ОРДЕНА ЛЕНИНА ВСЕСОЮЗНОЕ ОБЩЕСТВО «ЗНАНИЕ»-
В помощь лектору
Ю. В. Сивинцев,
доктор физико-математических наук
НАСКОЛЬКО
ОПАСНО
ОБЛУЧЕНИЕ
Издательство «Знание» Москва 1988

ББК 28.071
С 34
Автор: СИВИНЦЕВ Юрий Васильевич — доктор
физико-математических наук, профессор, начальник лаборатории
Института атомной энергии им. И. В. Курчатова. Круг научных
интересов — защита биосферы при практическом
использовании атомной энергии.
Рецензент: Легасов В. А.} — академик.
Редактор: КУТУЗОВА К. А.
От издательства
Ввиду особой актуальности темы этой брошюры
значительная ее часть была опубликована по инициативе
издательства «Знание» в форме вып. 7 подписной научно-популярной
серии «Физика» под названием «Радиация и человек» в 1987 г.
Сивинцев Ю. В.
С 34 Насколько опасно облучение. — М.: Знание,
1988. — 96 с. — (В помощь лектору).
25 к.
В популярной форме описаны процессы взаимодействия
ионизирующих излучений с веществом и основные понятия современной
радиационной дозиметрии.
Приведены количественные данные о внешнем и внутреннем
облучении организма человека, его поражающих и допустимых дозах.
Подробно охарактеризован естественный радиационный фон.
Опасность облучения сопоставлена с другими вредными техногенными
факторами.
Брошюра рассчитана на преподавателей и студентов, слушателей
народных университетов, широкий круг читателей.
^ 1903010000—126
073(02)—88 ББК 28.071
(g) Издательство «Знание», 1988 г*

Слово «облучение» родилось и вошло в жизнь
послевоенных поколений в неразрывной связи с первым
практическим и — увы! — отвратительным применением
внутриядерной энергии: атомными бомбардировками
Хиросимы и Нагасаки. Хотя исход второй мировой войны
был предрешен и японский генералитет уже обсуждал
порядок капитуляции перед союзниками, Соединенные
Штаты сбросили атомные бомбы на эти беззащитные
города. Варварский акт американского империализма
имел главной целью продемонстрировать нашей стране
чудовищную мощь ядерного оружия.
С тех пор в нашем лексиконе появились и получили
широкое распространение термины «облучение», «острая
лучевая болезнь», «отдаленные последствия облучения»,
тревожно звучащее слово «радиация». И с тех же пор
человечество невольно связало эти термины, ранее
применявшиеся только в узком кругу специалистов, с
любым практическим применением атомной энергии, а не
только с ее использованием в военных, разрушительных
целях.
Вряд ли найдется человек, который не слыхал
об успешном применении облучения в терапии
опухолей, при стерилизации продуктов питания и
медицинских препаратов, для предпосевной стимуляции семян
и зерна и в других отраслях человеческой деятельности
вплоть до криминалистики и искусствоведения. И
все-таки у многих, если не у большинства, при
слове «радиация» сердце тревожно сжимается. За
рубежом для этого особого состояния психики человека
предложен новый медицинский термин — «атомный
синдром». Словарь иностранных слов поясняет
греческое слово «синдром» как совокупность, сочетание
признаков (симптомов), имеющих общий механизм
возникновения и характеризующих определенное болезненное
состояние организма. Атомный синдром — болезненная
точка психики всего человечества.
з

Новый толчок к усилению этого «заболевания» дала
авар'йя на IV блоке Припятской АЭС, построенной и
эксплуатируемой в 18 км от Чернобыля. Хотя в Слове
«чернобыль» нет ничего тревожного — так по-украински
называется полынь, — многие работники этой АЭС
предпочитали именовать ее по названию нового города
энергетиков, возникшего в 4 км от станции на правом
берегу реки Припять. И все-таки с 26 апреля 1986 г. эта
авария вошла в историю ядерной энергетики как
авария на Чернобыльской АЭС.
Авария на ЧАЭС не только взрыв IV блока, но это
еще и взрыв (без преувеличения) обостренного
интереса к проблеме действия излучения на живые
организмы, в первую очередь на человека, к тому процессу,
который чаще называют облучением. В печати, по радио,
на телевидении замелькали ранее применявшиеся
только в специальной литературе термины дозиметрии и
радиобиологии, специальные единицы — рентген, рад, бэр,
а иногда даже такие экзотические, как грей и зиверт.
Большой выброс радиоактивных веществ из аварийного
блока ЧАЭС и обусловленная этим необходимость
введения радиометрического контроля продуктов питания
в районах, прилегающих к 30-километровой
эвакуированной зоне, вовлекли в круг практической дозиметрии
много лиц, ранее не соприкасавшихся с задачами
измерения радионуклидов.. «Умельцы» принялись
монтировать дозиметры из подручных деталей для
«домашнего», использоранйя, не задумываясь о способах их
градуировки. Ш фоне всеобщей тревоги и озабоченности
последствиями аварийной Ситуации часть, населения > из-
лишне^ эмоционально восприняла результаты измерений
доз или концентраций радиоактивных, веществ.
Незнание количественных критериев радиационной опасности,
а также неумелое применение их в некоторых случаях
привели к ошибочным действиям.
Не сомневаюсь, что для большинства читателей этой
брошюры будет неожиданностью, что, по мнению
специалистов, не было никаких оснований для эвакуации
детей из Киева, тем более для обсуждения возможности
их возвращения к началу учебного года. К этому
нельзя* не добавить, что не всегда объективными и даже
грамотными были не только действия местных властей, но
и сообщения корреспондентов центральных органов
пе4

чати из особой зоны, в которой шла напряженнейшая
работа по ликвидации тяжелых последствий аварии на
IV блоке ЧАЭС. Серьезными ошибками полна даже
«послеаварийрая» литература, примерами чему могут
служить пьеса «Саркофаг», написанная и
опубликованная В. Губаревым, корреспондентом газеты «Правда»
по вопросам науки и техники, роман В. Яворивского
«Мария с полынью в конце столетия», поэма Б.
Олейника «Семь».
Один из уроков, которые необходимо извлечь из
аварии в Чернобыле, состоит в том, что знание основ
дозиметрии ионизирующих излучений и радиационной
биологии — необходимый элемент современной
цивилизации и культуры. Понимание основных закономерностей
этих отраслей науки могло бы снизить число ошибок в
послеаварийной ситуации (а может быть, и вовсе их
исключить) и — что не менее важно — позволило бы
трезво и объективно оценить реальные последствия этой
аварии.
К такому заключению автор брошюры, которую
читатель держит в руках, пришел еще в мае—июне 1986 г.,
работая сначала в составе группы экспертов при
президенте Академии наук СССР, а затем в
Правительственной комиссии в Чернобыле. Дальнейшее накопление
объективных данных, реконструкция первичных
событий при аварии IV блока, наконец, материалы суда над
бывшим руководством ЧАЭС — конкретными
виновниками катастрофы — не поколебали, а лишь
подтвердили один из уроков Чернобыля: знание основ
дозиметрии и радиобиологии обязательно для любого
цивилизованного человека в современном обществе с развитой
ядерной энергетикой.
В то же время нельзя не признать, что специалисты
в этих областях знаний, к которым автор относит и
себя, неудовлетворительно выполняли социальный заказ
и крайне мало занимались популяризацией
соответствующей информации. Данная публикация — одна из
первых попыток ликвидации этого «белого пятна» в
отечественной научно-популярной литературе.
Назначение этой брошюры—изложить
фундаментальные сведения из дозиметрии и радиобиологии и
применить их к оценке масштаба и радиационных
последствий аварии на Чернобыльской АЭС.
5

1. 	КАК ВОЗНИКАЮТ ИЗЛУЧЕНИЯ
Чтобы понять, как возникают излучения, нам
необходимо восстановить в памяти азы атомной физики и
вспомнить, как устроен атом.
Известно, что экспериментальным данным атомной
физики в’ наилучшей степени соответствует планетарная
модель: представление атома в виде миниатюрной
Солнечной системы. Эта модель, выдвинутая в 1911 г.
английским физиком Эрнстом Резерфордом, несмотря на
свою простоту, оказалась на редкость плодотворной.
Согласно планетарной модели в положительно
заряженном ядре исключительно малых размеров
сконцентрирована практически вся масса атома. Вокруг ядра на
очень больших (в атомном масштабе) расстояниях от
него, по круговым и эллиптическим траекториям
вращаются отрицательно заряженные электроны, почти
невесомые по сравнению с ядром: электрон в 1836 раз легче
ядра водорода, которое называют протоном (от
греческого слова «протос» — первый). В отличие от планет,
движущихся ио своим орбитам вокруг Солнца в одной
плоскости (так называемой эклиптике), в атоме
тяжелого элемента электроны вращаются вокруг ядра под
разными углами, образуя электронную оболочку. Эта
своего рода шуба, окружающая атомное ядро, удалена от
него на огромное расстояние: характерные размеры
атомного ядра порядка 10~12 см, тогда как радиус
атома составляет 10~8 см, то есть атомное ядро в 10 тыс.
раз меньше окружающей его электронной оболочки.
Чтобы ощутить масштабы этих величин, используем
одно сравнение: атом во столько раз меньше горошины,
во сколько раз горошина меньше нашей планеты. В свою
очередь, атомное ядро занимает ту же долю площади
атома, что и копейка по сравнению с Красной площадью
нашей столицы.
Носителем положительного заряда в атомных ядрах
являются протоны — тяжелые элементарные частицы,
каждая с единичной атомной массой * и
положительным зарядом, равным по абсолютной величине заряду
* 	Поскольку массы атомов исключительно малы и составляют
10-22—10-24 г, для удобства их выражения была принята
специальная атомная единица массы, представляющая собой V12 массы
углерода-12 и численно равная 1,66 • 10~24 г.
6

электрона (е). Заряд ядра определяется его
порядковым номером Z в таблице Менделеева, в которой, как
известно, элементы расположены в порядке
возрастания атомного веса, т. е. составляет + Ze. В обычном
состоянии атомное ядро с зарядом ,+Ze удерживает Z
электронов с суммарным отрицательным зарядом
оболочки —Z е, т. е. атом электрически нейтрален. Из
сказанного следует, что, чем тяжелее атом и чем ближе
расположен он к концу таблицы Менделеева, тем
больше положительный заряд ядра и многочисленнее
электроны, составляющие его оболочку.
Законы квантовой механики, описывающие движение
микрочастиц, не позволяют электронам находиться в
любой точке пространства стационарно существующего
атома и «жестко фиксируют» допустимые расстояния
между орбитами электронов. Эти условия квантования
атомных орбит были постулированы в 1913 г. датским
физиком Нильсом Бором и в 20-х годах получили
сначала теоретическое обоснование, а затем и
экспериментальное подтверждение. Установлено, что на ближайшей
к ядру орбите может находиться не более 2
электронов, на следующей — не более 8, на третьей — 18,
далее — 32. Иначе говоря, электронная оболочка атома
состоит из нескольких слоев, между которыми
присутствует лишь пространство, являющееся носителем
различных физических полей. Именно поле ядра диктует
допустимые положения орбит в электронной оболочке атома
данного типа, превращая их в своего рода визитную
карточку каждого химического элемента.
В такой строго фиксированной структуре
электронных оболочек атомов находит свое отражение квантовая
природа всего окружающего нас физического мира —
внутренняя энергия атома или их совокупности,
объединенной в молекулу, не изменяется непрерывно и не
может принимать какие угодно значения. Энергия атома
дискретна, а не является непрерывной. Переход из
одного состояния в другое происходит скачкообразно с
излучением или поглощением строго фиксированной
порции энергии — кванта. Этот термин ввел в науку XX в.
основоположник квантовой теории немецкий физик Макс
Планк. Слово «квант» на немецком языке означает
«количество» и происходит от латинского «quantum» —■
сколько.
В нормальном, невозбужденном состоянии электроны
7

движутся вокруг ядра по своим обычным стационарным
орбитам. Если атом .подучает дополнительную энергию,
этому новому возбужденному состоянию соответствует
KeaHf
энергии
Легкий ион
Квант
Энергий
Легкий иоЧ
Легкий ИОН
Рис. 1. Схемы актов ионизации атомов водорода [а), гелия (б) и
элемента Z (в)
Ъ

переход ййешнего электрона с его стационарной
орбиты на более «высокую», т. е. более удалённую от: #ipa.
Чем ближе электрон к ядру, ■тем сильнее йнй
Связаны друг с другом силами взаимного притяжения
противоположных электрических зарядов. Наоборот, чем
более удален электрон, тем меньше сила, удерживающая
его у ядра; и больше центробежная сила, отрывающая
его от центра тяготения. Как только энергия
возбуждения превысит энергию связи электрона, он вылетает из
электронной оболочки атома, подобно камнк!) йз пращи.
В результате этого атом, лишившись одного
отрицательного заряда, превращается из электрически
нейтрального в положительно заряженный. Простейший пример
такого процесса схематически изображен на рис. 1, а
для случая атома водорода: до получения кванта
дополнительной энергии одиночный электрон компенсирует
положительный заряд протона; после поглощения
кванта электрон отрывается от атома, и на месте
нейтрального атома остается положительно заряженный протон.
В более тяжелых атомах с большим количеством
протонов и электронов картина не столь проста, как в
случае водорода, но главная черта процесса неизменна:
электрон выбрасывается из атома, вследствие чего в
«остатке» атома один из положительных зарядов ядра
оказывается некомпенсированным соответствующим
отрицательным электрическим зарядом. Такой
положительно заряженный «остаток» атома, почти не изменивший
своей первоначальной массы, называют положительным
ионом, а вылетевший из атома быстро движущийся
электрон получил по аналогии название отрицательного
иона. Интересно отметить, что именно электрон
«достоин» такого названия: по-гречески «ион» означает
«идущий», «движущийся».
Если возвратиться к рассмотрению атома как
миниатюрной Солнечной системы, то аналогом акта
ионизации могло бы послужить такое возмущение орбиты
Плутона, при котором эта планета превратилась бы в
апериодическую комету, навсегда покинувшую
Солнечную систему и оставившую в ней свою «незаполненную»
орбиту.
Возможна не только одноэлектронная, но и двух-,
трех- и более кратная и даже полная ионизация атома.
Далее мы будем, как правило, иметь дело с
одноэлектронной ионизацией. В небольшом числе случаев,
одна9

ко, нам встретятся примеры и полной ионизации. Таков,
в частности, случай двукратной ионизации атома гелия
(Z = 2), в результате которой возникают 2 свободных
электрона и 1 дважды положительно заряженный
тяжелый ион Не++, т. е. полностью ионизированное ядро
гелия, потерявшее всю свою электронную оболочку
(рис. 1,6).
Энергия, необходимая для отрыва электрона от
атома, определяется силой электростатического
притяжения электрона к ядру. Поэтому она минимальна для
наиболее слабо связанного электрона, находящегося на
внешней орбите атома каждого химического элемента.
Численные значения энергии ионизации атомов
различных элементов выражают в специальных энергетических
единицах — электрон-вольтах (эВ). Один электрон-
вольт — это энергия, которую приобретает электрон,
ускоренный разностью потенциалов 1 эВ. Минимальные
значения энергии ионизации составляют от 3,9 — для
атомов цезия до 24,6 эВ — для атомов гелия.
Наряду с ионизацией выше упомянут и другой
процесс — возбуждение, т. е. переход электрона с одной
фиксированной орбиты на другую, более удаленную от
ядра. Возбуждение атома может быть следствием
только увеличения его энергии, иными словами —
поглощения энергии атомом.
В природе столь же часто наблюдается и обратный
процесс: когда под влиянием каких-то факторов атом
переходит из возбужденного состояния в основное, то
избыток этой энергии уносит излучение. Вспомним, что
положение электронных траекторий в пространстве и
межорбитные расстояния между ними заданы законами
микромира. Поэтому, когда электрон переходит с
высокой орбиты на более низкую, возникает строго
фиксированный квант энергии (рис. 2).
Теперь дополним наши общие соображения
простейшими количественными соотношениями.
Когда такая квантовая система, как атом,
переходит из возбужденного состояния с энергией Ев в
основное с энергией £о> то при этом излучается квант
электромагнитного излучения с энергией
Е = Ев — Е0 = hv.
Эта запись представляет собой закон сохранения
энергии при таком излучательном переходе. Коэффициент
10

пропорциональности h = 6,62* 10~27 эрг*с представляет
собой элементарный квант действия, позднее названный
постоянной Планка.
Современная волновая (или квантовая) механика
базируется на представлении о том, что каждая частииа
_ Процесс „
Поглощение —Излучение
энергии энергии
Рис. 2. Схема поглощения и излучения энергии атомом (а) и атом- <
ным ядром (б)
11

с энергией Е обладает как корпускулярными ,(от
латышского «корпускула» — частица), так и волновыми
свойствами. В оДних условиях она может проявлять
свойства частиц, в Других — волн с частотой v, которая
связана с. энергией соотношением Эйнштейна —Планка:
E = hv.
Отсюда следует и обратное утверждение: в
определенных условиях электромагнитное излучение с
частотой v может проявлять свойства частиц с энергией Е.
Такие кванты электромагнитного излучения получили
название фотонов.
При перестройке внешних электронных оболочек
атомов возникают фотоны относительно малой энергии, то
есть сравнительно длинноволновое излучение.
Общеизвестным примером является солнечный свет с энергиями
фотонов порядка 1,8—3,0 эВ и соответствующими
длинами волн от 4000 А для фиолетовой до 7000 А для
красной границ видимой области. Сопоставление энергии
этих фотонов с указанными выше минимальными
значениями потенциалов ионизации любых атомов (3,9—
24,6 В) убедительно показывает, что это излучение не
может вызвать ионизации при обычной его
интенсивности *. Для образования одной пары ионов в различных
газах необходима еще большая энергия — от 26 эВ в
метане д© 34 эВ в воздухе.
Перестройки атомных ядер, переход их из
возбужденного состояния в основное сопровождаются
возникновением весьма высокоэнергетичного, коротковолнового
«жесткого» излучения, фотоны которого получили
название 7"квантов. Характерные энергии этих фотонов —
от 1 до 3 МэВ, соответствующие длины волн порядка
0,5 А.
Промежуточное положение между этими областями
занимает рентгеновское излучение, названное в честь
его первооткрывателя, немецкого физика Вильгельма
Рентгена (1895 г.). Это излучение возникает в тех
случаях, когда электроны, разогнанные до высоких
скоростей в рентгеновской трубке, тормозятся атомами
тяжелых металлов, из которых изготовляют аноды этих
* 	Последняя оговорка сделана в связи с тем, что для
лазерного излучения с характерной для него исключительно высокой
интенсивностью возможна так называемая ступенчатая ионизация.
19

трубок. Электроны, выбитые из внутренних слоев
электронных оболочек атомов анода, дают начало излучению
каскада фотонов, энергия каждого из которых
характерна для данного элемента. Оно так и называется
характеристическим. В отличие от оптического диапазона в
рентгеновском характеристическом излучении
доминируют высокоэнергетические фотоны (например, в трубках
со свинцовым антикатодом энергия квантов достигает
70 кэВ, а длина волны равна 0,2 А).
Спектр рентгеновского характеристического
излучения разделяют на несколько серий, названных
последовательностью букв латинского алфавита: К, L, М, N, О
(рис. 2, б). Первая из них соответствует уровню
энергии, наиболее близкому к ядру, на котором находятся
электроны, особо прочно связанные в атоме. Расчетно
и экспериментально установлено, что глубина /(-уровня
в 4 раза больше, чем L-уровня, и в 9 раз больше, чем
глубина AI-уровня. Глубина этих уровней
пропорциональна Z2, откуда следует, что длина волны
возбуждаемого характеристического излучения X ~ fZ.
Обратим внимание на особый случай водорода:
единственный электрон, образующий его «оболочку», может
лишь перескакивать с одного уровня на другой при
возбуждении атома. При выбивании же этого1 электрона из-
атома образующаяся «вакансия» не заполняется
электронами более высоколежащих уровней, так как их там
просто нет. Иначе дело обстоит в случае более тяжелых
атомов: здесь «вакансию» выбитого1 /(-электрона
^немедленно заполняет один из менее прочно: связанных и
более высоколежащих- электронов* и происходит
испускание одного : или нескольких квантов хорактеристиче*?
ского излучения К, L, М-серий. I
Наряду с характеристическим в спектре
рентгеновского излучения присутствует и дает наибольший вклад
в интенсивность другой вид излучения — тормозной. Это
излучение, возникающее при торможений электрона
счет потери им своей начальной энергии в поле ядра,
имеет непрерывный спектр. По современным
представлениям, рентгеновское излучение занимает область длин
волн от 10-2 до 103 А (рис. 3).
Энергия фотонов рентгеновского и у-излучений
достаточна для ионизации. Поэтому их называют
ионизирующими излучениями. Таким образом, на энергетической
13

шкале излучения для нас представляет интерес только
правая, высокоэнёргетическая область.
Наш очередной шаг — познакомиться с
радиоактивными* излучениями, как они были названы их
первооткрывателем, французским ученым Анри Беккерелем.
В конце 1896 г. он обнаружил, что уран с
постоянной интенсивностью испускает проникающее излучение,
то есть непрерывно выделяет энергию со скоростью,
величину которой невозможно изменить никакими
физическими и химическими воздействиями. Вскоре была
выявлена радиоактивность еще одного тяжелого
элемента — тория. В 1898 г. французские физики Пьер и
Мария Кюри открыли 2 новых химических элемента конца
таблицы Менделеева — радий и полоний, отличающиеся
значительно более интенсивным излучением, чем уран
и торий. Главное отличие радиоактивного излучения от
описанных выше оптического и рентгеновского —
отсутствие внешнего источника энергии, вызывающего его
возникновение.
Вспомним, что, помимо протонов, в подавляющее
большинство атомных ядер входят также тяжелые
элементарные частицы другого типа — электрически
нейтральные нейтроны. Единственным исключением
является уже упоминавшийся простейший атом обычного
водорода, ядро которого состоит из одиночного протона.
Тяжелые частицы — положительно заряженные протоны
и незаряженные нейтроны — объединяют под общим
названием «нуклоны». Полное число нуклонов, т. е.
сумма чисел протонов и нейтронов в ядре, определяет две
взаимосвязанные важнейшие характеристики —
массовое число А и полную энергию связи всех нуклонов в
10151014 1013 1012 Ю11 101°10р 108 107 106 105 104 103 102 10 10° 10~110~210~310^4А
II I I 1-т—1—г
EZZL
т

Инфракрасные
волны
Электромагнитные
волны
I QJ 5
(USX
Ь * >
£ « *
Рис. 3. Энергетическая шкала электромагнитного излучения
* 	От латинского «radio» — излучаю, «radius» — луч и «acti
vus» — действенный.
14

