Современный человек разумный, имеет шанс изучить и следовать законам биосферы, принципам и правилам экоэтики и этики окружающей среды, предложенным В. И. Вернадским, Н.В. Тимофеевым-Ресовским, О. Kinne и др.

Международный союз радиоэкологов поддерживает переход от антропоцентрического к глобальному экоцентрическому подходу, целью которого служит сохранение целостности экосистем. «Этот принцип может быть обобщен как «здоровье человека нуждается в здоровой окружающей среде».

В настоящее время существуют значительные пробелы между конечной целью защиты особей, популяций и экосистем, подвергшихся действию хронических и малых доз смешанных загрязнений, и возможным практическим подходом для ее достижения.

Казаков С.В. и Линге И.И [34] считают, что «Экологический подход к регламентированию воздействия ионизирующей радиации может привести к замене человека как наиболее радиочувствительного объекта, по которому строится вся существующая система регламентирования, на иной, более радиационно критический вид. В современной теории защиты от радиационного излучения может произойти «сравнительно простая адаптация антропоцентрического подхода к видоцентрическому» и «выработка синтетической позиции, обеспечивающей одновременно охрану здоровья и человека, и всех других организмов». Успех в радиационной защите может быть достигнут только при целенаправленном поиске наиболее радиочувствительных видов живых организмов в различных экосистемах во всех составных частях биосферы Земли [41].

По мнению Рудольфа Михайловича Алексахина дополнение антропоцентрической концепции экоцентрической или тем более замена первой на вторую едва ли окажутся продуктивными. Усилия радиоэкологов, решающих проблемы охраны окружающей среды от воздействия ионизирующей радиации, и медиков, занимающихся вопросами радиационной защиты человека, должны быть направлены на выработку синтетической позиции, обеспечивающей одновременно охрану здоровья и человека, и других живых организмов [41].

Как было показано в предыдущих разделах, опасность радиоактивного излучения определяется дозой облучения, которую получают живые организмы и в первую очередь человек. Доза в свою очередь зависит от типа ионизирующего облучения, его физических показателей и продолжительности воздействия. Физические параметры ионизирующих излучений определяют их способность распространяться в воздухе и проникать в вещество. В зависимости от типа излучения различаются и средства защиты от излучения, поскольку каждая из частиц либо квант характеризуются определенными физическими свойствами, а следовательно, проникающей и ионизационной способностью (подробнее см. раздел 1.1 и табл. 1-1).

α-частицы, имеющие максимальный повреждающий эффект, имеют самый маленький пробег в воздухе и способны пролететь только несколько миллиметров. α- излучение может быть задержано листом папиросной бумаги, одеждой или эпидермисом кожи.

β-частицы могут преодолеть в воздухе несколько метров, а в мягкие ткани проникают на глубину от нескольких миллиметров до сантиметров. Препятствием для бета-лучей может стать одежда, стекло толщиной в 2 ‒ 3 мм либо лист металлической фольги, например, алюминия или свинца толщиной 1 мм.

γ-излучение имеет высокую проникающую способность. А пробег в воздухе γ – квантов может составлять от нескольких метров и до десятков и даже сотен метров в зависимости от мощности источника. Защититься от γ - излучения можно с помощью свинцовой или стальной пластины толщиной в несколько см.

При прохождении через вещество энергия ионизирующих излучений снижается. Достаточной защитой от всех видов излучений и в первую очередь γ-излучения является свинец, бетон, слой воды [5, 2]. Способы защиты от ионизирующей радиации человека и биоты:

Из представленной информации следует, что при воздушном ядерном взрыве мощностью 1 кт, продолжительность которого составляет несколько секунд, суммарная доза γ- и нейтронного излучения на расстоянии 300 м составит 500 000 Р (5 000 Гр), на расстоянии 1 км около 1000 Р (10 Гр), а 2 км 15 Р (0,15 Гр) что сопоставимо с безопасным уровнем разового γ-облучения человека [42].

Защитные экраны. Как отмечалось ранее (см. рис. 1-5), различные виды излучения значительно отличаются по поражающему действию.

