Особенности миграции радионуклидов и прогнозирование радиоактивного загрязнения местности 3 страница

Орган или ткань Калнй-40 Рубндий-87 Ср.УА1, Бк/кг гэд\ мЗв Ср.УА, Бк/кг ГЭД, мЗв Организм в целом   0,183 8,5 0,006' Гонады   0,18   0,01 Легкие   0,18 8,1 0,0045 Красный костный мозг   0,27 7,0 0,007 Щитовидная железа   0,1 5,3 0,003

Таблица 1.11 Средняя удельная активность калия-40 и рубидия-87 в тканях взрослого мужчины и создаваемые годовые эквивалентные дозы_____

1.3.3. Антропогенные источники ионизирующих излучений

Радионуклиды Объемная или удельная активность 3Н (тритий) 200-900 Бк/м3 (гидросфера) 7Ве (бериллий) -------------- 3--------- 5—---------------- —^—------------------------------------------------ 3x10 Бк/м (воздух) 14С (углерод) 227 Бк/кг (биосфера) К (калии) 60 Бк/кг (биосфера) 87Кв (рубидий) 629 Бк/кг (гидросфера) 226Ка (радий) 0,1-2,7 Бк/кг (гидросфера) 3,7—48 Бк/кг (почва) '22Кп (радон) 0,1-10 Бк/м3 (в воздухе вне здания) 5-25 Бк/м3 (в воздухе в здании) 23811 (уран) 1,2 мкБк/м3 (в вохдухе); 10-20 Бк/кг (почва) 0,24 мБк/кг (гидросфера) 232ТЬ (торий) 7-50 Бк/кг (почва)

Распределение активности некоторых радионуклидов в различных частях биосферы

Источник калия-40 Активность калия-40, Бк/кг Известняк ЗО^Ю Гранит 925-1200 Песчаники 300^100 Фосфатно-калийные удобрения   Азотно-фосфорно-калийные 1200-5900 удобрения   Почва 37-1100 Зерновые 18,5-159 Овощи свежие 40-174 Картофель   Орехи   Клюква   Грибы   Горох   Молоко 30^5 Говядина 60-90

Таблица 1.10 Содержание калия-40 в окружающей среде

За счет хозяйственной и социальной деятельности люди дополнитель­но получают облучения от антропогенных источников. В одних случаях от­дельные категории населения, в других - значительная часть населения. В ряде случаев могут возникнуть чрезвычайные ситуации, вызванные выб­росом радиоактивных веществ. В Республике Беларусь более 1000 объек­тов, на которых применяются радиоактивные вещества в значительных ко­личествах (более 55 тысяч устройств и установок), которые приносят пользу людям. Назовем только некоторые источники:

- тепловые электростанции;

- склады минеральных (фосфорных) удобрений, имеющих повышен­ное содержание радионуклидов уранового и ториевого рядов;

- часы, компасы со светящимся циферблатом;

- телефонные диски, указатели входа-выхода;

- цветные телевизоры и дисплеи компьютеров;

- установки для снятия статического электричества;

- пожарные дымовые детекторы;

- краски, содержащие повышенное количество урана;

- рентгеновские установки для проверки пассажиров и их багажа в аэропортах;

- установки для контроля качества и структуры сплавов;

- установки для исследования смазочных материалов;

- установки для холодной стерилизации перевязочного материала и медицинского инструмента;

-

Область применении Вид источника тлучення Медицина и биология Ускорители заряженных частиц, рентгеновские и гамма-аппараты, гамма- и бета-источники Сельское хозяйство Мощные гамма-установки, чимические удобрения Пищевая промышленность Мощные гамма-установки, радиошотопные приборы (уровнемеры) Химическая и легкая промышленность Мощные гамма-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры, толщиномеры, приборы для снятия статических зарядов) Металлургия Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для гамма-дефектоскопии, радиоизотопные приборы (уровнемеры) Строительная индустрия Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для гамма-дефектоскопии Геология Нейтронные и гамма-источники, радиоизотопные приборы (уровнемеры) Научные исследования Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, мощные гамма-установки, нейтронные и бета-установки Ядерная энергетика Нейтронные источники

Область применения и вид используемых закрытых источников ионизирую-щего излучения в различных областях

рентгеновские аппараты и установки для диагностики заболеваний человека;

- радиоизотопные материалы для исследования в медицине;

- радиационная терапия для лечения онкологических заболеваний;

- установки для облучения автомобильных шин с целью увеличения срока их пробега и др.