ядре, которая является мерой его стабильности. Чем
ближе атом к концу таблицы Менделеева, тем больше
А, 	выше доля нейтронов в ядре и тем менее устойчивы
ядра этого элемента.
В начале таблицы Менделеева находятся особо
«прочные» и поэтому наиболее распростраБены во
Вселенной элементы, в ядрах которых число протонов
равно числу нейтронов. Примерами могут служить водород
(Z = 1, А = 1), гелий (Z = 2, А = 4), углерод (Z = 6,
А = 12). Здесь уместно отметить, что в современной
ядерной физике вместо только что приведенной
пространной записи вида ядра применяют более сжатую
форму ЭА. В такой форме названным выше ядрам
соответствуют символы Н1, Не4 и С12.
В начале и середине таблицы Менделеева «парные»
взаимодействия протонов и нейтронов удерживают ядра
в стабильном состоянии. В конце таблицы ядра сильно
переобогащены нейтронами: число нейтронов в тяжелых
ядрах превышает число протонов более чем в 1,5 раза.
Например, в ядре урана 23892U на 92 протона
приходится 238—92= 146 нейтронов. Такие ядра (нуклиды)
нестабильны и могут испытывать радиоактивный распад
с выделением энергии. Время, за которое число
имеющихся ядер уменьшается вдвое, является' постоянной
величиной, характерной для данного излучателя, и назы-,
вается периодом полураспада. Таким образом,
радиоактивность — это процесс
самопроизвольного выделения энергии с постоянной
скоростью, присущей данному виду ядер
(радионуклидов).
Единицами измерения количества радиоактивных
веществ являются кюри (Ки) и беккерель (Бк). Эти
имена были только что упомянуты среди основателей
ядерной физики.
Численному значению активности 1 Ки
приблизительно соответствует активность 1 г радия в равновесии
с продуктами его распада. За масштаб единицы 1 Бк
взят 1 распад в 1 с. Между единицами существуют
следующие взаимозависимости:
1 Ки = 37 млрд. расп. в 1 с = 37 • 109 Бк =•
= 3,7- 1010 Бк
15

1 Бк =1 расп/е = 0,3-10~10 Ки.
Поскольку ниЖе нам придется неоднократно
применять дробные и кратные производные той или иной
единицы измерений, напомним их латинские обозначения:
1 мегакюри (МКи) = 106 Ки = 3,7 • 1016 Б к,
1 кйлокюри (кКи) = 103 Ки = 3,7»1013Бк,
.1 милликюри (мКи) = 10‘3 Ки = 3,7-107 Бк,
1 микрокюри (мкКи) = 10_6 Ки = 3,7* 104 Бк,
:1 нанокюри (нКи) = 10~9 Ки = 3,7 • 101 Бк =
= 37 Бк,
1 пикокюри (пКи) = 10~12 Ки = 3,7 • 10"2 Бк.
Удельная активность, или концентрация
радиоактивного вещества, — это активность единицы массы или
единицы объема какой-либо среды, например, 1 Ки на
1 л воздуха или 1 Бк на 1 г почвы (ввиду малости
единицы 1 Бк ее чаще употребляют при измерениях
радиоактивности объектов внешней среды).
Поместив препарат радия между полюсами магнита,
физики обнаружили, что поток частиц, уносящих
энергию возбужденного радиоактивного ядра, неоднороден.
Он разделяется на 3 разновидности, названные тремя
первыми буквами греческого алфавита: альфа-, бета-
частицы и гамма-излучение. К концу 20-х годов удалось
расшифровать их природу. Было доказано, что
положительно заряженные а-частицы представляют собой
дважды ионизированные ядра гелия, т. е. ионы Не++, или,
иначе говоря, ядра гелия, полностью лишенные
электронных оболочек: Отрицательно заряженные р-части-
пы — это' быстрые электроны со скоростями, близкими
к скорости света (3• Ю10 м/с). Электрически
нейтральное у-излучение оказалось потоком высокоэнергетичных
квантов электромагнитной энергии.
Ионы Не++, т. е. а-частицы, несущие двойной
электрический заряд, буквально «продираются» через атомы
вещества, быстро растрачивая свою первоначально
высокую энергию на многократные акты ионизации. В
гтоге пробеги а-частиц очень малы — даже в воздухе
при нормальном давлении они не превышают 10 см.
Однократно заряженные р-частицы реже взаимодействуют
с атомами среды. В результате пробеги р-частиц в
воздухе достигают метра. Еще меньше вероятность
ионизации среды у-квантами — они настолько редко взаимо*
действуют с атомами воздуха, что пробегают в нем
десятки метров, Поэтому-то у-излучение и называют про*
16

пикающим. Основные свойства а-, р- и у'Излучений
приведены в табл. 1.
Таблица
Основные свойства а-, |5- и у-изяучений
естественных радиоактивных веществ
►
Излучение
Природа
Ионизирующая
способность
Проникающая
способность
а
Ион Не++
Очень высокая
Низкая: 0,1 мм воды,
лист бумаги
Р
Электрон
Высокая
Высокая: до 0,5 мм
алюминия
' V

ЭлектромагНизкая
Очень высокая: до
ненитное s
изскольких сантиметров
лучение
свинца
Дальнейшими исследованиями установлено, что
энергия радиоактивного распада выделяется в результате
превращения одного тяжелого химического элемента в
другой, более легкий. Перемещаясь в соответствии с
так называемым правилом сдвига, естественно
радиоактивные ядра в конце концов превращаются в
стабильный свинец (табл. 2).
В 1934 г. французские физики Ирен и Фредерик Жо-
лио-Кюри открыли, что в результате воздействия
нейтронами на ядра стабильных элементов в них возникают
изотопы с искусственной радиоактивностью. Сведения о
некоторых искусственных радионуклидах приведены во
второй части табл. 2. Особо отметим, что, подобно
продуктам деления, их распад, как правило,
сопровождается р- и у-излучениями. На сегодня известно около 1700
искусственных радионуклидов.
Завершим этот раздел несколькими определениями
основных понятий, с которыми нам придется далее
постоянно иметь дело:
ионизация — это акт разделения
электрически нейтрального атома на две
противоположно заряженные частицы: отрицательный
электрон и положительный ион.
Ниже мы будем употреблять этот термин не только
для обозначения элементарного акта, но и для совокуп-
1641-2
17

Таблица 2
Основные физические характеристики
некоторых естественных и искусственных радионуклидов
Элемент
Название
Символ
Радионуклид
Период
полураспада
Естественная радиоактивность
и
92
238
4,5-109 лет
а
92
235
7 • 108 лет
а, у
Ра
91
231
3,4-104 лет
а, у
Th
90
232
1,4-1010 лет
а, y
Ас
89
227
22 г.
Р, Y
Ra
88
226
1 860 лет
а, у
Rn
86
222
3,8 сут
а
Ро
84
210
138 сут
а
Pb
82
210
22 г.
Р, Y
К
19
40
4,5-108 лет
Р, Y*
Искусственная радиоактивность
Уран
Протактиний
Торий
Актиний
Радий
Радон
Полоний
Свинец
Калий
Водород
Углерод
Фосфор
Криптон
Стронций
Шрконий
Ниобий
Рутений
Под
Цезий
Барий
Церий
* Излучение, сопровождающее особый вид
вращения, так называемый /(-захват, который
сматриваем.
Н
1
3
12 лет
Р
С
6
14
5 700 лет
Р
Р
15
32
14 сут
Р
Кг
30
85
10,4 г.
Р
Sr
38
89
50 сут
P. Y
90
28 лет
Р
Zr
40
95
64 сут
Р. V
Nb
41
95
35 сут
То же
Ru
44
103
39 сут
—>—
106
368 сут
—»—
I
53
131
8 сут
—»—
Cs
55
134
2 г.
—»—
137
30 лет
Ba
56
140
13 сут
—»—
Ce
58
141
33 сут
—»—
144
285 сут
радиоактивного пре-
мы далее не рас-
ности таких событий, говоря об ионизации газа,
жидкости, твердого тела и биологической ткани.
И еще два термина, без которых нам не обойтись:
ионизирующее излучение — излучение,
энергия которого достаточна для ионизации
облучаемой среды;
облучение — процесс взаимодействия
излучения со средой.
‘ " "'.т-Л.'А'-'. • 1 ' ’ ■ - — ■ 1

Внимательный читатель, видимо, обратил внимание,
что в последнем определении отсутствует слово
«ионизирующее». Это не упущение автора. Действительно нам
известны многие виды излучений, и каждое из них
может взаимодействовать с облучаемой средой. Одно из
них всем хорошо знакомо буквально по собственной
коже — вспомним последствия длительного пребывания
летом на солнцепеке. Ожог (иногда второй степени!) —
следствие переоблучения кожи в результате воздействия
инфракрасного излучения на клетки эпидермиса,
верхнего слоя кожи, тогда как загар — воздействие более
глубоко проникающего ультрафиолетового излучения на
пигмент в составе подкожной клетчатки при более
продолжительной и менее интенсивной экспозиции.
Отмеченное в последние годы снижение слуха у
подростков — последствие акустического переоблучения у
домашних магнитофонов и в дискотеках. Причина
выявленной в годы второй мировой войны анемии
(угнетения кроветворения) у операторов мощных
радиолокаторов — воздействие чрезвычайно больших доз
сверхвысокочастотного электромагнитного излучения,
сопровождающего работу генераторов этих установок. Одна из
интереснейших в современной биофизике гипотез
связывает акселерацию людей в послевоенные годы с
переоблучением всего населения Земли вездесущими
радиоволнами.
Не умножая число таких примеров, уточним нашу
цель — количественно обосновать безопасные и
допустимые уровни воздействия ионизирующих излучений на
живые организмы и оценить степень опасности
облучения человека.
Мы будем рассматривать лишь 3 вида ионизирующих
излучений: а- и р-частицы и у-кванты (фотоны)
рентгеновского или у-излучения. Упомянем также нейтроны,
главным источником которых в наши дни являются
ядерные реакторы.
В каждом акте деления урана возникает от 2 до 3
нейтронов, а каждый ватт энергии, выделенной в
реакторе, — это 30* 109 (30 миллиардов!) таких
элементарных событий микромира. Поэтому при эксплуатации
АЭС одна из главных задач обеспечения радиационной
безопасности — снижение потоков нейтронов в рабочей
зоне до допустимого уровня. Однако при оценке
опас19

ности облучения на примере чернобыльской аварии нас
не может интересовать защита от нейтронов — ядерный
реактор IV блока ЧАЭС прекратил свою работу в
момент взрыва. Цепная реакция деления ядер урана
прекратилась в тот же миг. Великолепное инженерное
сооружение превратилось в груду обломков, не способную
генерировать нейтроны. Вместо этого обнажившиеся
из-под экранирующей защиты остатки активной зоны и
выброс радионуклидов из еще не остывшего ядерного
топлива, лишенного теплоотвода, с особенной остротой
поставили вопросы радиационной защиты персонала
АЭС и населения прилегающих районов от а-, р- и v
излучений *.
2. 	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
С ВЕЩЕСТВОМ И ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ
В природе очень редки радиоактивные процессы, не
сопровождающиеся излучением Y"KBaHT0B (таковы,
например, p-распад трития или стронция-90). Чаще всего
такие процессы неизменно связаны с ^-излучением. В то
же время наиболее распространенные среди
ионизирующих излучений фотоны рентгеновских и у-лучей
взаимодействуют со средой наиболее сложным образом.
Физики различают 3 характерных процесса такого
взаимодействия, вероятности которых зависят как от заряда
ядер, с которыми взаимодействуют фотоны, так и от
энергии квантов электромагнитного излучения.
Первый из этих процессов — фотопоглощение, или
фотоэффект, открытый еще в XIX в. и детально
исследованный русским физиком А. Г. Столетовым. Этот
процесс состоит в том, что фотон с энергией hvy
превосходящей энергию Ек связи К-электрона в атоме, выбивает
его из электронной оболочки. Возникающий при этом
быстрый электрон обладает кинетической энергией
Emm = hv — Ек.
* 	Не менее важной была задача предотвращения
потенциально возможного выхода перегревающегося радиоактивного топлива
через прожигаемые им бетонные перекрытия в подпочвенные воды.
Как известно, для исключения этой опасности в грунте под IV
блоком в сжатые сроки была сооружена бетонная плита со
специальной системой охлаждения и термоконтроля. Эта тема, однако,
выходит за рамки нашей брошюры,
20

«Вакантное место» выбитого К-электрона заполняется
одним из внешних электронов, и наряду с
высвобожденным электроном высвечивается один или несколько
фотонов характеристического излучения. Таким образом,
при фотоэффекте вместо поглощенного кванта, например
рентгеновского излучения, возникает быстро
движущийся электрон с кинетической энергией £Кин и один или
несколько фотонов характеристического излучения
(рис. 4, а).
Коэффициент т фотоэлектрического поглощения
резко увеличивается по мере роста длины волны % (в
соответствии с выражением т — X3) и при переходе от
легких элементов к более тяжелым (т — Z5). Подсчитано,
что при одной и той же энергии квантов массовый, т. е.
отнесенный к одному грамму вещества, коэффициент
фотоэлектрического поглощения в свинце
приблизительно в 250 раз больше, чем в алюминии, и в 23 раза
больше, чем в меди.
Из приведенных данных следует, что фотоэффект
является главным процессом поглощения при
относительно малых энергиях ионизирующих излучений.
Характерно, что этот эффект и
обнаружен-™ был в ходе
исследований
взаимодействия солнечного света с
веществом, откуда и
получил свое наименование
(от греческого «фотос» —
«свет»).
Второй процесс
характерен для у-квантов с
энергиями порядка 1 МэВ.
Этот диапазон
объединяет излучение
возбужденных атомных ядер самых
различных процессов —
естественного
радиоактивного распада,
искусственной радиоактивности,
деления тяжелых ядер.
Обладая относительно
большой энергией, фотоны
этого диапазона чаще всего
испытывают упругое
расa hv1
г
Рис. 4. Схемы фотопоглощения
(а), комптон-рассеяния (б) и
эффекта образования пар (в)
21

сеяние на электронах внешних слоев атомов
облучаемого вещества, которые можно считать несвязанными
(известно, что, чем дальше удалена электронная оболочка
от ядра атома, тем меньше энергия связи ее электронов
с ядром). Поэтому процесс рассеяния фотонов средней
энергии на электронах любых атомов подобен упругому
соударению свободных, не связанных друг с другом
твердых биллиардных шаров, тогда как фотоэффекту
больше подходит аналогия пушечного ядра, выбивающего
камни из кладки, связанной добротным цементным
раствором.
Эффект рассеяния фотонов средней энергии на
несвязанных электронах в 20-х годах детально исследовал
американский физик Артур Комптон, в честь которого
этот процесс назван комптон-эффектом. В таком
процессе особенно выпукло проявляются корпускулярные
свойства электромагнитного излучения.
При комптон-эффекте часть энергии Л v первичного
фотона передается рассеивающему электрону,
первоначально как бы находящемуся в покое. В результате
такого рассеяния возникает электрон отдачи, вылетающий
под углом 0 к направлению движения первичного
фотона, и фотон меньшей энергии /rv', рассеянный под
углом ф (рис. 4, б).
Изменение энергии первичного фотона является
функцией только угла рассеяния ф: при малых ф его
энергия почти не изменяется; в то же время при обратном
рассеянии, т. е. при ф = 180°, максимальная энергия
фотона hv составляет 250 кэВ. Интересно, что при
одинаковых углах рассеяния малоэнергетичных (120 кэВ)
и высокоэнергетичных (1200 кэВ) квантов в первом
случае длина волны изменится в 1,5 раза, а во втором —
в 6 раз, чему соответствуют энергии рассеянных
фотонов 80 и 120 кэВ. Таким образом, в случае
рентгеновского излучения (даже если и произойдет
маловероятный в этой области энергий комптон-эффект) фотон
изменит свою энергию незначительно. Поэтому
рентгеновское (и тем более 7-излучение) называют
проникающим. Только изредка в результате акта комптон-
рассеяния высокоэнергетичного фотона возникают
быстро движущийся электрон и рассеянный у-квант,
остаточная энергия которого мала и для
которого поэтому велика вероятность фотоэффекта (всиом-
ним, что т ~ А3).
22

Поскольку при комптон-эффекте происходит
рассеяние на электронах, а их число в электронных оболочках
атомов равно заряду Z атомного ядра, то вероятность о
комптон-эффекта пропорциональна числу электронов в
атоме, т. е. а ~ Z. Приняв во внимание число
электронов в атоме, можно считать, что при одной и той же
энергии квантов массовые, т. е. отнесенные к одному
грамму вещества, коэффициенты рассеяния и
поглощения пропорциональны отношению Z/А. Иными словами,
а/p слабо изменяется от 0,5 для элементов начала
таблицы Менделеева (за исключением водорода, для
которого Z/А = 1,0) до 0,396—0,386 для свинца и урана.
Нетрудно видеть, что вероятность комптон-эффекта
почти постоянна при любой энергии фотонов и для
любых атомов, т. е. нет области энергий, где этот процесс
вероятнее, чем в других. Практически комптон-эффект—
основной процесс взаимодействия излучения с веществом
при средней энергии фотонов: примерно от 0,3—0,5 МэВ
до 3—5 МэВ. При меньших энергиях квантов растет
вероятность фотоэффекта, при больших — повышается и
начинает доминировать вклад третьего процесса —
эффекта образования пар.
В отличие от первых двух рассмотренных процессов
эффект образования пар имеет энергетический порог: он
не наблюдается для фотонов, энергия которых ниже Еи =
= 1,022 МэВ. Численное значение этой пороговой
энергии Еп = 2 тс2, где тис — масса электрона и скорость
света.
В начале XX в. физики пришли к заключению, что в
природе должны существовать процессы двух видов: в
одном инертная масса переходит в электромагнитную
энергию, а в другом, наоборот, поглощение энергии
должно сопровождаться приращением массы. Первый из
этих процессов был «опознан» в явлении
радиоактивности: масса дочерних продуктов распада всегда
оказывалась меньше массы материнского ядра. Их разность,
преобразованная в энергию заряженных а- и р-частиц
и электромагнитное у-излучение, таким образом,
подтвердила всеобщность закона сохранения энергии.
В конце 30-х годов, когда немецкие физики Отто Хан
и Фриц Штрассман открыли явление деления тяжелых
ядер, стало очевидно, что масштаб выделения энергии
в этом процессе в сотни раз превосходит присущий
радиоактивному распаду: при делении «рыхлые», переобо-
23

гащенные нейтронами тяжелые ядра превращаются в
прочно связанные ядра элементов середины таблицы
Менделеева. Чем больше разность масс исходного и
конечного продуктов ядерной реакции, тем больше
выделение энергии. Создание сначала атомного оружия, а
затем ядерных реакторов, уже более 30 лет
вырабатывающих электроэнергию на АЭС, стало новым
практическим подтверждением справедливости формулы
эквивалентности массы и энергии.
Обратный процесс долгое время представлялся
невозможным. Экспериментальное обнаружение эффекта-
образования пар явилось триумфом предвидения физи-
ков-теоретиков. Выяснилось, что в тех случаях, когда
энергия фотона больше пороговой Еи, возможен
достаточно редкий, но не запрещенный законами природы
еще один процесс поглощения энергии. Высокоэнергетич-
ный квант электромагнитного излучения в поле ядра
превращается в две античастицы
^ 4 V>4
/ VP S\N
0,002
0,0 01
/\
-1-1 I
/
| II ■
0,010,020,050,10,2 0t5 1 2 5 10 20 Е,МэВ
Рис. 5. Массовый коэффициент ослабления
у-излучения для свинца и вклад
различных процессов; т — фотоэффект; а —
комптон-эффект: к — эффект образования
пар
электрон и его
положительный ана^
лог позитрон.
Разность между
энергией
поглощенного фотона и
порогом преобразуется
в кинетическую
энергию
возникающих
заряженных частиц и
поровну делится
между электроном и
позитроном,
разлетающимися в
противоположных
нап равлениях
(рис. 4, в).
Вероя т н о ст ь
х эффекта
образования пар быстро
растет с
увеличением энергии
фотонов, а с зарядом
ядра связана
соотношением Z2.
Поэтому _ линей-
24

ный коэффициент поглощения за счет образования пар
(т. е. в расчете на 1 см толщины поглотителя) в свинце
в 22 раза брльше, чем в алюминии. По величине же
массового коэффициента, т. е. в расчете на 1 г вещества,
свинец в 5 раз эффективнее алюминия. Быстро нарастая с
энергией, эффект образования пар на ядрах свинца
превосходит вклад комптон-эффекта уже при 3,5 МэВ (рис.
5), у более легкого алюминия это происходит при
значительно большей энергии — при 15 МэВ. Здесь уместно
отметить, что при взаимодействии Y’KBaHT0B средней
энергии с воздухом доминирует комптон-эффект,
поскольку для атомов этой среды фотоэффект существен
при Е< 20 кэВ, а эффект образования пар — при Е >
> 20 МэВ.
В результате каждого из трех описанных процессов
взаимодействия излучения с веществом в облучаемой
среде возникает большое число быстро движущихся
электронов. Значительная часть их обладает энергией,
достаточной для ионизации атомов вещества. Энергия,
поглощаемая при этом облучаемой средой, определяет
радиационный эффект. К рассмотрению количественных
величин, характеризующих этот эффект, мы теперь и
приступим.
Первая характеристика из использовавшихся в
практической дозиметрии, можно сказать, «лежит на
поверхности» — это ионизационный эффект. В начальный
период развития радиационной дозиметрии чаще всего
приходилось иметь дело с проникающим рентгеновским
излучением, распространяющимся в воздухе. Поэтому в
качестве количественной меры поля излучения многие
годы применяли результат измерения ионизации
воздуха вблизи рентгеновских трубок или аппаратов.
Единицей таких измерений условились считать количество
пар ионов, которые излучение образует в 1 см3 сухого
воздуха, находящегося при атмосферном давлении и при
обычной комнатной температуре (+18° С). Позднее
было установлено, что такой единице экспозиционной
дозы, названной рентгеном, соответствует 2,08*109 пар
ионов, т. е. примерно два миллиарда пар ионов в,
1 см3 воздуха. Таким образом, можно сказать, что
25