Механические преграды являются хорошим барьером для ионизирующих излучений. Поскольку излучения обладают различной проникающей способностью, а определить, с каким видом ионизирующей радиации мы имеем дело не всегда возможно, рациональнее использовать универсальные барьеры, такие как кирпичная или бетонная стена не менее 40 см толщиной, стальная или свинцовая перегородка от 8-13 см, слой грунта от 90 см, слой воды больше 1 м. От нейтронного излучения максимальный уровень защиты обеспечивают материалы, в состав которых входит водород ‒ например, вода, парафин, полиэтилен, полипропилен. На рис. 3-2 приведена толщина различных материалов, обеспечивающая снижения уровня дозового воздействия более, чем в 1000 раз.

Необходимо учитывать, что перечисленные барьеры не полностью защищают от γ-лучей, а лишь ослабляют излучение. При увеличении толщины слоя можно снизить уровень облучения до нормы. Одним из лучших экранов от γ-излучения является вода.

Впервые наиболее широко различные защитные барьеры от воздействия Х-лучей начали использовать рентгенологи в начале XX века: освинцованные фартуки и перчатки, свинцовые пластины, освинцованные стекла. В радиологических и радиохимических лабораториях и на радиационно-опасных производствах широко используются домики из свинцовых кирпичей и свинцовые колодцы различных конфигураций и конструкций (рис. 3-3).

Разработаны и многочисленные индивидуальные средства защиты от радиоактивного излучения. Для защиты дыхательного пути от воздушного поступления радиоактивных частиц используют различные типы респираторов, противогазов и защитных масок рис. 3-4.

Самый простой и наиболее широко применяемый на практике респиратор «Лепесток» (рис. 3-5).

Для защиты от радиоактивной пыли и частично потоков нейтронов применяют накидки, плащи и фартуки из полиэтилена. На рис. 3-6 и 3-7 показаны современные защитные костюмы для работы в условиях повышенного радиационного фона.

Проблема измерения дозы радиоактивного излучения возникла сразу после открытия явления в конце XIX века. Первым простейшим прибором, способным оценивать наличие либо отсутствие ионизирующего излучения, является электроскоп. Этот прибор использовали при проведении экспериментов Пьер и Мария Кюри в конце XIX и начале XX века. Позже был разработан счетчик Гейгера-Мюллера (подробнее см. раздел 2.2)

Для измерения уровня радиоактивного излучения применяют измерительные приборы, называемые дозиметрами. В зависимости от конструкции и типа дозиметра он может измерять как несколько видов излучения, так и один из видов α-, β-, γ-, рентгеновское или нейтронное излучения.

Дозиметры, способные измерять несколько видов радиации, имеют более сложное устройство, достаточно большую стоимость и в основном относятся к профессиональным средствам измерения.

Для бытовых целей, как правило, применяются дозиметры, измеряющие один или два вида радиации: γ-, -β-излучения. У бытовых дозиметров меньше диапазон измеряемых величин и большая погрешность измерения, бытовые дозиметры, как правило, имеют меньшую точность.

Дозиметры могут применяться для измерения уровня радиации или выполнять роль предупреждающих индикаторов радиоактивной опасности. По своему функциональному назначению дозиметры можно разделить на основные группы.

Индикаторы или сигнализаторы ‒ простые приборы с невысокой чувствительностью и малой точностью, не имеющие цифрового табло, а только подающие световой или звуковой сигнал при радиационной опасности.

Измерительные приборы ‒ устройства, используемые для измерения радиационного уровня радиоактивного фона, имеющие цифровой или аналоговый индикатор, отображающий уровень радиации. Уровень радиации может отображаться в различных единицах, обычно это мкЗв/час.

Поисковые приборы ‒ это высокочувствительные измерительные приборы с дополнительными, обычно выносными (наружными), датчиками (детекторами), применяются для поиска незначительных изменений радиационного фона. Обычно используются для досмотра пограничными службами и другими спецслужбами.

Работа любого дозиметра базируется на одних и тех же принципах. Базовым элементом всех дозиметров является датчик ионизирующего излучения.