Кроме того, на отдельных объектах содержится значительное количе­ство радиоактивных веществ, в том числе и в местах захоронения радиоактив­ных отходов, которые представляют опасность для большого числа людей в случае аварий и катастроф. Например, в Минской области таких объектов 2 - это Молодечненский центр стандартизации и метрологии, где суммарная активность источников цезия достигает 70 Ки, и Несвижский завод медпрепа-ратов, где суммарная активность источников кобальта равна 800 Ки. В Брест­ской области насчитывается 12 объектов, использующих в своей деятельнос­ти радиоактивные вещества, из них 9 сконцентрированы в городах Брест, Пинск, Барановичи; в Гродненской области - 8 объектов, их них 7 в Гродно и Лиде; в Гомельской области - 17 объектов, из них 14 - в Мозыре и Гомеле; в Витебской области - 12 объектов, из них 10 - в Витебске и Новополоцке, в Могилевской области -14 объектов, из них 11 - в Могилеве и Бобруйске.

Ниже приведены в таблице 1.12 некоторые искусственные источники ионизирующих излучений, используемые в различных отраслях.

Кратко остановимся только на некоторых источниках радиации.

Уголь, который сжигается на тепловых электростанциях (ТЭС) и в ко­тельных, содержит значительное количество таких радионуклидов, как ка­лий-40, уран-238, торий-232 и продукты их распада, активность которых со­ставляет от 7 до 52 Бк/кг. При сгорании угля радионуклиды выбрасываются в атмосферу в количестве, которое зависит от степени очистки фильтрами.

Источники, используемые в медицинских исследованиях и терапии, стали одним из основных способов антропогенного облучения человека. Вот некоторые примеры; рентгенография зуба - (0,03-3) мЗв, рентгеноскопия желудка - до 0,25 Зв, флюорография - (0,1-0,5) мзВ, рентгеноскопия груд­ной клетки - (0,1-1) мЗв. Это значительные дозы, полученные одноразово

Радиоизотопы используются для исследования различных процессов, протекающих в организме человека. Радиоизотопы излучают, что позволяет не только обнаружить их с помощью счетчика импульсов человека (СИЧ), но и определить характер распределения введенного изотопа. Приведем при­меры использования изотопов в медицине.

Оценка функции щитовидной железы выполняется с помощью радио­активного йода, который в незначительных количествах вводится в организм человека, но накапливается в щитовидной железе. По ряду характеристик Делается вывод о работе щитовидной железы.

Другие примеры использования радиоизотопов в медицине:

- натрий-24 - позволяет определять скорость кровотока и проницае­мости сосудов;

- калий-42 - индикатор биологических процессов;

- стронций-85 - используется в ампликаторах при лечении кожных и глазных болезней;

- технеций-99 - применяется для визуализации внутренних органов (изучение функционального состояния щитовидной железы, слюнных же­лез, сердца, крупных сосудов, скелета, опухолей головного мозга, для иссле­дования печени, почек и др.). Полученная при этом доза примерно равна дозе от рентгеновского излучения при рентгеновских исследованиях;

- кобальт-60 - применяется в терапии и как индикатор;

- цезий-137 - применяется в терапии;

- углерод-14 - медико-биологические исследования;

- индий-111, 113 - используется для диагностики путем сканирования печени (при диагностике гепатита и цирроза), полостей сердца, ангиогра­фии почек.

Поглощенная доза в облучаемом с целью терапии органе очень велика и, как правило, составляет 20-60 Гр за несколько сеансов. Индивидуальная доза на критический орган может составлять до нескольких Грей на одну процедуру В Республике Беларусь средняя индивидуальная доза облучения населения от радиоизотопной диагностики составляет около 5 мЗв/год.

Примечание. В Республике Беларусь имеется более 2000 рентгеновских ус­тановок для диагностики.

Наиболее опасными антропогенными источниками ионизирующих из­лучений являются атомные электростанции в случае аварий на них и воз­можные взрывы ядерных боеприпасов и радиологических боеприпасов.

На территории Республики Беларусь атомных электростанций (АЭС) и ядерного оружия нет, но названные источники расположены вблизи границ страны, и как показал опыт эксплуатации Чернобыльской АЭС, аварии на них или другие происшествия представляют большую радиационную угрозу для населения. Коротко познакомимся с этими источниками.