экспозиционная доза (Дэ) — количественная
характеристика поля ионизирующего
излучения, основанная на величине ионизации
сухого воздуха при атмосферном давлении;
единицей измерения Дэ является рентген (*Р),
1 Р = 2- 109 пар ионов/см3 воздуха = 0,11
эрг/см3 воздуха.
Полезно запомнить удобное правило, часто приме
няемое в практической дозиметрии:
доза 1 Р накапливается за 1 ч на расстоянии
1 м от источника радия массой 1 г, т. е. ак-
тивностью примерно 1 Ки.
Пока величину Дэ использовали для сопоставления
полей рентгеновского излучения и свойств его
генераторов, разногласий не возникало. Однако вскоре после
открытия этого нового проникающего излучения было
выявлено и вредное, и полезное (терапевтическое, лечеб-
нбе) действие больших доз Х-лучей, как называл их
В. 	Рентген до конца своей жизни. Возникли также
понятия переносимой и допустимой доз облучения. Все это
потребовало расширения границ рентгенметрии на
новые области применения рентгеновского излучения.
Поначалу с этими задачами удавалось справляться
в силу двух причин. Во-первых, в те годы
рентгеновские аппараты изготовляли на небольшое ускоряющее
напряжение, и поэтому при воздействии на организм
человека облучение затрагивало только внешние,
покровные мягкие ткани. Во-вторых, по счастью,
эффективные атомные номера Z3фф воздуха (7,64) и мягких
тканей (7,42) практически совпадают. Это означало, что
относительный вклад фото- и комптон-эффектов, в
основном ответственных за ионизацию атомов этих
веществ, одинаков и в воздухе, и в облучаемых тканях.
Поэтому, измеряя ионизационный эффект в воздухе и
характеризуя таким образом поле рентгеновского
излучения в интересующей нас зоне пространства, можно
вполне корректно оценивать ионизацию мягкой ткани,
помещенной в эту зону. Принципиальную возможность
такого пересчета обосновали английские физики Брэгг
и Грей, показавшие, что при постсянстве Zaфф
величина ионизации воздуха в полости среды не зависит от
плотности этой среды.
26

Использование рентгенметров допустимо также и в
тех случаях, когда приходится оценивать степень
радиационной опасности на местности, загрязненной смесью
радионуклидов с умеренной энергией у-квантов (не
выше 3 МэВ). Например, после аварии на ЧАЭС
местность была загрязнена смесью продуктов деления с
эффективной энергией порядка 0,8—1,0 МэВ. В таких
условиях использование рентгенметров было вполне
оправдано, они давали правильные показания.
По мере повышения напряжения на рентгеновских
трубках до 140—250 кэВ для облучения более глубоко
лежащих очагов заболеваний и в связи с попытками
лечения костных новообразований выяснилась
ограниченность понятия Дэ. При одной и той же величине Дэ,
в одном и том же поле излучения радиационный эффект
оказывался разным в мягкой и плотной (костной)
тканях. Причина достаточно ясна — более высокое
значение Zqфф костной ткани (13,8) в сравнении с мягкими
тканями и воздухом вызывало образование большего
числа фотоэлектронов и большую передачу энергии.
В качестве меры глубинных доз и радиационного
воздействия проникающих излучений было предложено
определять энергию, поглощенную облучаемым веществом.
В практической дозиметрии рассматривают объем
вещества ~ 1 см3 или массу — 1 г, в которых
содержится большое число атомов, и можно пренебречь
микрофлуктуациями энергии, поглощенной веществом.
Именно это понятие и лежит в основе радиационной
дозиметрии:
поглощенная доза (Дп) — количество энергии,
поглощенной единицей массы облучаемого
вещества.
Единицей измерения Дп является рад *.
1 рад=100 эрг/г. В системе СИ новой
единицей поглощенной дозы является грей** (Гр).
1 Гр = 100 рад.
Для мягких тканей в поле рентгеновского или
у-излучения поглощенная доза 1 рад
примерно соответствует экспозиции 1 Р, т. е.
1 Р — 1 рад (точно — 0,88 рад).
* 	Аббревиатура от английских слов «radiation absorbed dose»,
т. е. «поглощенная доза излучения».
** Эта непривычная, на практике еще мало употребляемая
единица названа в честь упомянутого выше физика Грея.
27

Из приведенных определений однозначно следует,
что поглощенная доза — универсальное понятие,
характеризующее результат взаимодействия поля
ионизирующего излучения и среды, на которую оно воздействует,
т. е. облучения. Между поглощенной дозой и
радиационным эффектом существует прямая зависимость: чем
больше поглощенная доза, тем больше радиационный
эффект.
Один из примеров зависимости радиационного
эффекта от дозы облучения — почернение фотопленки в
поле рентгеновского излучения. Всем нам приходилось
сталкиваться с рентгеноскопией больного зуба или
внутренних органов и костей конечностей. Отличающиеся
значительно большей плотностью (1,85 г/см3) кости
поглощают фотоны сильнее, чем прилегающие мягкие
ткани с плотностью — 1 г/см3, поэтому на пленке возникает
скрытое (а после проявления — контрастное)
изображение с различной степенью почернения зон мягких
тканей и кости и совсем непочерневших в области,
затененной, скажем, металлической коронкой.
Используя индивидуальную дозиметрию на основе
фотоэмульсий или конденсаторных камер, физики 40—
50-х гг. организовали достаточно удобную систему
контроля за радиационной обстановкой на ядерных
объектах: каждый работник, соприкасающийся с полем
излучения, снабжается индивидуальным дозиметром,
показания которого периодически считывают (от 1 раза в
сутки до 1 раза в неделю в зависимости от уровня
облучения). К этому начальному периоду создания служб
радиационной безопасности радиобиологи обосновали
значения допустимых поглощенных доз для организма
человека. Казалось, си-стема замкнута — если
радиационно-опасные работы организованы так, что показания
дозиметров не превышают допустимых значений,
радиационная безопасность персонала обеспечена.
К сожалению, действие ионизирующих излучений на
живой организм оказалось сложнее, чем последствия
облучения сравнительно простых и даже более
сложных, но неживых веществ. Выяснилось это при
трагических обстоятельствах: у значительной части физиков, в
течение ряда лет проводивших опыты на циклотронах,
было обнаружено профессиональное помутнение
хрусталика. Эти лучевые катаракты развились у них в
усло28

виях умеренных поглощенных доз, не превышавших
допустимых значений. Изучение таких отдаленных
последствий облучения организма привело к заключению, что
радиобиологический эффект зависит не только от
поглощенной дозы, т. е. энергии, переданной облучаемому
веществу, но и от нескольких модифицирующих
факторов. Первым среди них была выявлена линейная
плотность ионизации, т. е. количество пар ионов,
образуемых излучением на единице пути, например в 1 мкм#
Для процесса ионизации среды при движении через
нее электронов — легких отрицательно заряженных ча*
стиц — характерно, что пары ионов вдоль траектории
возникают не сплошной «дорожкой», а на значительной
расстоянии друг от друга, образуя своего рода пунктир.
Иная картина характерна для движения тяжелых
заряженных частиц, протонов, образующихся в
водородсодержащих веществах, например в тканях человека, при
воздействии на них нейтронов.
Обладая, как и электрон, единичным электрическим
зарядом, протон в 1836 раз тяжелее его. Поэтому при
движении быстрого протона плотность ионизации, т. е.
число пар ионов на единице пути в облучаемой среде,
на много порядков выше, чем в случае быстрого
электрона. Расположенные близко друг к другу ионы,
возникающие вдоль траектории протона, образуют
сплошной «чулок», экранирующий внутреннюю ее часть от
внешней среды. Быстрый протон сталкивается почти с
каждым атомом среды на своем пути, тогда как
электрон «скачет» от одного столкновения к другому, минуя
сотни атомов, остающихся неионизованным'и.
По современным радиобиологическим
представлениям, защитные механизмы, в частности атомы
кислорода, предохраняющие живую ткань от вредных эффектов
облучения, лишены возможности действовать внутри
трека тяжелой частицы. Поэтому при одной и той же
поглощенной дозе радиобиологический эффект тем выше,
чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Для
количественной оценки этого влияния потребовалось
ввести понятие коэффициента относительной
биологической эффективности (ОБЭ), или коэффициента
качества (КК) излучения:
29

ОБЭ, или КК какого-либо излучения, —
численный коэффициент, который равен
отношению поглощенной дозы эталонного
излучения, вызывающей определенный
радиобиологический эффект, к дозе рассматриваемого
излучения, вызывающей тот же биологический
эффект.
Так, при изучении лучевых катаракт на кроликах
было показано, что доза, при которой катаракты
развиваются при воздействии уизлучения, — —200 рад, а при
воздействии быстрых нейтронов, характерных для
залов ускорителей, 20 рад. Отсюда для быстрых
нейтронов КК = 10.
Из приведенного частного примера ясно, что
поглощенная доза нейтронов может быть эквивалентна
поглощенной дозе уизлучения только с учетом
коэффициента ОБЭ (КК). Так в радиационной дозиметрии
появилось новое понятие «эквивалентная доза»
Дэкв = Дп * КК.
Единицей измерения эквивалентной дозы
является биологический эквивалент рада:
1 бэр = 1 рад ОБЭ.
В системе единиц СИ новой единицей
эквивалентной дозы является зиверт (Зв),
названный в честь известного шведского радиолога
Рольфа Зиверта: 1 Зв = 100 бэр.
Коэффициент качества ионизирующего излучения
(КК) по определению равен единице для у-излучения,
для р-излучения — 1, для протонов и быстрых
нейтронов — от 3 до 10, для а-частиц — 20.
Рассматривая численные значения коэффициента
качества, нетрудно увидеть, что в наиболее часто
встречающихся случаях смеси р- и у-излучений для
практических целей применимы понятия поглощенной дозы и
результаты измерения Дп с помощью дозиметров,
поскольку в этих случаях дозы р- и у-излучений можно просто
суммировать. При использовании фильтров для
поглощения р-частиц в таком смешанном поле р- и у-излуче-
ний или в поле «чистых» у-излучателей допустимо
применение понятия экспозиционной дозы и результатов
измерений Дэ с помощью рентгенметров. В частности,
30

яри радиационной разведке местности, загрязненной
после аварии ядерного реактора смесью р- и у-активных
продуктов деления, использование значения мощности
дозы Рт в единицах мР/ч или мкР/с вполне допустимо
и корректно.
Кстати, доза Д и мощность дозы Р связаны
соотношением Д = Р-Т, где Т — продолжительность
пребывания в данном поле ионизирующего излучения. Данные,
лрактически удобные для пересчета Р и Т в дозу Д,
приведены в табл. 3.
Таблица 3
Доза облучения Д (мбэр) в зависимости от времени
пребывания в поле излучения мощностью дозы Р (мбэр/ч)
(103 мбэр = 1 бэр)
Мощность
дозы, мбэр/ч
Время п
убывания
в поле
1 ч
1 сут.
1 неделя
1 мес.
1 год
0,02
0,02
0,48 •
3,4
14,4
175
0,04
0,04
0,96
6,7
28,8
350
0,06
0,06
1,44
10,1
43,2
526
0,08
0,08
1,92
13,4
57,6
701
0,10
0,10
2,4
16,8
72,0
876
0,20
0,20
4,8
33,6
Ш
1 750
0,40
0,40
9,6
67,2
288
3 500
0,60
0,60
14,4
101
432
5 260
0,80
0,80
19,2
134
576
7010
1,0
1,0
34,0
168
720
8 760
Теперь, когда мы познакомились с эквивалентной
дозой — последним понятием радиационной дозиметрии
и радиобиологии, эту систему можно считать замкнутой.
В заключение раздела резюмируем смысл каждого
понятия и область его применения (рис. 6).
Радиационную опасность используемого
радиоактивного вещества удобно оценивать по активности,
выраженной в кюри или беккерелях (последняя единица
исключительно мала и поэтому практически неудобна;
обычно ее применяют при измерениях проб внешней
среды, удельная и суммарная активность которых, как
правило, незначительно отличается от фоновой, обусловлен*
ной естественными радионуклидами). Зная активность
■источника, можно рассчитать мощность экспозиционной
i дозы на разных расстояниях от него и таким образом

определить, например, допустимое время пребывания в
этом поле. -
Экспозиционная доза характеризует поле излучения
по его ионизирующей способности, которая обусловлена
характером радиоактивного вещества или другого
источника ионизирующего излучения. Для перехода от
экспозиционной дозы (характеристики поля) к
поглощенной дозе (характеристике взаимодействия поля и
облучаемой среды) необходимо знать свойства этой
среды. При одной и той же экспозиционной дозе, т. е. одном
и том же поле, воде будет передана меньшая энергия,
чем веществу середины таблицы Менделеева и тем
более тяжелым элементам. Поглощенная доза, т. е.
энергия, поглощенная единицей массы вещества, на которое
действует поле излучения, характеризует*радиационный
эффект для всех видов физических и химических тел,
кроме живых организмов.
Для оценки действия излучения на живые организмы,
в первую очередь человека, предложена и
используется эквивалентная доза облучения. В ряде простых и
практически часто встречающихся случаев вместо Дэкв
допустимо использование Дэ и Дп. Для смеси
излучений при внешнем и особенно при внутреннем облучении
только использование Дэкв позволяет избегать ошибок
в оценке степени радиационной опасности облучения.
Источник
Лоле
Облучение
—-
неживых
объектов
живых
организмов
‘Активность
Экспозиционная
Поглощенная
Эквивалентная
доза
доза
доза
Кюри.
Рентген
Грей
Зиверт
(рад)
{ 5эр)

Рис. 6. Связь понятий поля, дозы, радиобиологического эффекта и
единиц их измерения
32

3. 	КАК ИЗМЕРЯЮТ ИОНИЗИРУЮЩИЕ
ИЗЛУЧЕНИЯ
Детально изученные зависимости эффекта от дозы
на первом этапе развития радиационной физики
служили прежде всего для понимания и углубленного анализа
процессов «деградации», превращения энергии
первичного излучения в облучаемом веществе. Как только в
определенном диапазоне доз была показана высокая
воспроизводимость таких зависимостей, естественно
возникла мысль обратить их, использовать в качестве
физических дозиметров, т. е. методов и приборов,
позволяющих количественно характеризовать интенсивность
излучения. Например, по степени почернения
рентгеновской пленки определять дозу ее облучения. Так
появились фотодозиметры.
В кинохронике, на телеэкране, на фотографиях
персонала АЗС читатель, наверное, не раз замечал
характерную деталь — над карманом белого* халата или
комбинезона контрастно выделяется черный
прямоугольник фотокассеты. Это — индивидуальный фотодозиметр.
В пластмассовой кассете находится кадр рентгеновской
пленки, запакованный в светонепроницаемую черную
бумагу. Куда бы ни шел сотрудник АЭС, в какие бы ра-
диационно опасные зоны он ни проникал, даже
кратковременно, — фотодозиметр получит ту же дозу, что и
его организм.
Специального упоминания заслуживают две важные
черты фотометода — широкий диапазон и практическое
отсутствие инерционности, что определяет его
пригодность даже в мощных полях, т. е. в аварийных
условиях, когда необходимо точно оценить дозу облучения
для выбора правильной тактики лечения лучевой
болезни. Определить дозу с малой погрешностью можно
только на линейном участке зависимости доза — эффект,
что и определяет область применимости метода. На
практике нашли применение отечественные пленки двух
типов: «рентген-Х» и «рентген-ХХ». Первые позволяют
измерять дозы до 15 Р, вторые — до 3 Р. Из-за вуали
минимальное значение дозы, измеряемой фотометодом,
составляет примерно 0,1—0,2 Р.
* 	Окрашенные ткани хуже дезактивируются от радиоактивных
загрязнений,
1641-3
33

На показания прибора оказывает влияние не
только величина дозы, но и особо — энергия
регистрируемого излучения. Этот эффект известен в дозиметрии под
жаргонным названием «ход с жесткостью». Под
«жесткостью» здесь понимается энергия излучения — чем
больше энергия фотонов, тем на большую глубину они
проникают, т. е. тем жестче луч и, если представить
излучение в виде иглы, тем на большей глубине станет
«мягче» и согнется ее острие. Чем больше
малоэнергичных, «мягких» фотонов, тем труднее их измерить и тем
больше может быть ошибка, если не учитывать этого
эффекта.
Фотоэлектронный механизм повышенной
чувствительности фотопленки к малоэнергичным квантам вызывает
необходимость учитывать эффективную энергию
излучения, падающего на фотодозиметр. Для этой цели в
стенке кассеты применена система фильтров — от
открытого «окна» до тонких слоев металла. Сопоставляя степень
почернения под ними, оценивают энергию фотонов и,
сделав поправку на долю мягкого излучения,
рассчитывают экспозиционную или поглощенную дозу. Из
приведенных данных ясно, что область применимости
фотометода определяется не только диапазоном
измеряемых доз, но также и энергией регистрируемого
излучения. Этот метод можно уверенно применять лишь при
энергии квантов-более 200 кэВ.
Для ионизирующих излучений в большинстве
практически важных случаев главным из эффектов
взаимодействия с веществом является процесс ионизации
атомов среды. Ионизационные камеры, к рассмотрению
которых мы приступаем, получили свое название именно
потому, что в этом детекторе излучения использован
процесс ионизации.
Если к воздушному конденсатору, который является
простейшей ионизационной камерой, поднести источник
ионизирующего излучения (например, препарат радия),
то его излучение, взаимодействуя с атомами и
молекулами воздуха, будет их ионизировать, т. е. превращать
из электрически нейтральных в ионы, несущие
положительный и отрицательный заряды. Под влиянием
приложенной к обкладкам конденсатора разности
потенциалов ионы разного знака начнут двигаться в
противоположных направлениях, и в цепи потечет электрический
ток. Сила тока, регистрируемая с помощью
ампер34

метра, при определенных условиях пропорциональна
интенсивности излучения, которое воздействует на воздух,
находящийся между обкладками конденсатора.
При движении разноименно заряженных ионов к
электродам часть их может столкнуться друг с другом
и рекомбинировать, снова образуя электрически
нейтральные атомы и молекулы. Другие иокы могут под
влиянием теплового движения атомов передвинуться не
к электродам, а к иным конструктивным деталям
камеры, не входящим в ту электрическую цепь, ток которой
мы измеряем. Ясно, что обе эти группы ионов будут
потеряны при определении силы тока, протекающего
через ионизационную камеру. Именно по этим причинам
на начальном участке вольт-амперной характеристики
ионизационной камеры ток отличается от того значения,
которое соответствует собиранию на электродах всех
ионов, образованных излучением в чувствительном
объеме камеры.
По мере повышения разности потенциалов,
приложенной к электродам ионизационной камеры, все
большая часть образованных излучением ионов
«вытягивается» из чувствительного объема к электродам, не
испытывая рекомбинации и диффузии, и ток, протекающий
через цепь с гальванометром, возрастает, несмотря на
постоянство интенсивности облучения. Наконец
устанавливается такая разность потенциалов, при которой все
ионы, образованные излучением в объеме камеры,
достигают электродов.
При дальнейшем увеличении разности потенциалов
до известного предела ток, который протекает через
ионизационную камеру при постоянном облучении,
остается неизменным, ибо все образуемые излучением ионы
достигают электродов. Соответствующая сила тока,
получившая наименование тока насыщения /нас,
однозначно связана с числом пар ионов N, образуемых
излучением в объеме камеры:
Aiac — N 6,
где е — заряд иона, численно равный заряду электрона.
Если интенсивность излучения остается постоянной
по всему объему камеры (равномерная ионизация), то
справедливо соотношение
-/нас = NqVq,
35

где Nq.—'число пар ионов, образуемых излучением в
1 см3 газа-наполнителя камеры, Vo — чувствительный
объем камеры в кубических сантиметрах.
Следовательно, зная объем камеры и измерив
величину тока насыщения, можно определить число пар
ионов, образуемых излучением в 1 см3 воздуха за 1 с,
т. е. измерить мощность дозы ионизирующего
излучения. Таким образом, ионизационная камера позволяет не
только обнаружить ионизирующее излучение, но и
измерить его количество.
Практическое воплощение изложенного принципа
определения мощности дозы ионизирующего излучения с
помощью ионизационной камеры встречает
определенные трудности. В частности, следует указать на малую
величину измеряемого эффекта. Известно, что предельно
допустимая мощность дозы у-излучения составляет
0,8 мкР/с. Поскольку 1 Р соответствует 2-109 пар
ионов/см3 воздуха, при указанной мощности дозы в
1 	см3 воздуха за 1 с будет образовываться всего 1,6-103
пар ионов. В переносных приборах редко используются
ионизационные камеры объемом более 10 л,
следовательно, суммарный ионизационный ток при облучении
такой камеры предельно допустимой мощностью дозы
составит 2,6-10-12 А. К сожалению, измерение столь
малых токов без предварительного их усиления
невозможно, и схема дозиметра с ионизационной камерой должна
неизбежно содержать блок усиления слабых токов.
В дозиметрической аппаратуре для измерений в
поле р-уизлучений применяют цилиндрические и плоские
ионизационные камеры. При измерении а-частиц часто
используют камеры со сферическим центральным
электродом. Для дозиметрии мягких рентгеновских лучей
разработаны камеры без стенок: из плоского электрода
и перпендикулярного к нему острийного электрода,
образующего вытягивающее поле.
Малая проникающая способность а-частиц
вынуждает использовать для их регистрации камеры с очень
тонкими окнами или вообще без окон либо размещать а-
препарат непосредственно в чувствительном объеме
камеры. В силу высокой ионизирующей способности и
малого пробега а-частиц ионизационные камеры для
измерений a-излучения имеют небольшое расстояние между
электродами.
Ионизационные камеры мало удобны для р-излуче-
36

ния, так как создаваемый в камере ток связан с
энергетическим распределением попадающих в нее р-частиц,
и, 	следовательно, для получения результатов измерения
мощности дозы этим методом необходимо дополнитель-
ное определение энергетического спектра исследуемого
p-излучения. При относительных измерениях, когда
упомянутые ограничения не имеют значения,
ионизационные камеры для р-излучателей еще находят
применение. Отличительной чертой их конструкции, так же, как
и камер для а-частиц, является тонкое входное окно,
через которое измеряемое излучение попадает в камеру
сравнительно мало ослабленным.
Наиболее разнообразны по конструкции широко
распространенные ионизационные камеры для измерения у-
излучения. Отличительной чертой таких камер
являются ограничения, налагаемые на химический состав и
толщину вещества стенок. Это связано с тем, что в
ионизационных камерах, применяемых для регистрации у- и
жесткого рентгеновского излучения, вторичные
электроны, образуемые в стенках камеры, играют более важную
роль по сравнению с электронами, образуемыми в газе
камеры. Наоборот, в упомянутых выше ионизационных
камерах для регистрации а- и р-частиц, а также для
измерений мягких рентгеновских лучей характерной
чертой является малая роль стенок камеры.
Из двух типов ионизационных камер (импульсной,
предназначенной для измерения отдельных частиц, и
токовой — для регистрации большого числа актов
ионизации) в практической дозиметрии распространены
только детекторы второго типа, обеспечивающие измерения
суммарного ионизационного эффекта (например, силы
тока, вызванного значительным количеством
ионизирующего излучения, или заряда, накопленного за большое
время на электродах ионизационной камеры). Так
как в камерах такого типа, по существу, происходит
суммирование эффекта от большого числа актов
ионизации, происходящих в чувствительном объеме камеры, то
эти камеры часто называют интегрирующими
(токовыми), поскольку интегрирование представляет собой
суммирование малых величин.
Пренебрежение этим фактором может привести к
значительным ошибкам при оценке радиационной
обстановки, особенно в полях с высокой мощностью дозы.
В практике дозиметрических измерений наибольшее
37