В зависимости от принципа работы датчики радиации делятся на:

Ионизационные камеры ‒ это датчики, конструкция которых состоит из различных по исполнению газонаполненных камер. Принцип работы основан на регистрации электрических возмущений, возникающих в газоразрядной камере при прохождении сквозь нее различных заряженных частиц. Применяются в основном для регистрации β- и γ- излучений. Газоразрядные датчики имеют простую конструкцию и небольшую стоимость. Приборы такого типа плохо подходят для регистрации α- излучений.

Наиболее распространенной конструкцией газоразрядного датчика, является счетчик Гейгера-Мюллера, который применяется в большинстве бытовых и профессиональных дозиметрах.

Сцинтилляционные кристаллы ‒ это кристаллы неорганического или органического происхождения. Принцип работы основан на регистрации фотонов, которые генерируются в кристалле, если сквозь него проходят заряженные частицы (электроны, протоны, нейтроны, α- частицы). Могут применяться для регистрации всех видов радиации. Применяются в основном в поисковых приборах, так как обладают высокой чувствительностью и точностью. Имеют достаточно большие размеры и высокую стоимость.

Твердотельные полупроводниковые детекторы ‒ состоят из кристаллов и полупроводникового материала. Принцип работы основан на изменении электрической проводимости материала при прохождении сквозь него заряженных частиц (электроны, протоны, нейтроны). Могут применяться для регистрации всех видов радиации. Обладают небольшой точностью, но при этом имеют маленькие размеры и низкую стоимость.

Все виды радиации опасны, но в бытовой сфере и окружающей нас среде можно столкнуться с действием основных трех видов радиации - это β-, γ- и α- излучение. Наибольшую опасность представляет альфа излучение, так как оно наносит живой ткани наибольший урон. Но зарегистрировать альфа излучение сложнее всего, потому что для его измерения дозиметр должен быть поднесен вплотную к источнику излучения, так как альфа излучение распространяется в пространстве на небольшие расстояния в пределах 2-3 см. Дозиметры, способные зарегистрировать альфа излучение, должны иметь отдельный датчик в дополнении к датчику ГейгераМюллера. Обычно это специальное окошечко в дозиметре, которое имеет сдвигаемую защитную крышку.

Для измерения ионизирующих излучений в быту лучше приобрести дозиметр, способный измерять три вида радиоактивного излучения β, γ и α.

Диапазон измеряемых величин – это максимальное и минимальное значение уровня дозы радиации, которое способен зарегистрировать прибор. Стоит обратить внимание на нижний порог измерений, он не должен быть выше, чем 0,05 мкЗв/ч. Максимально измеряемый уровень радиации у всех дозиметров достаточно высок.

Важное значение имеет поверка прибора – это отметка в паспорте дозиметра, что он проверен на заводе изготовителе и соответствует заявленным в паспорте техническим характеристикам и производит измерения с заданной точностью. Допускается отметка ОТК (отдел технического контроля) о приемке изделия. Такая отметка обязательно должна быть в паспорте изделия. В настоящее время промышленность нашей страны выпускает огромное количество дозиметрических приборов как профессиональных, так и бытовых. Выпуск качественных дозиметрических приборов налажен на Украине и в республике Белоруссия. Современные дозиметры – радиометры представлены на рис. 3-8.

Намного большими возможностями при измерении радиационных полей и материалов обладают измерительные комплексы радиоактивного излучения дозиметры–радиометры МКС – АТ 1117М, в комплект которых входит множество различных датчиков и измерительная камера рис 3-9.

Для лабораторных исследований в различных сферах промышленности используют измерительные комплексы МГБ – 01 (рис. 3-10), ПРОГРЕССБГ+АР - Гамма-бета спектрометр с альфа-радиометром рис 3-11 и др.

Высокочувствительные измерительные комплексы оснащены свинцовыми камерами (колодцами), в которых производится измерение исследуемых образцов. Свинцовые колодцы обеспечивают изоляцию датчика и измеряемого образца от воздействия внешнего радиационного фона. Для охлаждения измерительного кристалла используют жидкий азот (t −195,75 °C) который по системе подачи поступает в свинцовый колодец из сосуда Дьюара (рис. 3-12).