Атомная электростанция как источник радиационной опасности

Радиационная опасность на АЭС (при аварии на ней) определяется спецификой ее устройства, типом используемого топлива, его количества и особенностями эксплуатации.

Основным элементом АЭС является ядерный реактор. В нем в каче­стве горючего используется уран. Как известно, природный уран представ­ляет смесь урана-238 - 99,2%, урана-235 - 0.71% и уран-234 - 0.006%.

Известно, что при облучении ядра атома урана нейтронами может быть три вида взаимодействия в зависимости от энергии нейтрона, типа ядерного вещества и его массы:

- нейтрон поглощается ядром атома, и оно испускает гамма-квант;

- нейтрон проскакивает ядро без последствий;

- нейтрон вызывает распад ядра на два осколка с выбросом не­скольких нейтронов (обычно 2-3), гамма-квантов, излучений других видов с общей энергией примерно 200 МэВ.

Интерес представляет только третий случай, когда энергию распада можно использовать в ядерном реакторе. Ядра ²³⁸У могут делиться только нейтронами (быстрыми нейтронами) с энергией более 1,1 МэВ, а ядра ²³⁵11 могут делиться только тепловыми нейтронами. Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве ядерного горючего использовать ²³⁵1), так как технически получить тепловые нейтроны задача несложная. Одна­ко для обеспечения цепной реакции необходимо, чтобы масса ²³⁵У была достаточной. Для этого концентрацию ²³⁵11 в природном уране повышают обычно до 2%-6%, т.е. обогащают ²³⁸1).

Для нормальной работы реактора, с одной стороны, необходимо чтобы цепная ядерная реакция поддерживалась, а с другой необходимо исключить возможность ядерного взрыва. Чтобы исключить ядерный взрыв, необходи­мо чтобы после каждого цикла деления оставался только один нейтрон из 2-3, который продолжал бы процесс деления. Остальные нейтроны должны быть или поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов поглощает­ся ²³⁸1), превращаясь в ²³⁹Ри, а часть нейтронов может быть поглощена графи­том, бором или другим веществом. Следует заметить, что при делении ядер ²³⁵1) образуются нейтроны, энергия которых выше требуемой для поддержа­ния цепной реакции деления. Поэтому принимаются меры по замедлению нейтронов. Таким образом, в качестве ядерного топлива используют ²³⁵1).

В странах СНГ на АЭС используют ядерные реакторы двух типов: реактор большой мощности канальный (РБМК-1000) и водо-водяной энер­гетический реактор (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).

В реакторе канального типа вода внутри реактора нагревается до температуры, близкой к кипению, превращается в пар непосредственно в активной зоне, и далее пар следует на турбину, на валу которой находится электрический генератор. В водо-водяном реакторе имеется два контура. В первом контуре вода нагревается в активной зоне, но в пар не превраща­ется, так как находится под высоким давлением. Теплая вода поступает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура. После этого пар со второго контура подается на турбину, приводя ее в движение.

Каждый из названных типов реакторов имеет свои достоинства и свои недостатки. Водо-водяные реакторы более надежные, но дорогостоящие.

Рассмотрим подробней принцип работы реактора большой мощности канальный (РБМК), который установлен на ЧАЭС (рис. 1.19).

Урановые Каналы циркуляции воды под топливные давлением

Генератор

Рис. 1.19. Принцип действия реактора РМБК

Канальные реакторы не имеют трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, сложного и дорогостоящего парогенератора, позволяют произ­водить перегрузку топлива без остановки реактора и использовать менее обогащенное ядерное топливо, но менее надежны в эксплуатации. В част­ности, в канальных реакторах наблюдается положительная реактивность при нарушении циркуляции теплоносителя через активную зону. Это требует более высокой квалификации обслуживающего персонала и предосторож­ности при эксплуатации реактора.

В канальных реакторах значительное количество тепловой энергии кумулируется в графитовой кладке и в металлоконструкциях что замед ляет спад тепловой мощности реактора после срабатывания аварийной за­щиты. Наличие большого парового объема в контуре охлаждения существен­но замедляет темп падения давления теплоносителя при аварийном раз­рыве трубопровода.

РБМК представляет собой цилиндр высотой 7 м и диаметром 14 м Размещается он в бетонной шахте размером 21x21 м и высотой 25 м. В качестве замедлителей нейтронов используется графитовая кладка ци­линдрической формы. В ней имеются вертикальные отверстия, в которые устанавливаются технологические каналы. В каждом канале размещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками, в каждой из которых по 18 тепловыделяющих элементов (твэлов).