распространение получили камеры, основанные на
использовании «стеночного эффекта», именуемые также
наперстковыми (хотя часто размеры и форма таких
камер мало напоминают наперсток). Последнее название
камер для измерения у-излучения обусловлено
историческими причинами. Физики Грей и Брэгг разработали
теорию работы таких камер применительно к задачам
лучевой терапии в 30-е гг., когда предпринимались
попытки создать миниатюрные детекторы излучения для
измерений внутри организма человека.
Наперстковую ионизационную камеру можно
рассматривать как наполненную газом малую полость
внутри твердого тела. Принцип Брэгга—Г рея позволяет
установить зависимость измеряемой ионизации газа,
заключенного в полости, от ионизации в геометрически
подобном объеме, расположенном внутри твердого тела того
же самого атомного состава, что и вещество стенки.
Грей в наиболее общей форме доказал, что при
выполнении некоторых условий наличие малой воздушной
полости в сплошном твердом теле не изменяет
энергетического и пространственного распределения
электронов вторичного происхождения внутри твердого тела. Он
получил соотношение между энергией А Е,
поглощенной единицей объема твердого тела за единицу
времени, и ионизацией воздушной полости:
/о е =— Д Е,
S
где /о — число пар ионов, образуемых
рассматриваемым излучением в единице объема воздушной полости
за единицу времени; 8 — работа ионизации, т. е.
энергия, затрачиваемая на образование одной пары ионов
(эта величина для воздуха численно равна 34 эВ и
практически не зависит от энергии р-частиц); s —
отношение тормозных способностей твердого вещества и
воздуха.
На основе этого соотношения строится современная
дозиметрия у-излучения, поскольку оно позволяет,
измерив ионизацию в воздушной ионизационной камере,
найти величину поглощенной дозы. Выше было отмечено,
что успех обусловлен счастливым совпадением:
эффективный атомный номер ZQфф тканей человеческого тела
(воды, крови, мышц), равный 7,42, близок к
эффективному атомному номеру воздуха (7,64). Именно это
позе

зволяет определять поглощенную энергию для тканей
человеческого тела по результатам измерений
ионизации, создаваемой анализируемым излучением в воздухе.
Эти же соображения диктуют требование,
налагаемое на выбор вещества стенки наперстковой
ионизационной камеры: оно должно быть «воздухо»- или
«тканеэквивалентным». Эквивалентными считаются такие
материалы, которые имеют одинаковые коэффициенты
поглощения первичного излучения и одинаковую атомную
тормозную способность для вторичных частиц.
Практически это можно осуществить подбором состава газа и
материала стенки таким образом, чтобы их Z3фф было
одним и тем же. К воздухоэквивалентным материалам
относятся такие, как бакелит, плексиглас, полистирол
и др.
Количество электричества, собранное на электродах
таких ионизационных камер, прямо пропорционально
экспозиционной дозе. Для целей дозиметрии можно
использовать и обратную зависимость. Если два
изолированных друг от друга и заряженных до определенного
потенциала U0 электрода поместить в поле
ионизирующего излучения, то под влиянием ионов, возникающих
в межэлектродном пространстве, часть заряда будет
нейтрализована и в конце экспозиции потенциал
понизится до UK. Разность потенциалов связана с
экспозиционной дозой
д [/= и0— Ul{ = Ne = D3.
Для регистрации начального и конечного
потенциалов существуют различные устройства. Одно из самых
простых и давно используемых — электроскопы. В тех,
которые применяли еще П. и М. Кюри для измерений
относительной радиоактивности препаратов, заряд
определялся по степени расхождения тончайших
металлических лепестков. В современных карманных дозиметрах
дозу определяют по углу отклонения золоченой упругой
кварцевой нити, наблюдаемой на просвет через
несколько линз (рис. 7).
Надежные, точные, простые в устройстве
ионизационные камеры до сих пор используются в практической
дозиметрии. Главный их недостаток — относительно
низкая чувствительность. Даже если наполнить межэлек-
тродное пространство тяжелым газом и поднять его
давление до нескольких атмосфер, ионизационная камера

зарегистрирует не более одного из десятков тысяч
квантов у или рентгеновского излучения, пролетающих
через ее объем. Таким образом, ионизационные камеры
применимы лишь в полях значительной мощности дозы
излучения.
Характерно, что если в первый период после аварии
на ЧАЭС армейские дозиметры ДП-5А с
ионизационными камерами были вполне пригодны и давали
правильные показания, то после распада короткоживущих
радионуклидов в смеси выброшенных продуктов деления
от таких детекторов пришлось отказаться и заменить
их на более чувствительные. Это была аппаратура, в
которой для регистрации ионизирующих излучений
использовались газоразрядные и сцинтилляционные детекторы.
Газоразрядные счетчики, часто называемые также
счетчиками Гейгера—Мюллера, отличаются от
ионизационных камер большей
чувствительностью: они
способны зарегистрировать
появление в их чувствительном
объеме единичной пары
ионов. Эти счетчики часто
применяют для измерений
количества радиоактивных
веществ по интенсивности
испускаемых
ионизирующих излучений. Поэтому
ионизационные камеры,
регистрирующие суммарную
ионизацию, используют
преимущественно для
дозиметрии, а газоразрядные
счетчики — для радиометрии,
т. е. определения
количества радиоактивных веществ
(радионуклидов).
По принципу устройства
газоразрядный счетчик не
отличается от
ионизационной камеры: он также
является конденсатором, к*
которому приложена разность
потенциалов, однако она
настолько велика, что в
газоРис. 7. Конструкция
карманного дозиметра на основе
ионизационной камеры с
электроскопом
40

вом промежутке возникает новый процесс-^газовое
усиление. Этот процесс отсутствует в ионизационных
камерах; в газоразрядных же счетчиках в результате
газового разряда происходит умножение начального числа
ионов. В зависимости от конструкции счетчика и
приложенного напряжения коэффициент газового усиления
может достигать величины 107.
Использование процесса газового разряда.в
газоразрядных счетчиках позволяет резко увеличить
чувствительность счетчиков в сравнении с ионизационными
камерами и существенно упростить регистрирующие
электрические схемы. По этим причинам газоразрядные
счетчики чаще всего применяются для измерений
отдельных частиц и имеют небольшие размеры, ибо даже
незначительной массы газа-наполнителя достаточно для
развития процесса газового усиления. Цилиндрические
счетчики Гейгера—Мюллера (рис. 8), например, состоят
из внешнего электрода (металлического или
стеклянного, покрытого изнутри слоем проводящего вещества)’
диаметром 1—3 см, длиной 10—15 см и тонкой
внутренней нити из вольфрама или другого металла
диаметром несколько сотых или десятых долей
миллиметра. В отличие от ионизационных камер, работающих,
как правило, при атмосферном давлении, газоразрядные
счетчики часто наполняют смесью газов под
пониженным давлением.
Величина импульса тока, создаваемого таким счет-
Рис. 8. Цилиндрический счетчик Гейгера—Мюллера и схема его
включения: 1 — нить счетчика (анод); 2 — специальный слой,
нанесенный на корпус (катод); 3 — корпус; 4 — контакт; 5 —
изолятор; 6 — стеклянная трубка
41

чиком, не зависит от начального числа пар ионов в
чувствительном объеме. Эта область работы счетчика
является своеобразной противоположностью области
применимости ионизационной камеры. В самом деле, с
помощью ионизационной камеры можно измерить
суммарную ионизацию, но нельзя установить число создающих
ее частиц. Напротив, счетчик Гейгера—Мюллера
позволяет определить число ионизирующих частиц, но не дает
никаких сведений о величине ионизации, создаваемой
этими частицами. Возникающий при этом импульс тока
один и тот же как при регистрации а-частицы,
создающей в чувствительном объеме счетчика десятки тысяч
пар ионов, так и при регистрации р-частицы или у-кван-
та, образующих несколько пар ионов. Величина
импульса зависит только от приложенной разности
потенциалов и конструктивных параметров газоразрядного
счетчика.
Для а-частиц и малоэнергичных электронов (£-ча-
стиц), обладающих низкой проникающей способностью,
разработаны и используются специальные конструкции
торцовых счетчиков, снабженных тонким входным окном.
Эффективность регистрации уквантов с помощью
счетчиков Гейгера—Мюллера очень низка из-за малой
толщины стенки и, следовательно, маловероятного
образования вторичных электронов, вызывающих ионизацию
в чувствительном объеме счетчика. В то же время
невозможно существенно увеличить толщину стенки,
поскольку при толщине, превышающей пробег вторичных
электронов в веществе стенки, образованные излучением
дополнительные частицы не смогут достигнуть
чувствительного объема счетчика и не будут зарегистрированы.
Возможный путь повышения эффективности счетчиков
при измерении у-квантов состоит в применении для
изготовления катода более тяжелых материалов
(элементов конца таблицы Менделеева), для которых
вероятность образования вторичных электронов выше, чем для
легких веществ.
Однако даже в счетчиках, специально изготовленных
для регистрации у-квантов, вероятность образования
вторичных электронов мала и эффективность их не
превышает 1—2%.
Из недостатков счетчиков Гейгера—Мюллера
назовем два основных. Этим приборам присущ значительный
«ход с жесткостью», т. е. резкая зависимость
эффектив42

ности регистрации от энергии падающего излучения, что
затрудняет абсолютные измерения активности, особенно
дозиметрические исследования. В последних случаях
приходится дополнительно учитывать зависимость
мощности дозы от числа падающих частиц и их энергии.
На показания приборов со счетчиками
Гейгера—Мюллера может оказывать влияние мощность дозы или
интенсивность излучения. Например, их показания могут
даже уменьшаться при очень высокой мощности дозы.
Наиболее сложно устроены сцинтилляционные
детекторы (от латинского «сцинтилляцио» — сверканье,
вспышка), отличающиеся высокой чувствительностью к
Y-излучению. На каждые 100 фотонов, пронизывающих
их чувствительный объем, они дают не менее
нескольких отсчетов, а при особых ухищрениях — даже
десятки отсчетов. Чтобы обеспечить такую большую
чувствительность, физикам пришлось пойти на хитрость и
обойти одно из решающих препятствий.
Из сказанного выше ясно, что достижению высокой
эффективности регистрации у-кватов препятствует
несовместимость двух взаимно противоречивых
принципов — для наиболее вероятного преобразования у-кван-
тов в электроны необходимо использовать вещества с
большими значениями атомного номера Z и плотности.
В то же время именно таким веществам присуще особо
быстрое поглощение электронов, они для них как бы
непрозрачны. Возможно, что именно это слово и
подтолкнуло физиков на правильный путь. В сцинтилля-
ционных детекторах второй барьер удалось преодолеть
за счет разработки и использования специальных
кристаллов — фосфбров («светонесущих»). Именно в
использовании света и состоит секрет высокой
эффективности сцинтилляторов. В таких детекторах энергия
ионизирующего излучения преобразуется в вспышку света,
для которого кристалл является прозрачным. Таким
образом, увеличение размеров кристалла сопровождается
повышением эффективности регистрации у-квантов и
чувствительности к рентгеновскому и у-излучениям.
Из применяемых в практических целях назовем
следующие сцинтилляторы — NaJ(Tl) и CsJ(Na) в
детекторах у-излучения, ZnS(Ag) — в а-детекторах.
Сцинтилляционный детектор состоит из оптически
соединенных- сцинтиллятора и фотоэлектронного
умножителя (ФЭУ), преобразующего световую вспышку в
43

электрический импульс. Особое достоинство щелочно-
галоидных кристаллов состоит в том, что амплитуда
такого импульса пропорциональна энергии, переданной
сцинтиллятору. Спектрометры и радиометры,
базирующиеся на использовании сцинтилляционных детекторов,
оснащены дополнительными электронными блоками
амплитудного анализа (рис. 9).
Главный недостаток сцинтилляционных детекторов—
наличие значительного «хода с жесткостью» из-за
высокого атомного номера вещества сцинтиллятора, что
может привести к завышению значений измеряемой
активности или мощности дозы при работе в полях мйгкого
у-излучения. Другой существенный их недостаток —
невозможность применения в мощных у-полях из-за
наложения импульсов малой амплитуды и соответствующей
ререгрузки измерительного тракта. Менее существеннее,
но создающие неудобства в работе — хрупкость
монокристаллов, гигроскопичность одного из наиболее
широко применяемых сцинтилляторов — йодистого натрия,
активированного таллием, наконец, относительно
высокое рабочее напряжение, которое необходимо для
работы ФЭУ.
И все-таки перечисленные недостатки не
перевешивают главного достоинства сцинтилляционных
детекторов — высокой эффективности при регистрации фотонов
у-излучения. Поэтому создано много типов радиометров
и дозиметров со сцинтилляционными детекторами. Один
из характерных их представителей — поисковый у-ра-
дцометр СРП, предназначенный для поисков урановых
месторождений по у-излучению продуктов его распада
(сам уран является чистым а-излучателем, а его дочер-
1 Рис. 9. Блок-схема сцинтилляционного счетчика: / — сцинтиллятор;
2 — фотоэлектронный умножитель; 3 — светонепроницаемый кожух
44

ние продукты — интенсивными |3-, 7-излучателями).
Из всего сказанного выше следует вывод, имеющий
весьма общее значение:
Не существует универсальных методов и
приборов, применимых в любых, каких угодно
условиях.
Каждый метод и прибор имеет свою область
применения.
Использование его за пределами этой
области может привести к грубым ошибкам.
Только специальные знания позволяют перейти от
показаний измерительного прибора (дозиметра,
радиометра, спектрометра) к правильному численному значению
измеряемой величины. Например, в случае радиометра—
от скорости счета к активности пробы или потоку
ионизирующего излучения, з случае дозиметра — от
почернения пленки к экспозиционной или поглощенной дозе,
в случае спектрометра — от чисел отсчетов в каналах
анализатора к спектру измеряемого излучателя.
При обсуждении радиационных последствий
чернобыльской аварии нередко можно было услышать
недоумения, а то и возмущения тем, что население не
имело возможности самостоятельно широко применять
радиометры и дозиметры. В самом деле, весь мир обошли
сведения о японских домохозяйках, приходивших на
рынки с радиометрами для контроля закупаемых
продуктов. В начальный период проведения американских
атомных испытаний на островах Тихого океана в
городах Японии отсутствовал централизованный
радиометрический контроль продуктов моря, и такой
«самоконтроль» позволял выявить и отбраковать рыбу с ра-;
диоактивными загрязнениями. После введения
централизованного контроля необходимость самодеятельности
отпала.
В Финляндии вблизи АЭС «Ловиза» в центре
одного из населенных пунктов установлен дозиметр. Нажаз
кнопку, любой житель городка может убедиться в том,
что мощность дозы не изменилась за счет работы
реакторов АЭС и не отличается от фоновой. В данном
случае мы вновь сталкиваемся с понятием фоновой
естественной радиоактивности. Незнание характеристик этого
45

природного фактора может привести к ошибочным
заключениям при оценке итогов радиометрии или
дозиметрии.
Вольтметр или амперметр, не включенные в
электрическую цепь, не дадут показаний, отличных от нуля,
разве только стрелка прибора качнется под влиянием
случайного внешнего толчка. Совершенно другая
картина с радиометром: даже при умеренной
чувствительности его индикатор указывает на присутствие
излучения, а при подключении звуковой сигнализации счетчик
дает отсчет за каждые 2—3 с, даже в вашей квартире!
Для правильной интерпретации этих на первый
взгляд тревожных показаний надо знать, что
повсеместно (в том числе в каждом жилом доме) присутствуют
природная радиоактивность, и космическое излучение,
которые и составляют естественный радиационный фон.
Его-то воздействие и вызывает вполне измеримые
показания радиометра, хотя уровень этого воздействия,
конечно, вполне безопасен в подавляющем большинстве
случаев. Последняя оговорка не случайна — в природе
существуют и небезопасные для здоровья источники
естественной радиоактивности. Таковы, например,
радоновые воды на курортах Кавказа, применяемые только
в лечебных целях.
Отсюда нетрудно уяснить причину, по которой
население после аварии на ЧАЭС не снабжали
радиометрической аппаратурой и дозиметрами. Внимательному
читателю ответ уже ясен: надо уметь не только
пользоваться прибором, но и квалифицированно оценивать его
показания. Приведенный ниже характерный пример
иллюстрирует возможность значительных расхождений при
интерпретации показаний разных приборов в одном и
том же поле ионизирующего излучения, т. е. при одной
и той же экспозиции.
Армейский дозиметр ДП-5 базируется на
использовании воздушной ионизационной камеры, практически
не обладающей «ходом с жесткостью»: при любой
энергии падающих на нее фотонов ток ионизационной
камеры строго пропорционален мощности экспозиционной
или поглощенной дозы (в зависимости от того, в каких
единицах проградуирована камера). Как мы уже знаем,
для перехода от экспозиции к дозе излучения,
поглощенного мягкими тканями, достаточно ввести
постоянный поправочный коэффициент (0,88). Практически с
46

точностью, приемлемой для целей прикладной
дозиметрии, например, радиационной разведки местности,
приблизительно считают Яэ ~Рд, т. е. приравнивают
значения мощности Экспозиционной и поглощенной доз.
Таким образом, дозиметр ДП-5 дает правильные
показания в любой практически встречающейся смеси р-, у-
излучателей, в частности продуктов деления урана.
Упоминавшийся выше поисковый радиометр СРП со
сцинтилляционным детектором на основе
монокристалла NaJ(Tl) отличается значительным «ходом с
жесткостью». Чтобы учесть это, разработчики радиометра
градуируют его в поле у-излучения естественного урана,
находящегося в равновесии с продуктами распада.
Естественно, что при использовании радиометра СРП в
таком же поле'у-излучения он дает показания, которые
действительно отражают мощность дозы у-излучения
указанной смеси радионуклидов.
Радиометр может давать правильные показания и в
поле другой смеси у-излучателей, если средняя их
энергия мало отличается от таковой для урана и его
дочерних продуктов. Если же это различие велико, то по
мере уменьшения средней энергии радиометр начнет да-
йать все более завышенные показания (вспомним про
фотоэффект, доля которого растет с понижением
энергии квантов). В частном случаё относительно мягкого
излучения смеси р-, у-активных продуктов деления,
выброшенных из аварийного блока ЧАЭС, радиометр СРП
давал показания, в 3—4 раза завышенные по сравнению
с истинной мощностью дозы, измеряемой армейским
дозиметром ДП-5. Пренебрежение этим обстоятельством
могло привести к серьезным разногласиям в оценке
радиационной обстановки на местности вблизи ЧАЭС.
Завершая рассказ о методах и приборах для
измерений ионизирующих излучений, отметим, что каждый
из них предназначен для своей цели: радиометр — для
определения количества радиоактивного вещества или
потока излучения, дозиметр — для измерения
экспозиционной или поглощенной дозы, спектрометр — для
регистрации и анализа энергетического спектра и
идентификации на этой основе излучающих радионуклидов.
Забвение этих простых истин может приводить (и
приводило!) к серьезным ошибкам, которые особенно
недопустимы в послеаварийной обстановке, требующей
быстрых и правильных решений.
47

4. 	БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ
Первые же месяцы работы с ионизирующими
излучениями привели к радиационным поражениям. Уже в
J895 г. помощник Рентгена Вильям Груббе получил
радиационный ожог рук (эритему), сопровождавшийся
развитием дерматита — тяжелого воспалительного
заболевания кожи. К 1897 г. в литературе было описано 23
случая кожных поражений, вызванных рентгеновским
облучением. В 1898 г. был открыт радий, проникающее
у-излучение которого также оказалось способным
сильно воздействовать на ткани человеческого организма.
Известно, что этот факт был случайно обнаружен Анри
Беккерелем: после того как пробирка с радием
несколько часов пролежала в его жилетном кармане, на коже
появилось красное пятно, перешедшее в долго не
заживавшую язву.
Исследования относительной радиационной
чувствительности различных участков кожного покрова
человека, выполненные в 1898—1899 гг. доктором Денло над
самим собой, позволили установить первые
закономерности немедленных (острых) реакций кожи на
облучение. Поскольку в те годы не существовало рентгена как
единицы экспозиционной дозы облучения, в первые
десятилетия XX в. широко пользовались понятием
«пороговая эритемная доза». По определению это
наименьшее количество излучения данной степени жесткости,
которое, воздействуя на кожу внутренней поверхности
предплечья, вызывает у 80% облученных лиц
покраснение кожи на срок от 7 до 10 суток.
После того как экспозиционная доза превысит
пороговую эритемную, на облученном участке кожи
возникает легкое покраснение, вызываемое, по-видимому,
расширением кровеносных сосудов и проходящее примерно
через сутки. Через 7—10 дней на этом месте
развивается лучевая эритема, похожая при дозе 500—600 Р на
легкий солнечный ожог. Через несколько дней ожог
исчезает.
При дозе 1500—1600 Р развивается более тяжелая
эритема с образованием пузырей, аналогичная ожогу
II 	степени. В этом случае заживление также полное,;
но продолжается в течение 4—6 недель. При еще
больших локальных дозах (3000—4000 Р) возникает некроз-
48

тканей, подобный ожогу III степени, который не
поддается лечению обычными средствами, в результате
чего заживление происходит длительно и часто приводит
к образованию рубцов, позднее к злокачественному
поражению тканей.
Выполненные исследования позволили также
установить, что с увеличением энергии рентгеновского или
у-излучения возрастает и пороговая эритемная доза
(рис. 10). В основном это связано с тем, что рост
жесткости излучения сопровождается перемещением
максимума ионизации ткани с поверхности тела в глубину.
Другое важное явление, обнаруженное уже в те годы,
состоит в том, что если суммарная экспозиционная доза
фракционирована, т. е. облучение проводится
многократно долями суммарной дозы, то пороговая эритемная
доза возрастает.
Аналогично этому при снижении мощности
экспозиционной дозы увеличивается доза, приводящая к
образованию эритемы данной интенсивности. Очевидно,
организм человека обладает эффективными механизмами, ко-’
JPhC. 10. Пороговая эритемная доза для кожи человека в
зависимости от «жесткости» рентгеновских лучей: а — острое облучение;
& «*. фракционное облучение (ежедневно по 300 Р)
49