Считается, что лучшие в мире измерительные приборы для исследований делящихся материалов выпускает фирма «CANBERRA» (США).

В настоящее время в России действуют Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 [19], разработанные с учетом Рекомендаций МКРЗ и требований Норм МАГАТЭ.

Нормы устанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральным законом от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» [43], а не являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона «О радиационной безопасности населения».

Нормы НРБ-99/2009 разработаны на основе фундаментальных принципов системы радиационной защиты (принцип нормирования, принцип обоснования и принцип оптимизации), которые впервые были сформулированы в Рекомендациях Международной Комиссии по радиологической защите (МКРЗ) в 1990 году в Публикации 60 [18]. Эти принципы были положены в основу НРБ-99 и сохраняются в НРБ-99/2009.

Принцип обоснования должен применяться на стадии проектирования новых источников излучения и радиационных объектов и выдаче лицензий на использование источников излучения. Суть этого принципа сводится к тому, что никакая практическая деятельность, связанная с облучением, не должна осуществляться, если польза от данного вида деятельности для облученных лиц или общества в целом не превышает ущерба от вызванного этой деятельностью облучения.

Формально проверка данного принципа производится путем сравнения пользы и вреда:

X – (Y1 + Y2) ≥ 0, (3.1)

где X – польза от применения источника излучения или условий облучения за вычетом всех затрат на радиационную защиту, а именно Y1 – остаточного ущерба и Y2 – ущерба, наносимого здоровью людей и окружающей среде от облучения, не устраненного защитными мерами и выраженного в сопоставимых единицах.

Разница между пользой (X) и суммой вреда (Y1 + Y2) в соответствии с принципом обоснования должна быть больше нуля.

В случае, когда невозможно достичь превышения пользы над вредом, принимается решение о неприемлемости использования данного вида источника излучения. При наличии альтернативных способов достижения пользы (X) разница X – (Y1 + Y2) должна быть максимальной.

Процедура оптимизации. Нормы предусматривают, что хозяйственная и бытовая деятельность человека должна быть организована таким образом, чтобы значения индивидуальных доз, число облученных лиц и затраты на защиту поддерживались на разумных и достижимых уровнях с учетом экономических и социальных факторов.

Принцип нормирования, который применяется в ситуации планируемого облучения при нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений, реализуется путем установления предела дозы дополнительного облучения. Следует иметь в виду, что при эффективном использовании принципов обоснования и оптимизации ограничение дозы на уровне предела дозы применяется в редких случаях.

Обоснование пределов дозы для персонала и населения, предложенное МКРЗ в Публикациях 60 и 103 [17, 18], основано на понятии социальноприемлемого риска и гипотезе о линейной связи последствий облучения в малых дозах с величиной дозы. Смертность, связанная с производственной деятельностью, по данным Международной организации труда, находится в диапазоне (7,2-7,5) • 10^-4, то есть имеет величину, близкую к 0,001, которая принята в качестве верхней границы риска для персонала.

Величина приемлемого риска для населения принята равной 5 •10^-5. Пределы дозы 20 мЗв/год для персонала и 1 мЗв/год для населения, установленные МКРЗ, являются результатом экспертной оценки возможных рисков от облучения в течение всей трудовой деятельности для персонала и от облучения на протяжении всей жизни для населения в целом.

Предел дозы не является границей между «безопасно» и «опасно», поскольку, во-первых, значения риска рассчитаны из предположения о существовании линейной связи последствий облучения с дозой, во-вторых, в соответствии с этой гипотезой по обе стороны предела дозы есть меньшая или большая вероятность последствий облучения.

В условиях аварийного облучения и при медицинском облучении пациентов принцип нормирования не применяется.

Польза и вред излучения выражаются различными величинами, поэтому при использовании процедуры оптимизации возникает проблема сведения этих величин к одной, например, к доходам и расходам, выраженным в денежном эквиваленте.