Теплоносителем служит обессоленная вода, которая поднимается снизу вверх к каждому технологическому каналу. Омывая твэлы, вода нагре­вается, частично испаряется. Отвод кипящей воды производится в паросе-паратор, где пар отделяется от воды, очищается от радиоактивных продук­тов и подается на турбину. Конденсат отработанного в турбине пара через сепаратор вновь возвращается в реактор. Температура на выходе реактора составляет примерно 280°С.

Как видно из схемы (рис. 1.19), в состав активной зоны реактора вклю­чены также управляющие графитовые стержни. Если стержни утоплены, то реактор «заглушён», цепная реакция прекращается. Чтобы реактор начал работать стержни надо поднимать. Для исключения случайного перегрева активной зоны существует система автоматики, которая позволяет регу­лировать тепловой режим реактора.

Особенностью ядерного реактора является то, что в него загружается большое количество ядерного горючего (190 тонн).

В процессе работы ядерного реактора распадающиеся радиоактив­ные вещества остаются в активной зоне (в твэлах). Как видно из рис. 1.20, из осколков ядерного деления больше всего образуется изотопов с номерами °т 80 до 105 (первый пик) и от 130 до 150 (второй пик). Среди них большин­ство с коротким периодом полураспада, но есть и относительно долгоживу-Щие (стронций-90, цезий-137 и некоторые другие).

В замкнутом пространстве активной зоны непрерывно образующиеся короткоживущие изотопы одновременно и распадаются. В то же время изо­топы с большим периодом полураспада накапливаются. И чем дольше «вы­горает» ядерное топливо, тем в большей степени радиоактивная смесь обо­бщается долгоживущими радиоизотопами. Среди множества радиоактивных

изотопов

Рис. 1.20. Распределение осколков деления, образующихся в реакторе на тепловых нейтронах

осколков в активной зоне образуются разнообразные изотопы йода. Особую опасность представляет утечка в окружающую среду йода-131 с периодом полураспада 8,05 суток. В начальный период аварии именно йод-131 опреде­ляет радиобиологическую обстановку на загрязненной территории.

Другой изотоп йода распадается с образованием радиоактивного ксе­нона:

йод-135 (6,7 часа) -» ксенон-135 (9,13 часа) -> цезий-135.

Так в реакторе происходит накопление радиоактивных благородных газов, которые при аварии первыми попадают в окружающую среду. Ксенон-135 сильно поглощает нейтроны. Активную зону рассчитывают таким обра­зом, чтобы поглощение ксеноном компенсировалось избытком нейтроно в цепном процессе.

Но если реактор остановлен, из-за распада йода-135 ксенон продол­жает накапливаться и его может оказаться так много, что снова запустить реактор становится затруднительно (нужно ждать 2-3 суток пока основная масса ксенона распадется).

Как уже ранее упоминалось, уран-238, поглощая нейтроны, образует «долгоживущий» плутоний-239 по схеме:

уран-238 + нейтрон уран-239 (Т = 23 мин) -> нептуний-239 (Т = 2 суток) -> плутоний-239 (Т = 24000 лет).

Являясь альфа-излучателем и выпадая вблизи АЭС в виде мелких ча­стиц, плутоний-239 представляет особую опасность для человека, попадая в его организм вместе с пищей, водой и воздухом.

Ядерные боеприпасы как источники радиационной опасности

Особую радиационную опасность представляют различные виды ядер­ного оружия при их применении или при несанкционированных взрывах. К этому оружию относят: атомные, термоядерные, нейтронные боеприпасы и радиологическое оружие.

Принцип действия ядерных боеприпасов основан на использовании внутриядерной энергии, выделяющейся при цепных реакциях депения тя­желых ядер некоторых изотопов урана и плутония или при термоядеоных реакциях синтеза легких ядер - дейтеоия и трития в более тяжелые

Пои рассмотрении реакции деления тяжелых ядер урана отмечалось что для развития цепной реакции деления должна быть критическая масса чтобы коэффициент развития реакции был больше 1. Для достижения коити-ческой массы применяют различные способы, в частности, можно увеличить плотность ядерного вещества (боеприпасы имплозивного типа, рис. 1 21), достичь критической массы за счет мгновенного соединения двух докрити-ческих масс (рис. 1.22), создать необходимую геометрическую форму заря­да, установить отражатели нейтронов и др. В результате цепная реакция