торые за период между моментами новых облучений
частично ликвидируют последствия острого лучевого
поражения кожи.
В табл. 4 приведены данные о величинах суммарной
дозы облучения, вызывающей на коже эритему
определенной степени через две недели после воздействия
узким лучком рентгеновского излучения.
Таблица 4
Зависимость эритемной дозы для кожи человека
от мощности экспозиционной дозы узкого пучка
рентгеновского излучения
Мощность дозы,
Р/мин
Эритемная доза,
Р
Продолжительность
облучения
. 500
500
I мин
50
780
15,5 мин
5
1 300
4 ч 20 мин
0,5
. 2 250
75 ч
По мере увеличения сроков наблюдения за
персоналом с лучевыми ожогами, которые рассматривались
первыми исследователями рентгеновских лучей как
незначительные явления, были выявлены серьезные
отдаленные последствия облучения. У людей происходило
перерождение мелких кровеносных сосудов, зарастание их
соединительной тканью, ухудшение кровоснабжения и
как следствие возникновение хронических изъязвлений
и раковых опухолей.
К сожалению, для большинства пионеров
радиологии эти выводы были запоздалыми. Дальнейшие
наблюдения обнаружили, что даже прекращение работы с
излучением не останавливает развития процесса
перерождения тканей, который завершается через 6—30 лет
образованием злокачественной опухоли и смертью ранее
переоблученного человека. К 1907 г. было
зарегистрировано 7 случаев смерти в результате переоблучения, к
1908 г. — 31, к 1911 г. — 54. В 1936 г. в Гамбурге был
открыт памятник рентгенологам и радиологам всех
наций, отдавшим свою жизнь в борьбе с болезнями. На
памятнике значились имена НЮ человек. Без
преувеличения можно сказать, что весь отряд первых медиков,
применявших рентгеновские и у-лучи, погиб в
результа50

те развития злокачественных новообразований после
переоблучения.
В связи с большим числом радиационных поражений
людей радиобиологи организовали исследования
биологического действия ионизирующих излучений на
подопытных животных. С учетом необходимости эксперимент
тального исследования отдаленных последствий, а
также изучения влияния на потомство, для опытов были
выбраны животные с небольшой продолжительностью
жизни, отличающиеся высокой плодовитостью (мыши,
крысы, кролики). Для получения сравнительных
данных большую группу подопытных животных одной
линии разбивают на две части, одну из которых
облучают, а другую содержат в тождественных условиях, но
не подвергают лучевому воздействию.
Длительное наблюдение за составом крови, весом,
частотой злокачественных образований,
продолжительностью жизни и другими параметрами позволяет выявить
важные черты биологического действия ионизирующих
излучений на живые ткани. Свойственная всем живым
существам индивидуальная изменчивость отражается к
в характере чувствительности к облучению. На рис. 11
представлены полученные на опыте S-образные кривые
зависимости поражающего действия излучений от
величины дозы однократного облучения. Из этих данных
следует, что различия индивидуальной
чувствительности животных одного и того же вида и возраста весьма
Рис. 11.
Зависимость
выживания

млекопитающих от
дозы
облучения
О 100 Щ7 300 400 500 600 700 800 900 1000
ДозагР
51

велики: при дозе облучения 350 Р гибнет 10% крыс,
тогда как остальные выживают. Это свидетельствует о
высокой чувствительности первой группы крыс. При
этом 15% крыс выживают даже при дозе 700 Р, когда
подавляющая доля облученных животных гибнет.
В связи с существенными различиями
индивидуальной чувствительности к излучению для характеристики
относительной чувствительности была выбрана более
воспроизводимая на опыте величина — так называемая
полулетальная * поглощенная доза ЛД50/30»
вызывающая гибель 50% облученных животных за
тридцатисуточный срок наблюдения. В табл. 5 приведены
значения полулетальной поглощенной дозы для ряда живых
существ — от одноклеточных до млекопитающих,
характеризующие видовую чувствительность к
радиационному воздействию.
Таблица 5
Полулегальные поглощенные дозы
для ряда живых организмов
Животное
ЛД50/30, рад
Животное
ЛД50/30, рад
Парамеция
300 000
Золотая рыбка
700
Амеба
100 000
Кролик
800
Дрозофила
Хомяк
700
(взрослая) и др.
Крыса
600—700
насекомые
60 000
Мышь
400—600
Дрожжи
30 000
Обезьяна
500
Бактерия Коли
10 000
Коза
350
Улитка
10 000
Собака
325
Тритон
3 000
Свинья
275
Черепаха
1 500
Морская свинка
200—400
Лягушка
700
Чувствительность изолированных клеток
млекопитающего, культивируемых на специальной питательной
среде вне живого организма, изменяется от ЛД50 = 300 Р
для лимфоцита до 5000 Р для некоторых клеток кожи.
Характерно, однако, что ни одна клетка
млекопитающего не отличается такой чувствительностью, как
одноклеточный организм.
Из 5-образного характера зависимости смертности от
дозы облучения следует, что поражающее действие
облучения нарастает по мере увёличения дозы, достигая
* 	От латинского «letalis» — смертельный.
52

значения минимальной абсолютно смертельной дозы
ЛДюо- Дальнейшее увеличение дозы приводит к
сокращению срока, в течение которого гибнут все облученные
животные вплоть до так называемой смерти под лучом,
наступающей при дозе около 200 000 Р. Отсюда следует,
.что термин «смертельная доза» без указания срока
наблюдения за выживанием является неопределенным.
Обычно принятый срок наблюдения за млекопитающим
составляет 30 суток.
. Гипотетическая 5-образная кривая для организма
человека была подтверждена исследованием поражений,
вызванных, по существу, экспериментальными взрывами
ядерных бомб в Хиросиме и Нагасаки. Анализ
смертности жителей этих городов показал, что на
расстоянии менее 1000 м от эпицентра взрыва доза облучения
превысила 1000 Р и никто из застигнутых взрывом на
открытом месте не прожил долее недели. В зоне 1000—
1250 м, где доза облучения составляла около 700 Р,
пораженные погибли в течение нескольких месяцев.
Из приведенных данных следует, что по
устойчивости к облучению человек занимает промежуточное
место между собакой и мышью и обладает примерно такой
же чувствительностью, как обезьяна. В настоящее
время принято считать, что при кратковременном
облучении всего тела средняя ЛД50/зо для человека составляет
‘350 рад, а ЛД юо/зо — 600 рад.
Аналогично приведенным выше данным об эритем-
ной дозе различают однократное (острое) и
хроническое облучение. Уже упоминавшиеся восстановительные
процессы в живых тканях обладают высокой
интенсивностью, благодаря чему организм способен
противостоять такому многократному (дробному) облучению,
суммарная доза которого при однократном воздействии
оказалась бы безусловно смертельной.
Если бы степень восстановления была равна или
превышала степень повреждения, то облучение не
вызывало бы вредных последствий. Однако в
действительности компенсация никогда не бывает полной, и в
организме в результате облучения накапливаются
необратимые повреждения, вызывающие, в частности,
сокращение продолжительности жизни после облучения
несмертельными дозами, возникновение злокачественных
новообразований (саркома, рак, лейкоз), стерильность,
подавление потомства. Эксперименты позволяют.:
пред53

полагать, что 80% вредных последствий облучения
являются обратимыми, а 20% относятся к стойким
дефектам, снижающим жизнеспособность организма.
Наблюдения показали, что злокачественные
новообразования, появляющиеся в результате общего
переоблучения, возникают спустя много времени после
исчезновения всех симптомов лучевой болезни с частотой,
зависящей от вида используемых животных. В связи с
этим результаты исследований подопытных животных
не могут помочь определить канцерогенные дозы для
человека. Такие данные были получены в итоге
анализа частоты заболевания лейкозами среди жертв ядер-
ной бомбардировки Хиросимы. Из результатов,
представленных в табл. 6, следует, что доза однократного
облучения 50 Р увеличивает вероятность развития лейкоза
в будущем, а средняя продолжительность времени от
момента облучения до выявления симптомов лейкоза
(так называемый латентный, или скрытый, период)
составляет 6 лет.
Таблица 6
Частота возникновения лейкозов
среди выживших жертв ядерного взрыва
в Хиросиме
Расстояние от эпицентра, м
Частота возникновения
лейкозов на 1 000 человек
Менее 1 ООО * ^
иц~- 128
1 000—1 500 *
28
1 500—2 000
4
2 000—3 000
| 2
3 000 и более
1,6
Остальное население Японии
Около 1,5
* Примечание: жители, которые в момент взрыва
находились в подвалах зданий или в естественных складках местности.
Как отмечено выше, из людей, застигнутых взрывом на открытой
местности, в этих зонах не выжил никто.
Приведенные выше данные относились к облучению
всего тела живого существа. Исследования же
относительной чувствительности различных органов
млекопитающих позволили установить существенные различия в
вероятности выживания локально облученных животных.
Убедительно показано, что экранирование таких
критических органов, как селезенка или кишечник,
сущестБ4

венно увеличивает вероятность выживания животного,
облученного абсолютно смертельной дозой.
Поскольку одним из наиболее чувствительных к
облучению органов оказался костный мозг,
экранирование даже хвоста мыши повышает величину ЛДюо/зо на
50%. Аналогичные данные были получены в опытах по
облучению отдельных органов крысы узким пучком
рентгеновских лучей: в этих условиях ЛДюо оказалась
равной 8000 Р. Таким образом, если облучение поражает
не весь организм, а только отдельные его участки,
животное может перенести исключительно большие дозы
местного облучения. На этом, в частности, базируется
лучевая терапия злокачественных новообразований, при
которой опухоли облучают дозами от 0,5 до 6—8 крад
для полного их разрушения или подавления роста.
Обнаруженное впервые в 1899 г. явление
разрушения раковых опухолей излучением во все возрастающем
масштабе и с большим успехом применяется во всех
странах мира. Другой важный вывод из этих данных
состоит в том, что биологический эффект облучения
зависит не только от дозы, но и от массы облучаемой
ткани. Для правильной характеристики радиационного воз-
действя на живой организм следует знать как дозу
облучения, так и массу облучаемой ткани,
В некоторых случаях этот фактор может играть
решающую роль. Хорошо известно, например, что
щитовидная железа человека является исключительно
эффективным фильтром, извлекающим из крови атомы йода
даже при ничтожных его концентрациях для выработки
жизненно важных гормонов, которые участвуют в
регуляции обмена веществ и энергии в организме. В
обычных условиях с воздухом, водой, пищей человек
потребляет 200—220 мкг стабильного йода в сутки, и этого
оказывается достаточно для нормальной работы и
щитовидной железы, и всего организма в целом.
Жадное поглощение йода щитовидной железой
делает ее критическим органом при вдыхании
радионуклидов этого элемента — они почти целиком
концентрируются в двух маленьких дольках этой железы, общая
масса которых около 20 г. Эксперименты на
подопытных животных, которые в специальных камерах вдыхали
пары радиоактивного йода, и обследование пациентов,
которым для разрушения раковых клеток щитовидной
железы давали выпить раствор радиоактивного йода,
55

показали, что концентрация его радионуклидов в этой
железе в 200 раз (!) выше, чем в других тканях тела.
Таким образом, несмотря на то что масса тела так
называемого стандартного человека составляет 70 кг, его
облучение за счет поглощенных радионуклидов йода
оказывается меньше, чем воздействие на щитовидную
железу.
Взвешивая два рассматриваемых фактора — массу
органа и дозу его облучения, — радиобиологи пришли
к заключению, что даже с учетом важности нормальной
работы щитовидной железы для организма человека
доза ее допустимого облучения может быть принята в 3
раза большей, чем для равномерного облучения всего
тела. Защитные силы и восстановительные процессы
оказываются в этом случае настолько значительными,
что существенно перевешивают возможный
радиационный эффект и компенсируют его.
Детальное изучение относительной чувствительности
отдельных органов и тканей живых организмов к
радиационному воздействию привело к обнаружению
фундаментального факта: радиочувствительность клетки
меняется на разных фазах процесса деления (митоза).
Специальные опыты позволили установить, что клетка
наиболее чувствительна к облучению в конце периода
покоя и в самом начале первого этапа процесса деления,
именуемого профазой, в течение которого в ядре клетки
происходит деление хромосом. Например, смертельная
доза облучения клеток фибробластов (соединительных
тканей), находящихся в покое, равна 2500 рад, тогда
как для этих же клеток, находящихся в фазе деления,
она составляет 100 рад. При облучении клеток
несмертельными дозами единственным непосредственно
наблюдаемым результатом является задержка
вступления в митоз. Затем все облученные клетки начинают
делиться и, помимо возможного наследственного эффекта,
который затронет небольшую их часть, не
обнаруживают видимых признаков хронического повреждения.
Один из главных выводов радиобиологии состоит в
том, что быстро делящиеся клетки более чувствительны
к облучению, чем клетки зрелых тканей, редко
делящиеся или полностью дифференцированные* и утратившие
* 	Дифференциацией называется высокая специализация клеток
в организме, сопровождающаяся, как правило, прекращением их
размножения делением.
56

способность к делению. В связи с этим зигота —
первая эмбриональная клетка, образующаяся после
слияния сперматозоида с яйцом, — должна быть особенно
чувствительной к излучению.
Действительно опыты показали, что при дозе -у-облу-
чения мышей 200 рад в течение первых 5 дней после
зачатия в 80% случаев происходит гибель зародыша;
даже при 50 рад наблюдается значительное уменьшение
средней численности пометов.
После начальной стадии развития эмбриона,
занимающей около 5 суток у мышей и 8 суток у человека,
наступает период главного органообразования. На этой
стадии облучение не убивает зародыш, но является
причиной уродств, причем даже доза 25 рад, безопасная
для матери, способна вызвать у эмбриона поражение
мозга. После завершения органообразования (через 13
суток после зачатия у мыши и 3 месяца у человека)
наступает поздний период беременности, облучение в
течение которого вызывает появление хилого,
малорослого потомства. Так, при дозе облучения беременной
самки 200 рад у детенышей через несколько недель после
рождения были найдены поражения мозга и глаз в 100%;
случаев.
Таким образом,
зародыш живого организма,
как одна из молодых и
быстро делящихся
клеток, является
высокочувствительным к
излучению. Аналогичные
явления (более высокой
чувствительности молодых
форм к излучению)
имеют место и при
рассмотрении отдельных видов
лучевого поражения
живых организмов. В
качестве примера на рис. 12
представлена
продолжительность латентного
периода для возникновения
катаракты в зависимости
от возраста облучаемых
кроликов, из которой еле-
Рис. 12. Продолжительность
латентного периода для
лучевых катаракт в зависимости
от возраста кроликов при дозе
рентгеновского облучения
1500 Р и ускоряющем
напряжении 1200 кВ
57

дует, что по мере дифференциации клеток организма
возрастает его радиорезистентность, т. е. сопротивляемость
облучению.
Сопоставление относительной радиочувствительности
органов человека позволило разделить их на несколько
групп, переоблучение которых сверх характерной ПГ1Д
может оказаться критическим для организма в целом;
Группа критических органов
Годовая предельно
допустимая доза, бэр
Первая группа
все тело
красный костный мозг
гонады
5
Вторая группа
мышцы, щитовидная железа, жировая
ткань, печень, легкие, ЖКТ, селезенка,
почки, хрусталик глаза
15
Третья группа
кожный покров, костная ткань, кисти,
лодыжки, стопы
30
В последние десятилетия в связи с проблемой
загрязнения биосферы продуктами ядерных взрывов
большое внимание уделяется генетическим последствиям
облучения. Сейчас уже доказана наследственная природа
более 500 различных заболеваний человека, среди
которых диабет, гемофилия, шизофрения. От тяжелых
наследственных заболеваний страдает от 2 до 3%
населения земного шара. Воздействие ионизирующих
излучений на гены, половых клеток может вызвать
образование вредных мутаций, которые будут передаваться из
поколения в поколение, увеличивая «мутационный груз»
всего человечества.
В каждой клетке человеческого организма 46
хромосом содержат около 10 тыс. генов, поэтому, хотя
вероятность возникновения мутации определенного гена
мала, в целом для клетки она значительна. Генетики
считают, что пока дополнительные воздействия
увеличивают частоту спонтанных мутаций не более чем вдвое,
опасность для всего человечества не наступит, однако
каждая вредная мутация грозит гибелью какому-то
индивидууму.
,58

Последнее утверждение вытекает из предположения
о беспороговой линейной зависимости генетического
эффекта от дозы облучения во всем диапазоне мыслимых
лучевых воздействий. Однако эта гипотеза не доказана,
поскольку изученные эффекты лежат в области
больших доз, а экстраполяция линейных зависимостей
эффекта от дозы с учетом точности измерений обоих
параметров может маскировать наличие порога. В
радиационной генетике недавно обнаружены явления
пострадиационного восстановления генетических структур, что
делает гипотезу наличия порога более вероятной. О
радиационной устойчивости генов говорит также факт
развития и совершенствования человечества в условиях
естественного радиационного фона. Наконец, по наиболее
осторожным оценкам ведущих генетиков, доза,
удваивающая спонтанную скорость мутаций у человека,
составляет, по-видимому, около 13 бэр за репродуктивный
период, что значительно ниже двойной величины дозы
фонового облучения, используемой в настоящее время в
качестве базиса расчетов предельно допустимых
уровней для населения.
Завершая этот раздел, еще раз обратим внимание
читателя на количественную информацию о
радиобиологических эффектах для человека, представленную в
табл. 7. Анализ несчастных случаев позволил установить
численное значение смертельной дозы у-излучения. Она
оказалась равной 600±100 Р. На графике «доза—эффект
для человека» появилась первая количественная
величина.
Дозиметрические и радиобиологические исследования
показали, что ни в одном из известных случаев вредные
последствия облучения не проявились при дозах менее
100 Р кратковременного, т. е. «острого», облучения и
1000 Р облучения, растянутого на десятки лет. Опираясь
на эти данные о повреждающем действии
ионизирующих излучений и используя большой коэффициент
запаса, крупнейшие специалисты мира, входящие в
Международную комиссию радиационной защиты (МКРЗ),
рекомендовали в качестве предельно допустимой дозы
(ПДД) разовою аварийного облучения 25 бэр и
ежегодного профессионального хронического облучения —
15 бэр, а затем понизили ее до 5 бэр и установили в
10 раз меньшее значение для ограниченных групп
населения. МКРЗ специально подчеркнула, что если до-
69

Таблица 7
Клинические последствия острого облучения человека
Доза
облучения, бэр
Тип облучения j
1
тотальное
локальное
Повреждения
Не более 25
Все тело
Не обнаруживается
клинических симптомов
50
Все тело
Временное снижение
количества лимфоцитов
о
■' -°
Все тело
Тошнота, рвота, вялость во
всем теле и значительное
снижение числа лимфоцитов
г 150
Все тело
Смертность 5%; «похмелье»
от облучения — 50%
(состояние, похожее на
похмелье от алкогольного
опьянения)
200
Все тело
Снижение количества
лейкоцитов на долгое время
400
Все тело
Смертность 50% за 30 сут
600
Все тело
Смертность 90% за 14 сут
Не менее 700
Все тело
Смертность НЮ%
о
о
LO
1
о
о
со
Кожа
Выпадение волос и
краснота кожи
300—500
Гонады
Бесплодие на всю жизнь
зы облучения персонала не превышают предельно
допустимых, то обеспечена надежная защита человека от
соматических (проявляющихся в облученном организме)
эффектов и сведены до минимума возможные
отдаленные и генетические последствия. Наряду с МКРЗ,
рекомендации которой носят необязательный характер, в
странах с развитой ядерной энергетикой существуют
национальные экспертные комиссии. Разработанные ими
нормативы после утверждения их директивными
органами приобретают силу государственного закона.
Действующие в нашей стране «Нормы радиационной
безопасности (НРБ-76)» совпадают с рекомендуемыми МКРЗ.
60

Каковы же опасные и неопасные дозы облучения?
При дозах облучения не более 25 бэр никаких
изменений в органах и тканях организма человека не
наблюдается. Незначительные кратковременные изменения
состава крови возникают только при дозе облучения 50 бэр
(см. табл. 7). Таким образом, установленные пределы
облучения персонала и населения безопасны.
Обращаясь вновь к аварии на Чернобыльской АЭС,
необходимо подчеркнуть, что благодаря своевременно
начатой и отлично организованной эвакуации населения
из 30-километровой зоны никто из эвакуированных жи*
телей не получил дозу, превышающую 25 бэр, а дети —
более 1 бэр. Поэтому все разговоры о случаях лучевой
болезни среди эвакуированных лиц не соответствуют
действительности. Плодом воображения является и
«тетя Маша из-под Чернобыля», госпитализированная с
острой лучевой болезнью в вышеупомянутой пьесе
«Саркофаг». На самом деле население, эвакуированное в
связи с аварией на ЧАЭС, не получило радиационных
повреждений.
Каков же первичный интимный процесс действия
излучений на живые клетки, приводящий к их
радиационному поражению?
Во всех случаях воздействия ионизирующих
излучений на ткань в основе первичных изменений,
возникающих в клетках живого организма, лежит передача
энергии в результате процессов ионизации и возбуждения
атомов ткани.
При дозах облучения, вызывающих глубокие
поражения или даже гибель организма (например,
единовременно 600 рад для человека), относительное
количество образующихся ионов очень невелико. Этой дозе
соответствует примерно 1015 ионов/см3 ткани, что в
пересчете на ионизацию молекул воды составляет всего лишь
одну ионизированную молекулу воды на 10 млн. Таким
образом, непосредственная прямая ионизация (без
учета вторичных эффектов) не может объяснить
повреждающего действия излучения.
Количество энергии, соответствующее такой дозе, по
своему тепловому эффекту ничтожно мало: при
облучении человека весом 70 кг дозе 600 рад соответствует
выделение менее 100 малых калорий, что равносильно
приему внутрь одной чайной ложки теплой воды. Сле^
довательно, биологическое действие ионизирующего
из61

лучения невозможно свести только к изменениям
температуры, как это имеет место, например, при
взаимодействии живой ткани с УКВ- и СВЧ-волнами.
Несостоятельной оказывается и теория так называемого
точечного нагрева клеток ткани — выделения тепла в весьма
малом («точечном») жизненно важном объеме клетки.
Основным процессом, объясняющим биологическое
действие излучения, является растрата поглощенной
энергии на разрыв химических связей с образованием
высокоактивных в химическом отношении соединений,
так называемых свободных радикалов. Поскольку у
млекопитающих основную часть массы живого
организма составляет вода (у человека около 75%), решающее
значение имеет косвенное воздействие через ионизацию
молекул воды и химизм последующих реакций со
свободными радикалами.
При ионизации атома воды образуются
положительный ион Н20+ и электрон, который, пройдя расстояние
в несколько сот молекулярных диаметров от места
действия первичной частицы и потеряв всю энергию, либо
рекомбинирует, либо образует отрицательный ион Н20~.
Оба эти иона являются неустойчивыми и разлагаются
на пару стабильных ионов, которые рекомбинируют с
образованием молекул воды, и два свободных радикала
ОН* и №, отличающиеся исключительно высокой хими^
ческой активностью. По существу, это соединения, в
которых каждый из атомов не имеет стабильного
распределения электронов.
Непосредственно или через цепь вторичных
превращений, таких, как образование Н02, Н202 и других
активных окислителей, ОНх и Нх, взаимодействуя с
молекулами, белков, ведут к разрушению клеток живой
ткани в основном за счет энергично протекающих
процессов окисления. Этот эффект в значительной степени
снижается бурно развивающейся, цепной, самоускоряющей-
ся обратной реакцией рекомбинации ионов воды.
Катализаторами этой реакции служат свободные радикалы,
образующиеся при ионизации воды, а сама реакция
идет в следующей форме
0H* + H202-vH20 + H0*2,
но*2 + Н202-> Н20 + он*
и т. д., повторяясь.
6?