Согласно п. 2.2 НРБ-99/2009 облучение некоторой части населения с дозой 1 чел-Зв приводит к потенциальному коллективному ущербу для этой группы в виде потери примерно 1 чел.- года жизни за счет возникновения стохастических эффектов. Указанное соотношение получено из расчета, что при облучении группы лиц ожидаемый ущерб составляет 0,057 случая на 1 чел-Зв. В среднем возникновение такого эффекта (рака или наследственных заболеваний) приводит к потере примерно 15 лет полноценной жизни облученного или его потомка. Таким образом, коллективный ущерб от облучения равен 0,057 ∙15 = 0,855 человека-года на 1 чел-Зв (округленно 1 чел-год на 1 чел-Зв).

Для практической реализации принципа оптимизации потеря одного человеко-года жизни приравнивается в простейшем случае к величине годового душевого национального дохода. Однако, опыт применения принципа оптимизации показал необходимость учета не только экономических аспектов, но и социальных. Предполагается, что технология применения принципа оптимизации будет изложена в специальных методических указаниях.

Оценка Риска в НРБ-99/2009. Практически, любое воздействие ионизирующих излучений связано с некоторой степенью риска. Основываясь на результатах эпидемиологических наблюдений лиц, переживших атомную бомбардировку в Японии, а также других эпидемиологических данных, МКРЗ в публикации 103 [17] предложила новые числовые значения номинальных коэффициентов ущерба, которые несколько ниже значений, данных в НРБ-99.

Следует различать понятия риск и ущерб.

Величина риска характеризует вероятность возникновения каких-либо последствий облучения (заболеваемость, смертность, наследственные эффекты).

Величина ущерба является оценкой совокупного вреда, наносимого здоровью, и учитывает риск возникновения злокачественных новообразований, их летальность и среднее число потерянных вследствие таких заболеваний лет жизни, а также риск возникновения наследственных эффектов.

Номинальные (стандартные) коэффициенты ущерба не могут использоваться в качестве меры индивидуального риска или для прогноза отдаленных последствий при планировании в области здравоохранения, однако при проведении оптимизационных расчетов на их основе может быть дана консервативная оценка предотвращаемого или предотвращенного ущерба. В отличие от номинальных коэффициентов ущерба, которые используются при обосновании радиационной защиты от планируемого облучения, в НРБ-99/2009 приведены также граничные значения обобщенного риска, которые используются при обосновании радиационной защиты от источников потенциального облучения. Радиационная безопасность для источников потенциального облучения обеспечивается путем использования технических решений, способствующих снижению вероятности аварий и инцидентов, которые могут привести к облучению в дозах, характеризующих развитие радиационной ситуации по одному из возможных сценариев. Произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности неблагоприятных последствий облучения называется обобщенным риском, который для персонала не должен превышать величину 2 ∙ 10^–4 год^–1, а для населения – 1 ∙ 10^–5 год^–1.

Система обеспечения радиационной безопасности персонала и населения при использовании техногенных источников ионизирующего излучения основана на введении обязательных пределов доз, гарантирующих отсутствие не стохастических – детерминированных пороговых эффектов облучения (подробнее см. стр. 51). В этой группе эффектов облучения различают ближайшие и отдаленные последствия. К ближайшим последствиям относятся:

Не стохастические эффекты воздействия ионизирующей радиации имеют порог дозы, составляющий 0,5 Гр. С увеличением дозы увеличивается как частота проявления эффекта, так и его выраженность, причем он обнаруживается у всех облученных.

Нормативы обеспечивают и приемлемый уровень риска появления стохастических эффектов, не имеющих порога воздействия ионизирующей радиации. Эти эффекты могут проявляться при самой малой дозе облучения. С увеличением дозы частота проявлений стохастических эффектов увеличивается, но не достигает 100%. Выраженность эффекта от дозы не зависит.

Наиболее значимые стохастические эффекты действия ионизирующего излучения:

В случае воздействия малых доз отдаленные последствия, в частности канцерогенез, становятся главным фактором, определяющим радиационную опасность. Количественная оценка этого фактора лежит в основе характеристики радиационно-экологического благополучия, гигиенического нормирования и выработки критериев для проведения защитных мероприятий.