Рис. 1.22. Ядерный боеприпас «пушечного» типа: 1 - заряд ядерного взрывчатого вещества: 2 - источник нейтронов. 3 - корпусА - детонатор. 5 — отражатель нейтронов; 6 - заряд обычного взрывчатого вещества

Рис. 1.21. Ядерный боеприпас имплозивного типа: 1 - детонаторы: 2 - заряд обычного взрывчатого вещества; 3 -ядерное взрывчатое вещество: 4 - источник нейтронов: 5 - корпус: 6 - отражатель нейтронов

деления носит взрывной характер. 5

При взрыве такого боеприпаса выделяется энергия, эквивалентная энергии взрыва примерно 20000 тонн тротила, а в цепную реакцию вступает только около 1 кг ядерного взрывчатого вещества (урана-235 или плутония-239). Остальная часть ядерного взрывчатого вещества вступить в реакцию не успевает и рассеивается в окружающем пространстве энергией взрыва.

Мощность зарядов, в которых используются реакции деления тяжелых ядер, ограничена и не превышает 100000 тонн. Поэтому для получения бое­припасов большей мощности используют реакции синтеза легких ядер дей­терия или трития. Реакция синтеза происходит по следующей формуле: Д + Т -> ⁴₂Не +п + 17,6 МэВ.

Эта реакция возможна только при температуре в десятки и сотни мил­лионов градусов. Такая температура необходима лишь для начала синтеза, а затем он поддерживается за счет собственной энергии. Такую температуру можно получить только при взрыве ядерного боеприпаса, который факти­чески становится детонатором взрыва и используется в термоядерном бо-еприпасе. Оценка энергетического эффекта термоядерной реакции пока­зывает, что при синтезе 1 кг гелия выделяется в 5 раз больше энергии, чем при делении 1 кг урана-235. А главное, можно изготовить термоядерный боеприпас любой мощности.

На практике в качестве термоядерного горючего используют дейтерид лития. В результате его облучения нейтронами образуется тритий, который вступает в реакцию с дейтерием, и при этом выделяется основное количе­ство энергии. Реакция происходит по схеме:

⁶₃Ы + п -> Т + ⁴₂Не +4,8 МэВ.

Рис. 1.23. Схема устройства термоядерного боеприпаса типа «деление-синтез» 1 -ядерный детонатор (зарядделения); 2 — заряд для реакции синтеза (дейтерид лития); 3 - корпус

Применение дейтерида лития позволяет избавиться от дорогостояще­го радиоактивного трития. Принципиальная схема термоядерного боепри­паса (водородной бомбы) приведена на рис. 1.23. ₇

 

Примечание. Если корпус водородной бомбы изготовить из урана-238, то быстрые нейтроны, которые образуются в термоядерном боеприпесе при взры­ве, способны вызвать деление и урана-238. В результате выполняются три фазы: «деление - синтез - деление», и мощность текого боеприпаса еще больше возра­стает.

Поражающими факторами ядерного оружия являются ударная волна, световое излучение, электромагнитный импульс, проникающая радиация и радиоактивное заражение местности. Первые три поражающих фактора рассматривались в первой части учебного пособия.

Проникающая радиация представляет собой поток нейтронов и гам­ма- лучей в момент взрыва. Они обладают значительной проникающей спо­собностью и распространяются в воздушном пространстве во все стороны на расстояние до 2,5-3 км. Время их действия исчисляется секундами. Ней­троны, облучая поверхность земли, вызывают наведенную радиоактивность, которая на несколько часов становится дополнительным источником облу­чения людей и биологического мира. Облучение нейтронами представляет особую опасность для жизни и здоровья человека. Учитывая особую пора­жающую способность нейтронного излучения, ученые смогли создать спе­циальные нейтронные боеприпасы, основным поражающим действием ко­торых является проникающая радиация.

Нейтронный боеприпас представляет собой малогабаритный термо­ядерный заряд мощностью не более 10000 тонн тротила, у которого основ­ная доля энергии выделяется за счет реакций синтеза ядер дейтерия и трития, а количество энергии, получаемой в результате деления тяжелых ядер в детонаторе, минимально, но достаточно для начала реакции синте­за. Нейтронная составляющая такого малого по мощности ядерного взрыва в 5-10 раз больше, чем заряда деления той же мощности. Нейтроны обла­дают способностью проникать даже через броню танков и поражать людей. Время действия нейтронов несколько секунд. Схема устройства нейтронно­го боеприпаса показана на рис. 1.24.