При возрастании концентрации свободных радикалов
сверх определенного, резко очерченного предела
скорость реакции рекомбинации сильно замедляется.
5. 	ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
; В отличие от описанного выше внешнего облучения
под внутренним понимают такой процесс, при котором
источники излучения находятся внутри человеческого
организма, попадая туда при вдыхании, заглатывании,
а также через повреждения кожного покрова.
Это отличие обусловливает ряд особенностей, кото^
рые делают внутреннее облучение во много раз более
опасным, чем внешнее, при одних и тех же количествах
радионуклидов.
Во-первых, резко увеличивается время облучения
тканей организма, так как в отличие от внешнего
облучения, где доза определяется временем пребывания в
зоне радиационного воздействия, при внутреннем
облучении время облучения совпадает со временем
пребывания радиоактивного вещества в организме. Для
наиболее опасных веществ, таких, как Ra226 или Ри239,
выведение из организма практически отсутствует, и
облучение длится всю жизнь.
Во-вторых, доза внутреннего облучения резко
возрастает из-за практически бесконечно малого расстояния
до ионизируемой ткани (так называемое контактное
облучение) и увеличения телесного угла от величины,
существенно меньшей 4л; при внешнем облучении, до
полных 4л при внутреннем.
В-третьих, введение радиоактивных веществ в
организм означает исключение поглощения ионизирующих
а-частиц роговым слоем кожи и переводит а-активные
вещества из полностью безопасных при внешнем
облучении в разряд наиболее опасных.
В-чеТвертых, за очень небольшим исключением.,
радиоактивные вещества распределяются по тканям
организма не равномерно, а избирательно концентрируются
в отдельных органах, еще более усиливая их локальное
облучение.
В-пятых, в случае внутреннего облучения мы
лишены возможности исиользовать те методы защиты,
которые разработаны для внешнего облучения
(экранирова63

ние, удаление от источника или сокращение времени
пребывания в поле).
Так же, как для уже рассмотренного нами
внешнего облучения, количественные значения предельно
допустимых доз при внутреннем облучении были
установлены на основе анализа радиационных поражений.
Один из наиболее впечатляющих примеров тяжелых
последствий внутреннего переоблучения ионизирук^цими
излучениями — трагедия австрийских горняков,
погибших еще в XVI в. от таинственной «горной болезни» на
копях по добыче свинцовых руд в Иоахимштале (ныне
Яхимов в ЧССР) и Шнееберге. Высокая смертность
шахтеров от специфической легочной болезни
длительное время привлекала внимание медиков. В 1879 г.
было установлено, что заболевание это — рак, причем
оказалось, что почти половина общей смертности
рудокопов вызвана этим заболеванием, а смертность от рака
легких среди рудокопов в 50 раз выше, чем среди
прочего населения. В то же время характерно, что опухоли
других органов встречаются у рудокопов столь же
редко, как и в контрольной группе мужского населения
Вены (табл. 8). Клинические исследования больных
шахтеров и тщательное изучение условий их труда
позволили установить, что причиной столь трагических
поражений являлась слишком высокая концентрация
радиоактивного газа радона и продуктов его распада в
воздухе этих свинцовых рудников.
Таблица 8
Среднегодовая смертность от опухолей
(на 100 человек) среди населения Вены
и рудокопов Шнееберга и Яхимова
Рудокопы
Яхимова
1929—
1958 гг.
Рудокопы
Шнееберга
Население
Вены
(мужчины в возрасте
15—79 лет)
1932—1936 гг.
Заболевание
1895—
1897 гг.
1895—
1912 гг.
Рак легких
9,8
12,7
16,5
0,34
Опухоли
других
органов
0,7 1
2,4
2,1
2,1
Патологическое действие облучения на организм в
значительной мере зависит от места локализации
радио64

активного вещества. Например, главная опасность
радия заключается в том, что он откладывается в коетях
и излучает а-частицы. Вызывая очень сильную
ионизацию, а-частицы повреждают как кость, так и особенно
чувствительные к излучению клетки кроветворных
тканей, вызывая тяжелые заболевания крови и образование
злокачественных опухолей. Пыль, содержащая
радиоактивные частицы, приводила к образованию
радиоактивных отложений в легких и способствовала развитию
рака. Средний период развития рака в этом случае
составлял — 17 лет, за которые ткани легких рудокопов
получали дозу не менее 1000 бэр.
Другой случай внутреннего переоблучения,
известный под названием «катастрофа в Нью-Джерси»,
связан с производством светящихся циферблатов (1919—
1924 гг.). Свойство сернистого цинка давать яркую
вспышку при торможении и остановке в нем а-частицы
(сцинтилляция) было применено для получения
постоянно светящихся составов из смеси ZnS и Ra или Th. Эти
краски с концентрациями радиоактивного вещества от
5 до 300 хмкг на 1 г ZnS в 20-х гг. получили широкое
распространение в приборостроении при изготовлении
светящихся циферблатов.
Работницы при нанесении тонких штрихов часто
заостряли кончики кисточек губами, заглатывая при этом
ничтожно малые количества радия, который,
постепенно накапливаясь в организме, вызывал глубокое
малокровие, злокачественные опухоли и преждевременную
смерть. От начала облучения до развития рака
проходило в среднем около 15 лет. За этот срок многие
работницы успели разъехаться по всей стране, поэтому
установить точную цифру частоты возникновения
злокачественных опухолей не удалось. Однако в 1915—
1924 гг. была зарегистрирована 41 жертва. Посмертное
исследование тканей погибших работниц позволило
установить, что в их организмах было накоплено всего лишь
от 1,4 до 180 мкг Ra, однако даже это ничтожное по
весу количество долгоживущего радиоактивного вещества
оказалось смертельным.
Опираясь на эти исследования, радиобиологи
разработали дозовые пределы, основанные на представлении
о 	недопустимости поглощения в течение всей жизни
более 1 мкг радия и произвольном предположении, что
предельно допустимым количеством вещества,
испуска65

ющего а-частицы, является 0,1 мкг. В расчетах
предельно допустимых концентраций всех других
радионуклидов в потребляемых человеком воздухе и воде
используют эту величину.
Изложим в общих чертах путь такого расчета и
рассмотрим факторы, влияющие на величину дозы, которую
получают ткани живого организма при внутреннем
облучении.
Степень радиационной опасности радионуклидов при
внутреннем облучении человека определяет ряд
параметров:
1) путь поступления радиоактивного вещества в
организм (через органы дыхания, желудочно-кишечный
тракт или непосредственно в кровь через повреждение
кожи);
2) распределение радиоактивного вещества в
организме;
3) продолжительность поступления радиоактивного
вещества в тело человека;
4) время пребывания излучателя в организме
(определяемое периодом радиоактивного полураспада и
периодом биологического полувыделения);
5) энергия, излучаемая радионуклидами в единицу
времени (определяется произведением числа актов
распада в единицу времени на среднюю энергию одного
акта распада);
6) масса облучаемой ткани (зависит от
проникающей способности излучения и локализации
радиоактивного вещества в организме);
7) отношение массы облучаемой ткани к массе
всего тела;
8) количество радионуклидов органе, т. е.
количество актов распада в единицу времени, и вид излучения.
Сложное переплетение этих факторов приводит к
большому разнообразию величин, характеризующих
предельно допустимые количества радиоактивных
элементов в воздухе, воде и внутри человеческого организма,
и более общий показатель — предел годового
поступления радионуклида в организм человека.
Из трех путей поступления радионуклидов в
организм наиболее опасно вдыхание загрязненного воздуха.
Во-первых, потому, что человек, занятый работой
средней тяжести, потребляет за рабочий день большое
количество воздуха — 20 м3, во-вторых, радиоактивное
ве:66

щество, поступающее таким путем в организм человека,
исключительно быстро усваивается.
Пылевые частицы, на которых сорбированы
радионуклиды, при вдыхании воздуха проходят через
верхние дыхательные пути и частично оседают в полости
рта и носоглотки. Отсюда они поступают в
пищеварительный тракт. Остальные частицы вместе с воздухом
попадают в легкие, где задерживаются легочными
тканями. Крупные частицы (>1 мкм) эффективно
задерживаются верхними дыхательными путями. В этом
случае в легких оседает 20% вдыхаемых аэрозолей,
однако при размерах частиц ниже 1 мкм эта доля
возрастает до 90%.
При всасывании из желудочно-кишечного тракта
коэффициент ресорбции для смеси радионуклидов
составляет от 4 до 10% общего количества. В зависимости от
природы изотопа и химической формы введенного в
организм соединения величина этого коэффициента
изменяется от долей процента (для нерастворимых
соединений Ru, Pu — 0,1—0,01%, Zr — 0,01—0,06%, Nb —
0,05%, Ce, La — 0,2—0,5%) до десятков и даже 100%
(растворимые соединения Ra — 5—30%, Sr, Ва — до
60%, Y, Cs —до 90—100%).
Ресорбция через неповрежденную кожу в 200—300
раз ниже, чем через пищеварительный тракт и, как
правило, не играет существенной роли.
На подопытных животных установлено, что уже
через несколько минут после попадания радионуклидов в
организм они обнаруживаются в крови. При этом
концентрация их нарастает до максимума (если введение
было однократным), затем в течение 15—20 сут
снижается до определенного уровня, который в случае
долгоживущих изотопов может удерживаться постоянным в
течение долгих месяцев за счет процесса вымывания
отложившихся веществ. Тогда концентрация
радионуклида в крови меньше, чем в отдельных тканях.
Например, при хронических отравлениях а-излучаю-
щими изотопами их активность в организме достигает
величины от 5-10~8 до 2- 10“7 Ки, тогда как в крови
концентрация их не превышает 10~9—10~10 Ки/л.
По характеру распределения в организме человека
радионуклиды разделяются на три группы:
а) 	накапливающиеся в скелете — Sr90, Y90f Ra226,
Th228, U238, Ru239;
67

б) накапливающиеся в кроветворных органах и
лимфатической системе — Аи198, Ро239;
в) равномерно распределяющиеся во всех органах й
тканях — Н3, С14, Zr95, Nb95, Ru103, Cs137.
Следует отдельно указать йод как вещество,
чрезвычайно селективно отлагающееся в щитовидной железе.
После попадания I131 в человеческий организм
радиоактивность щитовидной железы можёт превысить
радиоактивность всех остальных тканей более чем в 200 раз.
Помимо отмеченного, радиоактивные изотопы йода
заслуживают пристального внимания еще по нескольким
причинам. Одна из них в том, что при делении ядер
урана возникает не только долгоживущий I131 с
периодом полураспада 8 сут, но и другие, более короткоживу-
щие изотопы, в частности I135 (7 ч) и I133 ( 20 ч). При
длительной работе реактора они накапливаются в
уране его тепловыделяющих элементов (твэлах) примерно
в равных количествах. При нарушении герметичности
твэлов все изотопы йода выходят из них в равной
степени ввиду своей химической идентичности. После
распада короткоживущих изотопов в смеси остается
только йод-131. Эта закономерность была прослежена и в
пробах, отобранных в районе аварии ЧАЭС: сначала в
них доминировали короткоживущие радионуклиды йода,
через несколько дней — йод-131, а к концу первого
месяца после аварии почти полностью распался и этот
р-у-излучатель.
Кстати, если бы в соответствии с многочисленными
слухами «реактор продолжал работать», то в смеси
изотопов неизбежно присутствовали бы и короткоживущие
продукты деления. Экспериментальные данные,
полученные на десятках тысяч проанализированных проб, не
подтвердили такого «предположения».
Еще одно важное отличие йода от других
элементов — его высокая радиационная опасность для
грудных детей, щитовидная железа которых по массе в 10
раз меньше, чем у взрослых (2 и 20 г соответственно).
Таким образом, при одной и той же концентрации
радионуклидов йода во вдыхаемом воздухе или в
потребляемом молоке доза облучения щитовидной железы
ребенка оказывается на порядок больше, чем взрослого
человека. Естественно, что допустимые концентрации
этих р-у-излучателей установлены по критерию
допустимой дозы для детей.
68

Поскольку в радиоактивном выбросе аварийного
реактора ЧАЭС присутствовало значительное количество
радиоактивного йода, для принятия решения об
эвакуации населения использовали два критерия: не только
допустимую дозу внешнего облучения, но и допустимую
дозу внутреннего облучения щитовидной железы в
аварийной ситуации. В нашей стране при этом используют
два уровня радиационного воздействия А и Б. Если
радиационная опасность не превосходит уровень Л, то нет
необходимости принимать экстремальные меры. Если
облучение или радиоактивное загрязнение достигнет или
превзойдет уровень Б, необходимо принять такие меры
защиты населения как немедленное укрытие в
помещениях, эвакуацию и др. Для внешнего облучения всего
тела величины А и Б составляют 25 и 75 бэр, для
случая облучения щитовидной железы в результате
поступления радиойода в организм человека — 25—30 и
250 бэр, при потреблении I131 с пищей (прежде всего
с молоком) — 1,5 и 15 мкКи соответственно.
Населенные пункты, в которых, по оценкам, ожидалось
превышение указанных значений эквивалентной дозы,
подлежали эвакуации.
Большую роль играет продолжительность
поступления радионуклида в организм. Это связано с тем, что
в ряде случаев коэффициенты усвоения очень низки и
несчастный случай заглатывания даже больших
количеств радиоактивного вещества может окончиться
благополучно. В то же время при хроническом поступлении
радионуклида в организм в нем может накопиться
опасное (или даже смертельное) количество излучателя.
Мы уже рассказывали о случае хронического
поступления Ra в организм пр)й нанесении работницами
светящихся составов. Замечательный пример другого рода—
великолепное самопожертвование и рассчитанный риск,
которому подвергли себя несколько радиологов для
установления коэффициента усвоения Ra в человеческом
организме.
Выше мы говорили о том, что коэффициенты
усвоения и выделения радионуклидов для человеческого
организма были выведены из результатов опытов на
животных. Чтобы установить, чему же равняются
значения этих коэффициентов реально, следовало поставить
опыты (сопряженные с опасностью для здоровья, а
может быть, и жизни) на людях. Именно такой опыт
про69

извел над самим собой радиолог Сейл: он принял внутрь
50 мкг радия. Через неделю в его организме осталось
— 15% введенного количества, остальное было удалено
наружу. Шлундт и Файла повторили опыт Сейла.
Первый выпил раствор радия, содержащий —50 мкКи
радия. Через четыре дня 91% радия оказался
выделенным из организма. Оба исследователя перенесли
лучевую болезнь в легкой форме.
В 60-х гг. аналогичные исследования были
проведены в США на группе добровольцев, длительное время
(до 18 сут) потреблявших стронций-90 с пищей в
количестве от 3,1 до 4,2 пКи в сутки. Радиометрия
выделений (проб мочи) позволила получить важные данные о
метаболизме Sr90 в теле человека и тем самым оценить
степень подобия аналогичных исследований на
подопытных животных.
Поскольку хроническое отравление радионуклидами
представляет наибольшую опасность для организма,
предельно допустимые концентрации изотопов
рассчитывают именно для этого случая.
Время пребывания излучателя в организме, по
существу, определяет продолжительность облучения тканей,
прилегающих к месту локализации радионуклида. При
расчетах допустимых величин внутреннего облучения
используют эффективную постоянную распада, или
эффективный период, который учитывает исчезновение
радиоактивного вещества из организма двумя путями: за
счет распада и в результате обычных процессов
выделения. Для количественного описания последнего на
подопытных животных измеряют период полувыведе-
ния, определяемый как время, аа которое из организма
выводится половина находящиеся в нем атомов
рассматриваемого элемента. Биологические периоды полу-
выведения разнообразны — от нескольких часов
(благородные газы Кг, Хе, Rn, Тп) практически до
бесконечности (Sr, Y, Ra, Pu).
Предельно допустимое содержание радионуклидов в
теле человека определяется в общем случае исходя из
требования недопустимости облучения какого-либо
участка тела человека дозой, превышающей установленные
пределы. Для конкретизации этого подхода было
введено упоминавшееся выше понятие критического органа,
т. е. такого, облучение которого причиняет
максимальный вред человеческому организму.
70

При рассмотрении случаев внутреннего облучения,
как правило, исследуют три возможных варианта:
1) облучение того органа человеческого тела, в
котором отлагается наибольшая часть рассматриваемого
радионуклида (например, для стронция — скелет, для
полония — почки, для йода — щитовидная железа);
2) облучение легких, из которых нерастворимые
соединения любых элементов, оседающих в них с большой
вероятностью ( — 75%), удаляются очень медленно;
3) облучение желудочно-кишечного тракта, по
которому проходит основная часть попавшего в организм
радиоактивного вещества при заглатывании его с пищей
или водой. Как указывалось выше, за небольшим
исключением. радионуклиды извлекаются из желудочно-кишеч-
ного тракта в поток крови лишь в очень малой доле.
Поэтому третий путь редко оказывается критическим.
Численные значения пределов внутреннего облучения
приведены в табл. 9. Содержащиеся в ней данные для
небольшого числа практически важных радионуклидов
взяты из «Норм радиационной безопасности (НРБ-76)»,
действующих в нашей стране.
Чтобы правильно ориентироваться в этих цифрах,
читателю необходимо познакомиться с рядом общих
положений.
Основными (первичными) дозовыми
пределами являются предельно допустимая доза
(ПДД) внешнего облучения и предел
годового поступления (ПГП) радионуклида в
организм человека.
В самом деле, именйо поступление радионуклида
характеризует реальную опасность внутреннего облучения.
С учетом коэффициентов извлечения различных
радиоактивных веществ из воздуха, воды или пищи, с
которыми они поступили в организм, найдены численные
значения предельно допустимого содержания (ПДС)
излучателей в критических органах человека.
Поскольку радиоактивность, накопленную в том или
ином органе, изменить практически невозможно,
нормирование поступления является единственным
оперативным средством контроля внутреннего облучения.
Ограничивая поступление радионуклидов, удается не допу-
71

Таблица 9
Предел годового поступления
и допустимые концентрации некоторых радионуклидов
для критической группы населения
Радионуклид
Период
полураспада
Предел годового
поступления, мкКи
Допустимая
концентрация, Ки/л
с
воздухом
с водой
в
атмосферном
воздухе,
хю-10
в воде
хю-8
Тритий-3
12,3 г.
1,2-103
2,6-103
1,6
320
Углерод-14
5600 лет
8,7-Юз
8,7-102
1,2
82
Фосфор-32
14,5 суг
18
15
2,4-10-2
1,9
Кобальт-60
5,3 г.
2,2
28
З-Ю-з
3,5
Стронций-89
50 сут
6,9
9,6
9-Ю-з
1,2
Стронций-90
28 лет
0,29
0,32
4 • 10-4
4-10-2
Цирконий-95
65 сут
8,0
50
мо-2
6
Ниобий-95
35 сут
25
77
3,4-10-2
9,6
Рутений-103
40 сут
13
64
1,8-10"2
8
Рутений-106
1 г.
1,4
9,6
1,9-10-з
1,2
йод-131
8 сут
2,1
1,6
З-Ю-з
2-10-1 .
йод-133
20 ч
8
6
МО-2
0,8
йод-135
6,7 ч
26
19
3,6-ю-2
0,2
Цезий-134
2 г.
3,2
6,9
4,4-10-з
0,86
Цезий-137
30 лет
3,6
12
4,9-10-з
1,5
Радий-226
1680 лет
0,013
96
9,7-1.0-5
1,2-10-2
Торий-232
1,4-1010 лег
4,8 -Ю-з
2,4-10-2
6,6-10-7
З-Ю-з
Плутоний-239
2,4*109 лет
4,3-10“4
3,6
5,9-10-7
4,5-10-1
стить их накопления сверх предельно допустимого
содержания в организме.
Так же, как и в описанной выше проблеме
внешнего облучения, между допустимыми и вредными
пределами радиоактивности есть значительный диапазон.
Поэтому «Нормы радиационной безопасности» допускают
превышение ПГП даже в 3—5 раз, и в них особо
оговорено, что такие случаи не следует рассматривать как
повод для немедленной госпитализации. Ведь как мы
говорили выше, основное количество радиоактивного
ве72

щества достаточно быстро пройдет через организм
человека и лишь незначительная доля его поступит в
критические органы. Иначе говоря, доза внутреннего
облучения, которая и определяет радиобиологический
эффект, оказывается в итоге существенно ниже
допустимого значения.
Для удобства оперативного контроля за средой, в
которой находится человек, подвергающийся опасности
внутреннего облучения, установлены вторичные
(производные) дозовые пределы — допустимые концентрации
(ДК) радионуклидов в воздухе и в воде. Для
населенных пунктов они, конечно, «жестче», чем для
помещений ядерных установок.
Практически полным аналогом ДК являются
допустимые значения мощности дозы. Рассчитанные исходя
из годовой продолжительности воздействия, эти
параметры предназначены также и для руководства при
проектировании новых предприятий и лабораторий для
работ с радионуклидами. По той же причине большого
расчетного времени воздействия недолговременное
превышение допустимой мощности дозы или ДК в воздухе
или в воде не следует рассматривать как фактически
радиационно опасное. Чаще это сигнал о необходимости
совершенствования системы радиационной защиты, но
не повод к госпитализации или тревоге за состояние
здоровья. В таких случаях «коэффициент запаса» даже до
допустимой годовой дозы не менее сотни!
Теперь читателю ясно еще одно важное положение:
вторичными (производными) дозовыми
пределами являются допустимая мощность дозы
внешнего облучения и допустимые
концентрации радионуклидов в воздухе и воде.
И в заключение — цитата из отечественных «Норм
радиационной безопасности»:
«Для принятия решения при оценке дозы облучения
определяющими являются сведения о содержании
радиоактивных веществ в теле человека, а не данные о
концентрации изотопов в окружающей среде. Случаи
превышения ДК радионуклидов в воздухе рабочих
помещений, если они не создают дозы выше допустимых,
не должны рассматриваться как опасные».
Вновь напомним читателю, что «Нормы радиацион-
73