Согласно НРБ -99 величина канцерогенного риска составляет 1 случай на 20 чел. Зв, то есть, при облучении 20 человек в дозе по 1 Зв возникновение смертельного рака возможно в 1 случае.

В соответствии с линейно-беспороговой концепции облучения количество радиационно-обусловленных злокачественных новообразований в популяции пропорционально коллективной эффективной дозе, поглощенной в этой популяции. Отсюда следует что, выход опухолей одинаков, если 20 человек облучить в дозе 1 Зв или 2 тыс. человек – в дозе 0,01 Зв.

Не летальные повреждения генетического аппарата в зародышевых клетках проявляются возникновением аномалий у потомства. Частота возникновения генетических дефектов (аномалии развития, нарушение жизнеспособности и гибель плода, наследственные аномалии) в первых двух поколениях после облучения одного из родителей составляет 1 случай на 80 чел. 3в.

Таким образом, ущерб, вызванный в человеческой популяции радиационным фактором, определяется как дозой облучения, так и числом облучаемых людей.

В качестве приемлемого уровня риска смерти в результате техногенного облучения в условиях нормальной эксплуатации радиационных объектов для целей нормирования в соответствии с общепризнанными международными подходами приняты численные значения индивидуального пожизненного риска, равные 10^–3 для персонала группы А и 5·10^–5 для населения (группа Б), что соответствует годовым эффективным дозам 20 и 1 мЗв в год, соответственно. С учетом того, что радиационное воздействие определяется накопленной за жизнь дозой, допускается в отдельные годы превышение этих значений в 2,5 раза для персонала и в 5 раз для населения при условии, что средняя за любые последовательные 5 лет годовая эффективная доза не превысит установленных значений (20 мЗв и 1 мЗв). При этом гарантированно соблюдаются дополнительно установленные ограничения на эффективную дозу техногенного облучения персонала группы А за период трудовой деятельности (1000 мЗв), а эффективную дозу техногенного облучения населения за жизнь (70 мЗв).

Нормы предусматривают планируемое повышенное облучение (П 3.2.1) только «при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий», а не для «ликвидации или предотвращении аварии». Планируемое повышенное облучение персонала не допускается при проведении ремонтных работ в контролируемых условиях.

Планируемому повышенному облучению допускается для мужчин как правило, старше 30 лет. Нормы учитывают, что в аварийных формированиях, требующих серьезной физической подготовки сотрудников, на практике отсутствуют лица старше 30 лет.

Облучение природными источниками излучения. Персонал часто подвергается и облучению от естественных источников ионизирующей радиации. Допустимая доза производственного облучения работников природными источниками излучения составляет 5 мЗв/год. Этот норматив распространяется только на организации, осуществляющие работы в подземных условиях (на урановые рудники, шахты, подземные производства), добывающих и перерабатывающих минеральное и органическое сырье и подземные воды, использующих минеральное сырье и материалы с АЭФФ ^[53] более 740 Бк/кг или продукцию на их основе, а также в результате деятельности которых образуются производственные отходы с АЭФФ более 1500 Бк/кг. АЭФФ определяется в строительных материалах органических удобрениях, торфе и др. Рассчитывается с учетом биологического воздействия природных материалов на организм человека и вычисляемая по формуле

А_ЭФФ = А_Ra + 1,31A_Тh + 0,085A_K (3.2)

где А_Ra, 1,31A_Тh, 0,085A_K – удельные активности радия, тория, калия соответственно, Бк/кг.

Для всех остальных организаций устанавливаются не дозовый критерий ограничения облучения работников, а требования к мощности дозы и среднегодовой эквивалентной равновесной объемной активности изотопа радона (ЭРОА) в воздухе помещений производственных зданий.