Справка. При подрыве нейтронного боеприпаса мощностью 1 кт на высоте 120-180 м немедленная смерть наступает в зоне радиусом 130 м, а лучевая бо­лезнь со смертельным исходом на открытой местности наблюдается на удале­нии до 1600 м.

Кроме проникающей радиации при ядерном взрыве происходит ^и радиоактивное заражение местности. Источниками радиоактивного зара­жения являются:

- осколки деления атомов ядерного горючего;

- наведенная радиоактивность;

- неразделившаяся часть ядерного горючего.

 

	Э 0
Б + Т

4 4

Рис. 1.24. Схема устройства нейтронного боеприпаса «пушечного типа» 1 - корпус боеприпаса с системой удержания плазмы в зоне реакции; 2 - смесь дейтерия и трития; 3 - отражатель нейтронов; 4 - заряд плутония-239; 5 - источники нейтронов; 6 заряд обычного взрывчатого вещества; 7 - детонатор Осколки деления ядер урана или плутония - это от 200 до 300 изото­пов 36 химических элементов, периоды полураспада которых составляют от долей секунды и до многих десятков и сотен лет.

Наведенная радиоактивность возникает в грунте под воздействием нейтронов проникающей радиации.

Неразделившаяся часть ядерного горючего представляет собой ато­мы урана-233, 235, 238 и плутония-239.

Радиоактивное заражение местности возникает после выпадения с об­лака взрыва осколков деления на поверхность и неразделившейся части ядер­ного горючего. Основной вклад в радиоактивное заражение местности вносят осколки деления ядерного горючего и наведенная радиоактивность. Неразде­лившаяся часть ядерного горючего выпадает в основном в районе взрыва.

Таким образом, при взрыве ядерного боеприпаса уровень радиоактивно­го заражения местности, особенно в районе взрыва, очень высокий, но быстро спадает по закону Вэя-Вигнера При аварии на АЭС степень радиоактивного заражения местности будет меньше, но спад радиации происходит крайне медленно.

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОКОНТРОЛЯ:

1. Дайте краткую характеристику космогенных радионуклидов.

2. Радон, степень его опасности для здоровья человека.

3. Калий-40, степень его опасности для здоровья человека.

4. Примеры использования радионуклидов в народном хозяйстве.

5. Принцип работы ядерного реактора и АЭС.

6. Принцип действия ядерного боеприпаса имплозивного типа.

7. Принцип действия ядерного боеприпаса «пушечного» типа.

8. Принцип действия нейтронного боеприпаса.

ГЛАВА 2. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ БИОЛОГИЧЕСКИХ СИСТЕМ

 

2.1. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Знание механизма воздействия радиации на человека, возможностей органов и систем человека противостоять радиации позволяет принять дополнительные меры по выживанию в условиях радиоактивного заражения или загрязнения среды.

Известно, что тело человека состоит: из воды примерно на 65%, бел­ков, человеческих клеток на 18%, жиров на 10%, углеводов на 5%, других органических и неорганических веществ на 2%. Если из рассмотрения ис­ключить воду, то белки составят 51,5%, липиды - 47,7%, клетки - 3%.

Воздействие радиации происходит как на молекулярном уровне, так и на уровне клеток, органов и систем человека.

2.1.1. Воздействие энергии ионизирующих излучений на биологическую ткань

При облучении биологической ткани ионизирующими излучениями все процессы можно выразить следующим образом: физический этап (поглоще­ние энергии), физико-химический этап (возбуждение атомов или их ионизация), химический этап (образование свободных радикалов), биомолекулярные по­вреждения (изменения молекул белков, нуклеиновых кислот), биологические и физиологические изменения в организме. Схематично эти процессы отраже­ны на рис. 2.1.

Вслед за поглощением энергии ионизирующего излучения, сопровож­даемым физическими изменениями клеток, происходят процессы химиче­ского и биологического характера, которые закономерно приводят, прежде всего, к повреждению жизненно важных биомолекул в клетке.

Эффекты воздействия ионизирующего излучения могут длиться от до­лей секунды до столетий (таблица 2.1).

В результате действия излучений на организм наблюдаются измене­ния на всех уровнях организации живой материи (таблица 2.2).