ной безопасности», разработанные упоминавшейся
Национальной комиссией по радиационной защите,
утверждены Министерством здравоохранения СССР и
имеют в нашей стране силу закона. Кстати, в этом их прин^
ципиальное отличие от аналогичных документов за
рубежом, где такие нормы имеют лишь рекомендательный
характер и поэтому нередко вступают в противоречие
друг с другом.
Один из наиболее ярких примеров — разброс
значений допустимого содержания радионуклидов в
продуктах питания (мясе, молоке, пшенице и др.),
обнаружившийся в первые дни после чернобыльской аварии: по
мнению группы экспертов Всемирной организации
здравоохранения (ВОЗ), меры защиты должны приниматься
при концентрации цезия-137 в мясе 17—25 кБк/кг, по
мнению же английских специалистов, — всего лишь
1 	кБк/кг. Между тем решение об эмбарго на экспортные
поставки из СССР было принято странами Общего
рынка на основе наиболее «жестких» критериев.
Итак, еще раз повторим, что для оценки степени
внутреннего облучения человека основным
количественным критерием является величина годового
поступления, а не сведения о концентрациях радионуклидов в
окружающей среде (подобно тому, как при внешнем
облучении главный критерий — доза, полученная
организмом за год, а не мощность дозы в какой-то момент
времени).
6. 	ЗАЩИТА ОТ ОБЛУЧЕНИЯ
Мы условились рассматривать только три вида
ионизирующих излучений: а- и р-частицы и у-кванты,
наиболее распространенные, в частности, при эксплуатации
ядерных реакторов. Отметим, что нам предстоит
познакомиться с мерами защиты от этих излучений для двух
совершенно различных категорий потенциально
облучаемых лиц: персонала и населения. Для первой
(категории А по терминологии «Норм радиационной
безопасности») годовая допустимая доза облучения
составляет 5 бэр, для второй (категории Б) — 0,5 бэр.
Таким образом, при одном и том же потоке
излучения, активности или концентрации радионуклида
защита населения на местности должна быть на порядок
бо74

лее эффективной, чем персонала на производстве. Это
понятно: среди населения могут находиться
беременные женщины и дети, особо чувствительные к
облучению, а также профессиональные больные и инвалиды,
дальнейшее облучение которых недопустимо.
Особенно существенно, что количество людей, на
которых потенциально может подействовать излучение, в
категории Б во много раз больше, чем в категории А.
Поэтому нормы требуют всемерно ограничивать
численность такого контингента и даже именуют его
«отдельными лицами из населения».
Еще один, как сейчас принято говорить, срез
проблемы защиты от облучения — рассмотрение ее при
нормальных условиях эксплуатации ядерных
энергетических установок и в аварийной ситуации.
Ионизирующие а-частицы, как было отмечено выше,
имеют в воздухе при нормальном атмосферном
давлении очень малые пробеги — всего около 10 см. Для
защиты от них достаточно листа плотной бумаги. Кроме
того, от внешнего a-излучения человека защищает
естественный непроницаемый барьер — роговой слой кожи,
состоящий из отмерших клеток эпидермиса. Его
толщина достаточна для полного поглощения самых высоко-
энергетичных а-частиц. По этим причинам внешнее а-
излучение ни в нормальных, ни в аварийных условиях
радиационной опасн-ости не представляет.
Для внешнего p-излучения в организме человека
рассматривают три критических органа: кожу, мышечную
ткань (совместно с жировой) и хрусталик глаза,
глубина расположения которых от поверхности тела
соответственно 7, 100 и 300 мг/см2. Оценки степени
проникновения электронов различной энергии привели к
заключению, что р-частицы с энергией менее 0,1 МэВ
испытывают сильное поглощение в покровных тканях, и поэто-,
му их воздействие на критические органы можно не
учитывать. Добавим, что при таких расчетах
пренебрегают некоторым ослаблением р-частиц спецодеждой,
используемой персоналом. При больших энергиях
электроны проникают на значительные глубины в ткани
организма. Установлено, что облучение в интервале
энергий от 0,1 до 2 МэВ опасно для кожи, а при более
высокой энергии — для хрусталика глаза.
При нормальной работе на АЭС обычно не
возникает задачи защиты от р-излучения — предельно
допу75

стимые уровни внешнего облучения для электронов во
много раз больше, чем для радиоактивных загрязнений
поверхности. Немногочисленные протечки
радиоактивных веществ, например воды I контура, обнаруживают
при первом же дозиметрическом обследовании
помещений, и загрязненные участки дезактивируют, снижая их
удельную активность ниже допустимого уровня.
Иная, ситуация близ аварийного реактора — выброс
радионуклидов из облученного топлива приводит к
появлению большой доли высокоэнергетичных
[3-излучателей, которые могут осесть на поверхностях и загрязнить
здание АЭС. Если загрязнение велико и плотность
радионуклидов на полах, стенах и потолках помещений
высока, мощность дозы внешнего p-излучения может
превысить допустимую для длительного воздействия. Как
было сказано выше, для работы в полях
высокоэнергетичных электронов критическим органом является
хрусталик глаза. В такой ситуации для защиты глаз
используют прозрачные плексигласовые щитки перед
глазами или очки из обычного стекла.
Кстати, надо заметить, что для защиты глаз нужны
очки именно из простого — натрового или калиевого
стекла, а не свинцового; в области малых энергий
свинец с высокой вероятностью конвертирует фотоны в
электроны, т. е. увеличивает поток р-частиц. Поэтому
при значительной доле мягкого у-излучения (а это
характерно для смеси «свежих» продуктов деления)
свинцовые стекла очков будут не защищать, а
дополнительно облучать глаза оператора!
При аварийных работах на IV блоке ЧАЭС на ряде
особо загрязненных участков персонал был вынужден
использовать очки для защиты глаз от внешнего р-излу-
чения. В основном, однако, даже в этих экстремальных
условиях главным фактором радиационной опасности
было 7-излучение. Рассмотрим способы защиты от
этого вида излучения.
Для начала возьмем простейший случай типа
изображенного на рис. 6 и на этом примере
локализованного источника проиллюстрируем три возможных
метода защиты — временем, расстоянием и экранировкой.
Те, "кому довелось увидеть кинохронику о послеава-
рийных работах на ЧАЭС, не могли не запомнить
кадры предварительного инструктажа людей, идущих на
дезактивацию крыши машинного зала: «Как только
вый76

дешь из люка, начинай считать: один, два, три й так до
девяноста. Когда досчитаешь, чем бы ни был занят —
бросай и бегом к люку!» Это — особо яркий пример
«защиты временем» — таким жаргонным выражением
часто заменяют более точное, но громоздкое
«определение* допустимой продолжительности работы в поле
излучения». Действительно в результате предварительной
радиационной разведки (дозиметристы всегда идут
впереди) уточняется картограмма 7-поля на всем рабочем
пространстве. Зная что и где нужно сделать,
дозиметрист задает исполнителям допустимое время Т для
проведения операции в поле с мощностью дозы Р — такое,
чтобы не была превышена допустимая доза Д = Р-Г.
В помещениях аварийного IV блока мощность дозы
7-излучения также оказалась резко неоднородной.
Применяя тот же принцип защиты временем, сотрудники
институтов Москвы и Киева, занятые выбором мест и
установкой диагностической аппаратуры, а также
«реанимацией» уцелевших контрольных приборов на IV
блоке, преодолевали участки с высокой мощностью дозы
за минимальное время, попросту говоря, бегом.
Когда на второй день после аварии, т. е. 27 апреля,
мощность дозы в городе Припяти возросла до 1 Р/ч и
стало ясно, что за следующие сутки доза облучения
населения может превысить критическое значение 25 Р,
было принято решение об эвакуации. Фактически это
тоже защита временем: сокращение времени
пребывания людей в поле 7-излучения аварийного выброса из
реактора.
Другой принцип защиты от у-излучения столь же
прост и нагляден: это «защита расстоянием».
Общеизвестно, что излучение точечного или локализованного
источника распространяется во все стороны равномерно,
т. е. является изотропным. Отсюда следует, что
интенсивность / излучения уменьшается с увеличением
расстояния R от источника по закону обратных квадратов,
т е. / ~ I//?2. Следовательно, при увеличении расстояния
до источника излучения в 2 раза интенсивность его
уменьшается в 4 раза и т. д. Соответственно, если
необходимо снять картограмму 7-поля с очень высокой
мощностью дозы, это делают с максимальным удалением от
такого участка. Характерные примеры использования
этого метода защиты — длинная штанга 7-дозиметра
«Карагач», позволяющая ввести ионизационную камеру
77

в мощное поле без переоблучения дозиметриста, или
измерение мощности дозы над аварийным реактором с
помощью вертолетов, оснащенных соответствующей
аппаратурой и пролетающих над ним на большой высоте.
Последний,^третий принцип^— защита
экранированием или поглощением — основан на использовании
процессов взаимодействия фотонов с веществом. Если
заданы продолжительность работы, активность источника
А и расстояние до него, а мощность дозы Р0 на
рабочем месте оператора оказывается выше допустимой Рд,
нет другого пути, как понизить значение Ро в
необходимое число раз: п = Ро/Ря, поместив между источником
излучения и оператором защиту из поглощающего
вещества.
Защитные свойства материалов определяются
коэффициентом ослабления излучения \х для узкого пучка у-
излучения. Используя такие данные, находят главные
параметры материалов защиты — слой половинного А
или десятикратного Д0л ослабления. Для ориентировки
полезно запомнить, что
слой половинного ослабления фотонов с
энергией 1 МэВ составляет 1,3 см свинца или
13 см бетона.
Защитная способность других веществ больше или
.меньше характерной для этих двух «эталонных» материалов
в такой же степени, во сколько раз отличаются их
плотности от плотности свинца или бетона. Используя
значение п необходимой кратности ослабления излучения,
легко определить соответствующее ему число т слоев
половинного ослабления, при котором мощность дозы Р
будет понижена до допустимой Рд:
п = 21”; lgn = 0,3 т; т
Очевидно, что толщина выбранного защитного
материала должна соответствовать значению энергии
фотонов, определяющих радиационную обстановку. Этот
параметр приходится либо измерять непосредственно,
либо считать заданным.
Вернитесь к рис. 5 и обратите внимание на
характерный минимум на кривой зависимости коэффициента
ослабления у-излучения от энергии фотонов: он
приходится на область 1— 3 МэВ. К сожалению, именно в этом
78

диапазоне находятся практически все искусственные и
естественные радионуклиды, при распаде которых
возникают у-кванты. В этой области, где вклад
фотоэффекта уже мал, но еще несущественна доля эффекта
образования пар, даже один из наиболее эффективных
защитных материалов — свинец, при толщине слоя 1,3 см
снижает интенсивность 7-излучения лишь вдвое. Чем
легче вещество, тем большее его количество требуется
для решения той же задачи. Как уже отмечалось,
более легкого бетона — почти в 10 раз больше!
Именно поэтому к области чистой (а не научной!)
фантастики относятся любые предложения по созданию
«легкой защитной» от излучения одежды, которые
часто встречаются на страницах книг и журналов, не
всегда снабженных подзаголовком «фантастика». Незнание
основных законов физики приводит к тому, что
предложения такого рода встречаются, увы, не только на
книжных страницах или газетных полосах, но и в потоке
мнимых изобретений. За десятилетия работы в
Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова автору не раз
приходилось принимать участие в экспериментальной
проверке таких «чудо-костюмов» с очевидными
результатами. Такова же судьба «чудо-сплавов», которые
якобы поглощают 7-излучение эффективнее, чем входящие
в них компоненты: как, видимо, усвоил читатель,
каждому акту изменения энергии или даже направления
движения фотона соответствует акт взаимодействия с
атомом вещества защиты. Если мало атомов — мало
случаев взаимодействий, если мал атомный вес — мала
вероятность актов взаимодействия, и никакими
ухищрениями законы природы не изменить!
Характерный пример использования принципа
экранирования имел место в подреакторном помещении IV
блока ЧАЭС, выбранном в июне 1986 г. для введения
одного из первых измерительных зондов в область
остатков активной зоны. Дозиметрическое обследование
выявило резкую неравномерность поля и мощный
локальный источник 7-излучения внутри одного из
трубопроводов помещения. Экранирование такого участка
листовым свинцом существенно снизило мощность дозы и
позволило довести радиационную обстановку в
операторской до приемлемой.
Все приведенные примеры касались аварийной
ситуации — при нормальной работе АЭС на ней практически
79

нет незащищенных источников повышенной активности.
Единственная возможность выполнить «жесткие»
требования радиационной безопасности при эксплуатации
энергетического ядерного реактора, в котором
содержатся огромные количества радионуклидов, — надежная
изоляция его с помощью многобарьерной защиты (так
называемой защиты в глубину). На каждой АЭС
основным источником радиационной опасности являются
продукты деления, образующиеся в выгорающем ядерном
топливе и накапливающиеся в нем до выгрузки из
реактора.
Например, в конце кампании в реакторе РМБК
(реакторе большой мощности, кипящем) содержится
1500 МКи. Припомним, что источник активностью 1 Ки
на расстоянии 1 м создает мощность дозы 1 Р/ч.
Сопоставляя эти величины, можно ориентировочно оценить
радиационную обстановку, обусловленную активной
зоной такого реактора. Грубый расчет показывает, что не
только вплотную к незащищенной зоне, но и в десятках
метров от нее мощность дозы у-излучения превышает
тысячи рентген в час. Это означает, что незащищенный
ядерный реактор смертельно опасен для человека
(именно поэтому погибли пожарники, героически тушившие
горящий битум на крыше машинного зала ЧАЭС
вблизи аварийного реактора, взрыв которого разметал
защиту).
Для защиты от проникающего у-излучения активной
зоны реактора ее окружают многометровым слоем из
тяжелых материалов. Толщину защиты (чаще всего из
бетоно) выбирают такой, чтобы мощность дозы в
постоянно обслуживаемых помещениях не превышала
предельно допустимого значения. Если это условие
соблюдено, персонал может выполнять свои обязанности без
ограничения продолжительности рабочего времени и
практически всегда без превышения допустимых доз
облучения. '
Характерно, что по результатам последних
десятилетий годовая доза облучения персонала АЭС как в
нашей стране, так и за рубежом, как правило, не
превышает 0,5 бэр, т. е. в 10 раз ниже допустимой. При этом
почти вся дозовая нагрузка обусловлена
планово-профилактическими работами при остановленном реакторе,
и тогда главным фактором радиационной опасности
становятся ремонтируемые трубопроводы и оборудование^
80

ка поверхностях которых оседают.долгоживущие
радионуклиды, испускающие у-излучение.; Таков, в частности,
Со60, средняя энергия фотонов /которого составляет
1,25 МэВ.
Нормально эксплуатируемая АЗС представляет
относительно малую радиационную опасность для
персонала и населения как источник не только внешнего, но и
внутреннего облучения.
При нормальной работе АЭС население окружающей
местности изолировано от ядерного топлива реактора
несколькими защитными барьерами: матрицей ядерного
топлива, герметичными оболочками твэлов, системами
очистки выбрасываемого воздуха от радионуклидов и
т. п. Эти средства коллективной защиты от
радиоактивных аэрозолей и газов, т. е. от внутреннего облучения,
персонал обычно дополняет средствами индивидуальной
защиты, в первую очередь органов дыхания.
Воздух в помещениях АЭС изредка загрязняется
летучими радионуклидами при протечках высокоактивной
воды I контура. Концентрации радиоактивных аэрозолей,
как правило, не превышают 200 ДК, и достаточный
защитный эффект обеспечивают респираторы типа
«Лепесток», оснащенные высокоэффективной фильтрующей
тканью ФП («фильтр Петрянова»). В условиях
аварийного IV блока ЧАЭС при радиационной разведке его
помещений применяли такие же респираторы. Их
широко использовал также персонал, проводивший дезак-
тивационные работы на территории ЧАЭС и в
30-километровой зоне,: когда возникла опасность , вторичного
подъема ветром . радионукл идов, осевших щ почве, в
первые- 10 суток после аварии. (По истечении этого срока
выброс радионуклидов резко снизился в результате ;ин-
тенсивного- забрасывания остатков реактора IV блока
с вертолетов тысячами тонн специальных материалов.)
Естественно, что при аварийном выбросе из
реактора требуются специальные меры радиационной защиты
персонала АЭС и населения районов, прилегающих к
станции, от а-, (3- и у-излучений.
В развитии крупной радиационной аварии на АЭС
различают три стадии. Первая — выброс смеси летучих
продуктов деления из реактора. В образующемся при
этом облаке или шлейфе сначала доминируют
радиоактивные благородные газы, т. е. радиоизотопы криптона
.и; ксенона. Практическая невозможность улавливания
81

этих химически инертных веществ и наличие мощного
у-излучения (в основном за счет большой доли коротко-
живущих нуклидов) исключают все возможные способы
защиты населения, кроме единственного — экранировки
от проникающего у-излучения облака радионуклидов.
Но где же взять такую экранирующую защиту? Ответ
неочевиден, но существует: надо воспользоваться
защитными свойствами жилых домов. Это может обеспечить
снижение дозы внешнего у-облучения от проходящего
облака от 2—7 до 40—100 раз (рис. 13).
К сожалению, в первые часы развития аварии на
ЧАЭС население не получило указания укрыться за
стенами зданий или в их подвалах, и таким образом,
этот фактор снижения радиационной опасности остался
неиспользованным. Правда, следует отметить, что это
случилось ночью, к тому же ветер относил выбрасы-
Ноэффициенты ослабления облучения
в помещениях
V/
Рис. 13. Экранирующие свойства деревянного и
каменного домов для внешнего у-излучения
82

ва-емые* радионуклиды в. сторону от города Припять в
практически ненаселенные районы.
Как было отмечено выше, решение об эвакуации
жителей этого крупного населенного пункта было принято
по результатам дозиметрического контроля, когда
мощность дозы достигла 1 Р/ч. Это позволило предотвратить
облучение жителей дозами выше 25 бэр за счет
прохождения облака радиоактивных газов.
На второй фазе развития аварии фактором
радиационной опасности становится поступление изотопов
йода, в основном по пищевой цепочке «трава—корова—
молоко—щитовидная железа». Этот критический путь
особенно опасен для детей по причинам, о которых
говорилось выше. В случае аварии на ЧАЭС проблема
радиоактивного йода была обострена тем, что дата
выброса совпала с периодом выгона скота на естественные
пастбища. Для предотвращения переоблучения
населения за счет концентрирования долгоживущего йода-131
было запрещено использовать молоко из загрязненных
районов и была создана сеть радиометрического
контроля молочных продуктов.
Дополнительно для защиты от внутреннего
переоблучения применяли препараты стабильного йода, в
частности таблетки йодистого калия, насыщавшие
щитовидную железу и блокировавшие ее от накопления
радионуклидов. К сожалению, население было плохо
информировано о небезразличии организма к передозировке
стабильного йода, и неумеренное потребление этих
таблеток в ряде случаев вызвало химические токсикозы,
потребовавшие медицинской помощи.
Концентрация радиоактивного йода в воздухе Киева,
краткое время наблюдавшаяся в период выброса из
аварийного реактора, в дни, когда направление ветров
способствовало такому переносу, по оценкам специалистов,
могла обусловить максимальную дозу внутреннего
облучения детей не больше 1 бэр. Для сравнения укажем, что
по международным рекомендациям такая доза
облучения не может повредить даже человеческому эмбриону
в самый ранимый период его развития — период
органообразования. Для него признана допустимой доза
3 бэр.
Поэтому для эвакуации детей из Киева,
предпринятой местными властями, не было никаких объективных
данных. В то же время стресс, обусловленный этой
эва83

куацией, по-видимому, не окажется бесследным ни для
дётёй, ни Для их родителей. Не случайно в мировой
радиобиологической литературе и практике
радиологических ойник родилось представление о «психогенной
лучевой болезни», не подтверждаемой данными
объективных анализов крови, и о радиофобии.
Наверное, неправильно было бы умолчать здесь о
еще одном широко распространившемся заблуждении —
о якобы лечебном действии алкоголя при лучевой
болезни. К этому тоже нет никаких объективных данных. В
опытах на мышах и крысах, итоги которых
опубликованы в 60-х гг., показано явное снижение
сопротивляемости облучению этих животных даже после ничтожных
добавок алкоголя в питьевую воду. Решающим доводом
является отсутствие этого продукта в рационах
лечебного питания даже в специальных клиниках для лечения
лучевой болезни. Если бы алкоголь оказывал
дополнительный оздоровляющий эффект, неужели его пожалели
бы для больных в радиологических клиниках или для
пациентов, подвергаемых лучевой терапии по случаю
злокачественных опухолей?! Очевидно, этот
риторический вопрос не требует ответа.
Из множества данных, приведенных в предыдущих
разделах, ясно, что живые организмы не беззащитны в
поле излучения. Эволюция человечества, как и
предшествующего ему органического мира, сопровождалась
выработкой механизмов.пострадиационного восстановления
живых структур, и поэтому до определенных пределов
облучение не выаывает ,вредных сдвигов в
биологической ткани. Когда облучение превышает эти пределы,
главной целью профилактических и, если это, вызвано
необходимостью, лечебных мер является поддержка
защитных, восстановительных сил организма.
Набор этих средств достаточно широк — это и
усиленное питание, его повышенная витаминизация
(особенно витаминами Bi2 и С), это и умеренная
физическая нагрузка, и увеличение продолжительности
пребывания на свежем воздухе, и спорт и сауна — при
облучении, не превышающем допустимое. При дозах,
вызывающих сдвиги в кроветворении, применяют
переливание крови. Наконец, при дозах, угрожающих жизни
переоблученного человека (это диапазон 600—1000 бэр),
используют пересадки донорского костного мозга,
поскольку при столь высоких облучениях собственный
ко84