Когда работы производятся в помещениях со среднемировыми значениями мощности дозы гамма-излучения и ЭРОА изотопов радона в течение 2000 ч/год, то годовая эффективная доза производственного облучения составит 0,4 – 0,5 мЗв/год. Если значительную часть времени работы производятся на открытых площадках, то годовая доза будет существенно меньшей. При соответствии производственных зданий установленным требованиям по мощности дозы гамма-излучения и ЭРОА изотопов радона максимальные дозы облучения работников в них могут составить до 3,6 мЗв/год в новых зданиях и до 6,0 мЗв/год – в эксплуатируемых зданиях.

По данным доклада НКДАР ООН за 2000 год дозы повышенного производственного облучения природными источниками излучения и количество облучаемых лиц в несколько раз выше соответствующих значений для профессионального облучения при работах с техногенными источниками излучения. Такое соотношение доз обусловлено тем, что уровни профессионального облучения контролируются и снижаются в течение десятков лет, тогда как повышенное производственное облучение природными источниками излучения практически не контролировалось и не снижалось. Введение требований НРБ-99/2009, а в последующем также ОСПОРБ-99/2010 и СанПиН 2.6.1.2800-10 [44] по контролю и снижению уровней повышенного производственного облучения природными источниками излучения позволит заметно снизить дозы облучения от ЕРН.

При применении на практике требований п. 4.1 (НРБ-99/2009) следует учитывать два принципиальных момента:

В п. 4.2 НРБ-99/2009 допустимые значения радиационных факторов при их монофакторном воздействии установлены для стандартных условий по длительности рабочего времени и средней скорости дыхания, которые на практике встречаются редко. Поэтому в тех случаях, когда условия облучения работников (длительность, скорость дыхания, сдвиг равновесия между радионуклидами уранового и ториевого рядов в производственной пыли) существенно отличаются от значений, приведенных в п. 4.2 НРБ-99/2009, дозы облучения работников необходимо рассчитывать в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99/2010 и СанПиН 2.6.1.2800-10 [44].

В соответствии с п. 1.4 НРБ-99/2009 космическое излучение вблизи поверхности Земли и ⁴⁰К, ответственный за дозу внутреннего облучения при его поступлении в организм человека с водой и пищей, относятся к нерегулируемым источникам излучения, поскольку на значение дозы облучения населения за счет этих двух источников практически невозможно влиять. Требования Норм и Правил на эти ионизирующие излучения не распространяются. Практически также не поддается регулированию доза внутреннего облучения населения за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов в атмосферном воздухе. Остальные природные источники излучения рассматриваются как регулируемые и для снижения доз облучения населения за счет них вводятся различные ограничения в форме нормативов, уровней вмешательства, гигиенических критериев и т.д.

Контроль за радиационной безопасностью является одним из основных элементов всей системы радиационной безопасности (рис. 3-13). Он позволяет применять на практике основные принципы радиационной безопасности.

Правовые, нормативные, практические и другие аспекты обеспечения радиационной безопасности в России нашли отражение в целом ряде документов различного уровня, это и Федеральные Законы, и различные отраслевые методики. В разделе 7 НРБ-99/2009:

Нормативы НРБ-99/2009 не регламентируют допустимое содержание радионуклидов в организме человека, это обусловлено введением концепции эффективной дозы. В определение эффективной дозы (эквивалентной дозы в органе) в качестве показателя, отражающего внутреннее облучение, введена ожидаемая эффективная (эквивалентная) доза. Ее значение определяется поступлением в организм радионуклидов за текущий год. Таким образом, исходной информацией для расчета годовой эффективной дозы является значение годового поступления (а не содержания в организме или отдельных его органах) радионуклидов. Исходя из этого, схема оценки годовой эффективной дозы внутреннего облучения должна строиться на основе определения поступления радионуклидов в организм. Для решения этой задачи данные об индивидуальном содержании радионуклидов в организме, полученные с помощью счетчиков излучения человека (СИЧ), являются предпочтительными, но лишь в ряду других данных, таких, например, как данные измерений концентраций радионуклидов в воздухе или продуктах питания в совокупности с данными о характере поведения людей и количестве потребляемых ими продуктов. Для определения значения эффективной дозы необходимо на основании данных об индивидуальном содержании радионуклидов в организме с привлечением других показателей оценить поступление радионуклидов в организм, а затем, используя дозовые коэффициенты, рассчитать значение эффективной дозы.

Нормируемые величины – эффективная доза и эквивалентная доза в органе – не являются измеряемыми величинами. Их значения на практике необходимо оценивать на основе, измеряемых значений показателей радиоактивности, таких, например, как мощность дозы γ-излучения или плотность потока β-частиц. Связь между различными величинами, использующимися в радиационной безопасности, схематически показана на рис. 3-14.

Такие физические величины как керма, поглощенная доза, флюенс частиц воспроизводятся с помощью соответствующих эталонов и на практике являются измеримыми. Операционные величины, такие как амбиентный эквивалент дозы ^[54] (используется для характеристики излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома) и индивидуальный эквивалент дозы, также являясь измеримыми и представляют собой консервативную оценку нормируемых величин, измерение которых не представляется возможным. Поэтому оценка дозы для целей сравнения с установленными дозовыми пределами или контрольными уровнями, выполненная на основе операционных величин, будет приводить к консервативной оценке реальных доз облучения людей. Если значение операционной величины меньше предела дозы или установленного контрольного уровня, то дальнейшие измерения не требуются. В противном случае необходимы дополнительные измерения и/или дополнительные характеристики поля излучения и поведении человека в этом поле, для того чтобы на основании измерений или расчетов оценить более точное значение контролируемого параметра и вновь сравнить его с пределом дозы (контрольным уровнем).

Измерения или расчеты, выполняемые для целей оптимизации или оценки в случаях повышенного облучения, также предполагают измерение реальных доз облучения, а не их консервативных значений.

Контрольные уровни. Процедура установления контрольного уровня должна быть основана на двух принципах:

Установление контрольного уровня имеет целью закрепление на практике достигнутых положительных тенденций в уменьшении уровней облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды, улучшении условий труда при работе с источниками ионизирующего излучения. Численные значения контрольных уровней устанавливаются администрацией предприятия по согласованию с органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно - эпидемиологический надзор. Систематическое превышение значений контрольных уровней свидетельствует о неудовлетворительном качестве проведения работ с источниками ионизирующего излучения.

Радиационный контроль организаций и территорий предусматривает проведение контроля и учета индивидуальных доз облучения персонала группы А и Б, населения при использовании источников ионизирующего излучения в медицинских целях, а также доз, обусловленных естественным радиационным и техногенно-измененным радиационным фоном. Постановлением Правительства РФ от 16.06.1997 № 718 «О порядке создания единой государственной системы контроля и учета доз облучения граждан», во исполнение статьи 18 Федерального закона «О радиационной безопасности населения» № 3-ФЗ от 09.01.1996 в России создана и функционирует Единая государственная система контроля и учета доз облучения населения Российской Федерации (ЕСКИД).

Оценка радиационной безопасности включает характеристику радиоактивного загрязнения окружающей среды – почвы, воздуха, подземных и поверхностных вод и других объектов окружающей среды, а также питьевой воды и пищевых продуктов; анализ системы радиационной безопасности на конкретном радиационном объекте основывается, прежде всего, на оценке эффективности мероприятий по обеспечению радиационной безопасности.

В соответствии с НРБ 99/2009 на каждом радиационном объекте должно быть разработано Положение о службе радиационной безопасности, которое утверждается его руководителем и согласовывается с органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор; программа радиационного контроля, представляющая собой пакет документов по организации системы контроля – видов, объема, порядка контроля, перечня технических средств, структуры и штатов службы радиационной безопасности, должностные инструкции и др. с учетом особенностей и условий выполняемых работ;

В соответствии с требованиями НРБ 96/2099 должна проводиться оценка средней годовой эффективной и коллективной дозы облучения населения и число облучаемых лиц отдельно за счет природного и техногенно- измененного радиационного фона, техногенного, аварийного и медицинского облучения. Должна быть рассчитана средняя годовая эффективная и коллективная дозы облучения населения и число облучаемых лиц за счет всех источников ионизирующего излучения. Снижение доз от каждого источника излучения должно достигаться за счет уменьшения облучения критических групп населения для данного источника излучения.