стный мозг настолько опустошен, что не способен к
нормальной деятельности. К сожалению, при аварии да
ЧАЭС пересадки костного мозга оказались
неэффективными, так как переоблучение операторов и пожарников
было в значительной степени отягощено тепловыми
ожогами больших участков тела.
При внутреннем переоблучении, обусловленном
попаданием радионуклидов в тело человека, помимо
указанных средств для случая вдыхания паров
радиоактивного йода, используют введение сорбентов, избирательно
поглощающих некоторые элементы (например, цеолиты
селективно извлекают особо долгоживущий цезий-137),
или комплексообразующие вещества, связывающие
радионуклиды в соединения, препятствующие их
отложению в органах человека.
На третьей, заключительной, фазе радиационной
аварии максимальную потенциальную опасность
представляют радиоактивные загрязнения почвы и
продукции сельского хозяйства, собираемой в районе, где
концентрация радионуклидов превышает допустимую.
Поэтому с такой тщательностью взвешивают все факторы
при рассмотрении возможности возврата жителей в
населенные пункты эвакуированной 30-километровой зоны
вокруг ЧАЭС. Не пренебрегают и защитными мерами
от повышенного внутреннего облучения.
Среди них в первую очередь следует назвать сбор и
вывоз на захоронение верхнего слоя почвы из пятен с
особо высокой плотностью радиоактивных загрязнений,
дезактивацию и перевод радионуклидов в
нерастворимые соединения, введение в почву специальных
сорбентов, селективно поглощающих наиболее
радиационноопасные долгоживущие продукты деления, такие, как
стронций-90 и цезий-137. К сожалению, высокая
удельная активность почвы в эвакуированной зоне,
значительная доля долгоживущих радионуклидов в выбросе
и большая площадь загрязненных участков не
позволяют надеяться на скорое возвращение 30-километровой
зоны вокруг ЧАЭС к нормальной жизнедеятельности. В
полной мере это относится и к городу Припять. Именно
поэтому в дополнение к временному поселку Зеленый
Мыс построен новый город энергетиков Славутич, с
помощью которого будут эксплуатироваться действующие
I, 	II и III блоки ЧАЭС.
85

7> СОПОСТАВЛЕНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ
С ДРУГИМИ ПОРАЖАЮЩИМИ ФАКТОРАМИ
Выше мы неоднократно использовали понятия
естественной радиоактивности и фона. Впервые встречаясь
с этой областью знаний, читатель вправе предположить,
что речь идет о достаточно редких явлениях или трудно-
выявляемых эффектах: ведь радиоактивность удалось
открыть лишь на рубеже XIX и XX вв., а за три
предыдущих столетия развития физики как точной науки ни
один экспериментатор не соприкоснулся с этими
явлениями.
Несмотря на кажущуюся логичность, это заключение
неверно — едва экспериментальная физика овладела
точными методами измерения энергии, как стало ясно,
что ионизирующие излучения буквально пронизывают
весь мир и являются неотъемлемой чертой биосферы.
Мы живем в мире, полном естественной
радиоактивности, каждый из нас ежесекундно подвергается
ионизирующему воздействию космического излучения, мы даже
сами радиоактивны! И в этом главное отличие
естественной радиоактивности, даже техногенно измененной,
от искусственной, обусловленной деятельностью
человека. Каждый новый фактор изобретается людьми, его
ранее не было в природе, и в биосфере не развивались и
не совершенствовались естественные защитные
механизмы, могущие предохранить ее от возможных вредных
последствий его применения. Радиоактивность и
ионизирующие излучения кггк естественные природные
факторы всегда сопровождали развитие человечества.
В 20-х гг. великий русский ученый В. И. Вернадский
предсказывал, что человечество в ходе своего развития
станет геологической силой. Прошло всего полстолетия,
и невиданная ранее мощь, которой овладели люди,
оказалась столь огромной, что способна уничтожить всю
жизнь на Земле. В ряду этих разрушающих сил прежде
всего нужно назвать ядерное оружие. Авария на ЧАЭС,
где из разрушенного ядерного реактора было
выброшено всего 3,5% накопленных в нем продуктов деления,
показала даже сомневавшимся, что ядерная война
невозможна — после ее развязывания не выживет ничто
живое.
Менее впечатляющи и, к сожалению, менее известны
другие тревожные итоги развития науки и техники. Лишь
86

с началом движения в защиту окружающей среды в
70-х гг. и первыми зачатками экологического
образования достоянием широкой общественности стали факты
о всемирном загрязнении биосферы новыми
химическими веществами. Многие из них оказались вредными
для живых существ, в том числе для человека, и что
еще тревожнее практически не разлагаются природ^
ными процессами. Характерный пример — химический
препарат ДДТ (дихлор-дифенил-трихлорэтан),
отличающийся настолько высокой эффективностью в борьбе с
вредными насекомыми, что за разработку его
американские химики были даже удостоены Нобелевской премии.
Широко применявшийся в 40—60-х гг. для
сохранения урожая зерновых, потери которого достигают 30%,
новый препарат оказался очень стойким и стал
накапливаться в окружающей среде. Хотя теперь использование
ДДТ как яда повсеместно запрещено, значительная
доля ранее наработанных его количеств еще находится в
биосфере. Человечество изготовило и неразумно
применило примерно 1,5 млн. т ДДТ, тогда как допустимое
количество этого высокотоксичного препарата,
способного концентрироваться в организме человека, не
превышает 1 мкг!
Ежегодно Всемирная организация здравоохранения
(ВОЗ) публикует книгу, содержащую результаты
огромного количества анализов содержания ДДТ в пробах
окружающей среды. Это вещество, ранее не знакомое
биосфере, находят теперь не только в планктоне, рыбе,
птицах таких замкнутых водных бассейнов, как
Балтийское или Средиземное море, но даже в Арктике в
тюленьем жире и в тушках пингвинов в Антарктиде.
Кажется невероятным, но достоверно установлены
страшные факты — загрязнено молоко кормящих матерей!
По данным ВОЗ, 40% шведских грудных детей
получают в 2 раза больше допустимого поступления ДДТ, а в
Англии и США загрязнение молока превышает
допустимое в 10 раз. Одна из причин такого тревожного
положения с химическими токсикантами — отсутствие их
аналогов в природе и ее неспособность быстро
разлагать их на безвредные компоненты.
Читатель, видимо, уже прочно усвоил, что прямо
противоположное характерно для природных
радиоактивных веществ, в частности калия, урана, радия, тория.
Эти естественные излучатели присутствуют на нашей
87

планете с момента ее возникновения и ‘ повсеместно
сопровождают человечество на всех этапах его
становления, включая современную эпоху. Такие радионуклнды-^-
одна ш неотъемлемых компонент биосферы. По данным
ядерной геофизики, названные выше основные
источники естественного радиационного фона широко
распространены в природе. Так, породы земной коры
содержат в среднем уран в количестве 2,5—3 г/т, а торий —
10—13 г/т. Столь же велика концентрация калия: его
в земных породах 15—25 г/т, в пересчете на
содержание радиоактивного изотопа К40 — до 3 мг/т. Особенно
значительна распространенность рубидия-87 —порядка
40 г/т.
В результате присутствия этих элементов за
каждую минуту в 1 кг вещества земной коры распадается
в среднем 60 тыс. ядер К40, 15 тыс. ядер Rb87, 2400 ядер
Th232, 2200 ядер U238. Естественный радиоактивный
изотоп К40 и дочерние продукты распада радия и тория
являются основными у-излучающими веществами,
создающими ионизацию над поверхностью Земли. В
зависимости от типа пород такой ионизации соответствует
годовая доза от 50 до 130, в среднем — 90 мбэр.
Земная колыбель человечества всегда была
радиоактивной, и биологические объекты, развиваясь в поле
ионизирующих излучений, не могли к этому не
приспособиться. В этом отношении показательны опыты
радиобиологов по выращиванию растений внутри камер,
изготовленных из радиационно чистых материалов,
которые практически не содержат в своем составе
естественных радионуклидов. Оказалось, что в таких
условиях побеги появляются позже, развитие растения
замедленно, а урожай его существенно ниже, чем в
условиях естественного радиационного фона.
Эти эксперименты, поставленные со строгим
соблюдением неизменности остальных факторов внешней
среды, убедительно свидетельствуют не только об
адаптации (приспособлении) растений к естественной
радиоактивности почвы, но и о превращении этого фонового
облучения в фактор, необходимый для нормального
развития растений. Ныне такое стимулирование
малыми дозами облучения изучено на огромном по своему
многообразию экспериментальном материале — от
клеточного до организменного уровня — и является
установленным фактом. На этой основе в современной ра-
88

диоОиологии предложена и развита концепция -фонов.о-
го облучения как фактора, вызывающего изменчивость
растительного и животного мира- и тем . самым
являющегося побудителем всего эволюционного процесса на
Земле. Напомним, что из трех китов эволюции —
изменчивости, наследственности и отбора —первым звеном
цепи является именно изменчивость биообъектов.
Другой источник естественного радиационного фона—
космическое излучение. Это поток протонов и а-частиц,
выбрасываемых Солнцем, пронизывающих атмосферу и
частично доходящих до поверхности Земли. Именно от
этих высокоэнергичных частиц необходимо защищать
космонавтов за пределами земной атмосферы.
В результате ядерно-каскадных процессов
взаимодействия с веществом земной атмосферы первичное
космическое излучение теряет свою энергию и дает начало
вторичному, тоже высокоэнергичному излучению,
состоящему из электронов, фотонов, нейтронов и мезонов. По
мере углубления в толщу атмосферы относительные
количества первичного и вторичного космических
излучений меняются; первичное непрерывно ослабляется, а
вторичное сначала достигает максимальной интенсивности
на высотах порядка 20—30 км, после чего и для этих
частиц процессы поглощения начинают преобладать над
процессами размножения.
На уровне моря первичное излучение составляет
всего 0,05% суммарного числа частиц, падающих на
верхнюю границу земной атмосферы. Хотя мы живем под ее
защитой (если атмосферу сжать до плотности воды, ее
толщина составит около 10 м), все же до поверхности
Земли доходит вполне измеримый и достаточно
интенсивный поток космического излучения. В результате
этого повсеместно на Земле на уровне моря плотность
ионизации воздуха составляет около 2 пар ионов в 1 см3/с,
чему соответствует годовая доза примерно 40 мбэр.
Главным компонентом внешнего фонового облучения
человеческого организма является у-излучение
естественных радиоактивных веществ, содержащихся в
строительных материалах. Это обусловлено тем, что при
одном и том же содержании радионуклидов в почве и
строительных материалах ионизация в центре комнаты
примерно в 2 раза выше, чем над почвой. В кирпичных
домах доза больше, чем в деревянных, и составляет за
год в среднем 80 мбэр.
89

Естественные радиоактивные вещества рассеяны по
всей окружающей человека среде и в ничтожно малых
количествах содержатся в почвах, природных водах,
воздухе, растительных и животных организмах. Очевидно,
что по этим причинам и ткани человеческого организма
должны содержать радиоактивные вещества. Этот
вывод подтвержден многочисленными наблюдениями.
Достоверно установлено, что основными источниками
внутреннего фонового облучения человеческого организма
являются следующие радионуклиды:
1) долгоживущий естественный изотоп углерода С14,
содержащийся во всех тканях человеческого организма;
2) долгоживущий изотоп калия К40, содержащийся в
мягких тканях (преимущественно в мышцах);
3) долгоживущий изотоп радия Ra226 и его коротко-
живущий изотоп Ra224, отлагающиеся в костях;
4) короткоживущие радон, торон и дочерние
продукты их распада, вдыхаемые с воздухом и отлагающиеся
в дыхательных органах человека.
Рассмотрим фоновое облучение трех различных по
радиационной чувствительности участков тела человека:
половых желез, для которых критичными являются
генетические повреждения, скелета, где существует
опасность возникновения злокачественных новообразований
за счет накопления растворимых соединений
радиоактивных веществ, и легких, в которых возможно
развитие злокачественных опухолей в результате оседания
нерастворимых соединений радиоактивных веществ.
Годовые дозы фонового излучения составляют для гонад —
130, для скелета — 140, для легких — 670 мбэр.
Сопоставление этих данных с результатами
экспериментальных радиобиологических исследований
приводит к выводу, что небольшие группы населения могут
подвергаться облучению дозами, вдвое превышающими
фоновые величины. В самом деле, доза проникающих
излучений, вызывающая удвоение спонтанных мутаций
у человека, по самым осторожным оценкам, составляет
не менее 15 бэр, тогда как доза фонового облучения
гонад за репродуктивный период (30 лет) не превысит
3,8 бэр. Канцерогенная мощность дозы колеблется от 8
до 230 бэр в неделю, а фоновое облучение скелета и
легких человека составляет не более 3 и 13 мбэр в
неделю, т. е. меньше сотых долей повреждающей дозы.
Человечество, неизменно прогрессируя, развивалось
90

в ^гёловиях'Хронического малоинтенсивного фонового
облучения, т. е. радиационного воздействия космических
лучей и естественных радиоактивных веществ,
содержащихся в воздухе, воде, почве, растительной и животной
пище и в самом теле человека. На основании этого с
высокой степенью достоверности можно утверждать, что
доза, воздействию которой человечество непрерывно
подвергалось на протяжении десятков тысячелетий своего
существования, является безопасной, так как в
результате естественного отбора человечество должно было
приспособиться к такому облучению.
Доказательством этого вывода служат наблюдения
за состоянием здоровья населения тех областей нашей
планеты, где фоновое облучение значительно выше
среднего (100—150 мбэр/г) и достигает величины 500—•
2000 мбэр/г. Таковы высокогорный Тибет (Китай) с
повышенной интенсивностью космического излучения,
штаты Керала (Индия) и Эспириту-Санту (Бразилия) с
повышенной радиоактивностью почв и другие.
Многолетние исследования, проведенные как национальными, так
и международными организациями, показали, что,
несмотря на повышенное фоновое облучение, у населения
этих районов состояние здоровья не отличается от
характерного для мест со средним фоном.
С величиной усредненной годовой дозы безопасного
фонового облучения (100 мбэр) можно сопоставить
уровни радиационного воздействия, характерные для
населения районов, прилегающих к АЭС, при нормальной
ее эксплуатации.
Результаты многочисленных наблюдений нескольких
сот АЭС не отличаются друг от друга — более 30 лет
службы внешней дозиметрии регистрируют все
возможные факторы радиационной опасности на местности и
не выявляют никаких изменений естественного
радиационного фона. По максимальным оценкам, в
предположении наихудших погодных условий и принимая другие
столь же консервативные исходные данные, специалисты
оценивают годовую дозу облучения населения вблизи
нормально работающей АЭС не превышающей 1 мбэр.
Это в 500 раз ниже допустимого уровня облучения
населения и всего 1% естественного радиационного фона!
При таком сопоставлении надо принимать также во
внимание и другие источники дополнительного
техно91

генного радиационного фона (рис. 14), в сравнении с
которыми вклад ядерной энергетики весьма мал.
Читатель наверняка будет изумлен данными об
увеличении естественного, радиационного фона вблизи ТЭС
на угле — уран, содержащийся в форме микропримесей
в этом традиционном органическом топливе, выносится
с продуктами его сгорания и оседает на прилегающей
местности. Сопоставление АЭС и ТЭС одинаковой
электрической мощности показывает, что даже по
радиационному фактору выбросы угольной электростанции в 5—
10 раз опаснее, чем на современной АЭС. И это без
учета выброса других вредных продуктов сгорания угля!
Нельзя не добавить, что ТЭС на традиционных видах
Соотношения фонового облучения
с допустимыми и опасными уровнями
облучения человека
ЩГ
■ ^50 бэр
,100 бэр
Л5 бэр
> 30 бэр
■ 25 бэр
-10 бэр
4 5 бэр
4Збэр
500мбэр
(0,06 мбэр/ч)
Тяжелая степень лучевой болезни
(погибает 50% облученных)
Нижний уровень развития легкой
степени лучевой болезни
Кратковременные незначительные
изменения состава кровй
Облучение при рентгеноскопии
желудка (местное)
Допустимое аварийное облучение
Персонала (разовое)
Допустимое аварийное облучение
населения (разовое)
Допустимое облучение персонала
в нормальных условиях за год
Облучение при рентгенографии зубов
Допустимое облучение
населения в нормальных
условиях за год
фоновое облучение за год
ЮОмбэр
(0,011 мбэр/ч)
1мкбзр Просмотр одного хоккейного
матча по ТВ
Рис. 14. Сопоставление летальных и допустимых доз с
естественным радиационным фоном
92

топлива сжигают кислород, тогда как АЭС не
нуждаются'в нем и не изменяют химического состава воздуха.
Наряду с воздействием' на Окружающую среду,
различные виды деятельности человека сопоставляют также
по большому числу других критериев. Из всего их
многообразия ограничимся здесь главным для вредных
отраслей производства — частотой несчастных случаев со
смертельным исходом (т. е. острых переоблучений в
случае ядерной энергетики).
. Для учета и анализа структуры смертности во время
трудовой деятельности в большинстве стран мира
ведется соответствующая статистика, результаты которой
регулярно обобщает Международная организация труда
(МОТ). На различных производствах, транспорте, в
сельском хозяйстве и других сферах современной жизни
сложилась иерархия профессий по числу несчастных
случаев со смертельными исходами при трудовой
деятельности.
Несмотря на то что во всех отраслях народного
хозяйства предпринимаются усилия по снижению
аварийности, удельные показатели — число смертельных слу*
чаев на 100 тыс. работающих — уменьшаются крайне
медленно. За последнюю четверть века они практически
«застыли» и сравнялись по величине в большинстве
индустриальных стран мира. Это свидетельство; того, что
резервы снижения опасности труда практически
исчерпаны и необходимы революционные изменения
технологии для значительного повышения безопаснШЦ труда,
В итоге разработки, надежной и всесторонней
системы обеспечения радиационной, безопасно ст и - со и а л а
атомная промышленность й. ядерная э i rep г ет ика ;.<|г
носятся к отраслям деятельности человека с минимальной
опасностью.
Приведем сведения о частоте несчастных случаев в
различных отраслях трудовой деятельности человека
(случаев в год на 100 тыс. работающих) : i
гражданская * авиация (экипажи) 70
рыболовные траулеры . 50
добыча угля, металлургия 20
усредненное значение для всех видов
промышленности 10
I
* 	В соответствии со своим уставом МОТ не регистрирует
сведения о потерях персонала на военной службе.
93

обрабатывающая промышленность
атомная промышленность и ядерная
энергетика
3
По частоте несчастных случаев практическое
использование атомной энергии в послевоенные годы занимает
место наряду со швейной, пищевой и ткацкой
промышленностью. Необходимо подчеркнуть, что и в этой
цифре доля радиационных аварий не превышает 10%, а
несчастные случаи в основном связаны с обычными
опасностями при строительстве, пожарах и т. п.
Не изменила общей картины и чернобыльская
авария. Известно, что в итоге этого события погибло 30
человек — один сотрудник АЭС в момент взрыва IV
блока ** и 29 пожарников и специалистов, которые
препятствовали распространению аварии на остальные блоки
АЭС, подверглись при этом переоблучению и
скончались от острой лучевой болезни, отягощенной травмами
и ожогами.
Несмотря на большое число жертв в результате этой
аварии, ядерная энергетика не переместилась с одного
из последних мест в приведенной шкале относительной
опасности различных видов деятельности. Разрыв с
промышленностью в целом весьма велик и продолжает
сохраняться: в других производствах регулярные потери
человеческих жизней происходят значительно чаще, чем
в ядерной энергетике.
Наиболее информативным является сопоставление
потерь для общества (в виде числа смертных случаев и
дней нетрудоспособности) при различных видах
производства электроэнергии на 1 МВт (эл.) «год. Такие
данные, представленные на рис. 15, свидетельствуют, что
ядерная энергетика характеризуется высокой степенью
защиты персонала от вредных факторов и низкими
значениями потерь. Особого внимания заслуживает то
обстоятельство, что альтернативные источники, данные о
которых включены в такое сравнение, отличаются
весьма высокими значениями потерь. Это потребует в
дальнейшем проведения больших работ по снижению
степени опасности и ляжет дополнительным бременем на
высокую стоимость электроэнергии, вырабатываемой с
помощью этих источников.
** Еще один человек погиб от инфаркта вне связи с аварией
на ЧАЭС.
94

Следует пол черкнуть,, что, хотя авария на ЧАЭС
была очень крупной, это не затормозит дальнейшего
развития и роста ядерно-энергегических мощностей в СССР.
Однако неправильно думать, что эта авария не оставит
последствий в атомной энергетике современности.
Прежде всего к ней пошатнулось доверие не только части
населения нашей страны, но и других стран, в частности
Запада.
Понимая, что ядерная энергетика — потенциально
наиболее опасная отрасль энергопроизводства,
специалисты, занятые созданием АЭС, и ранее уделяли
большое внимание оснащению этих объектов разветвленной
системой контроля и ограничения масштаба и
локализации аварии. Отметим, что даже в случае аварии IV
блока ЧАЭС, вызванной непредвиденным, крайне
маловероятным сочетанием факторов, развивавшейся по
сценарию, не входящему в перечень нештатных ситуаций,
выброс радионуклидов во внешнюю среду не превысил
3,5% суммарного их количества, накопленного в
реакторе РБМК-ЮОО к моменту его разрушения.
Тем не менее ясно, что система предупреждения и
локализации радиационных аварий на АЭС нуждается
в существенном усовершенствовании. На это и направ-.
1,000 ы
Гг>
«о
Но
Рис. 15.
Профессионалы! а я
смертность на
1 МВт (эл) • год.
при различных
способах произ'
водства
электроэнергии
300 -
100 -=
30 Z
W -
3
№z
'\s
'Г
со Со
« с
I
Hj
&
L
3 !J «о
^ | 1 S
4i «о 4:5
£ I 5
*T 5
Солнце
95

лены сейчас основные научно-исследовательские и
конструкторские работы по увеличению надежности АЭС
и снижению масштаба возможных радиационных
аварий.
В завершение нашего рассказа процитируем одно из
мудрых высказываний старых курчатовцев, не одно
десятилетие копивших опыт работы с радиоактивными
веществами:
Излучения не нужно бояться, но следует
относиться к нему с должным уважением.
СОДЕРЖАНИЕ
1. Как возникают излучения . . 6
2. Взаимодействие излучения с веществом и дозы
ионизирующих излучений ..... . 20
3. Как измеряют ионизирующие излучения 33
4. Биологическое действие внешнего облучения .... 48
5. Внутреннее облучение 63
6. Защита от облучения 74
7. Сопоставление облучения с другими поражающими
факторами 8G
Научно-популярное издание
Юрий Васильевич СИВИНЦЕВ
НАСКОЛЬКО ОПАСНО ОБЛУЧЕНИЕ
Гл. отраслевой редактор Л. А. Ерлыкин. Редактор К. А.
Кутузова. Мл. редактор Н. А. Сергеева. Худож. редактор П. Л.
X р а м ц о в. Техн. редактор О. А. Найденова. Корректор Л. В.
Иванова.
Сдано л набор 10.08.88. Подписано к печати 06.03.89. Т-01364. Формат бумаги
84х 108V32- Бумага тип. № .2. Гарнитура литературная. Печать высокая.
Уел. печ л. 5,04. Уел. кр.-отт. 5,15. Уч.-изд. л. 5,24. Тираж 50 000 экз. За-
каз 1641.’Цена 25 коп. Издательство «Знание». 101835, ГСП, Москва, Центр,
проезд Серова, д. 4. Индекс заказа 884806.
Типография Всесоюзного общества «Знание». Москва, Центр, Новая пл., д. 3/4,