7.3. Естественный радиационный фон окружающей среды

Естественные источники создают относительно постоянный уровень радиации, который воздействует на все население Земли в течение очень длительного времени [5–9]. Это, например, дозы от внешнего космического излучения, дозы от поступления внутрь организма 40K или космогенных радионуклидов. Однако имеются составляющие дозы облучения, которые зависят от человеческой деятельности. Так, дозы, получаемые от вдыхания радона и продуктов его распада внутри помещений, определяются концентрацией радона в воздухе, которая зависит от выбора строительных материалов, конструкций зданий и наличия вентиляционных устройств.

Рассмотрение доз облучения человека от естественных источников особенно важно в связи с тем, что они вносят самый крупный вклад в коллективную дозу, получаемую всем населением Земли. Кроме того, представляет практический интерес изучение наличия различных уровней радиационного фона на Земле в зависимости от местности, поскольку эти факты дают возможность оценить значимость дополнительного облучения, вызываемого искусственными источниками излучений [6, 10, 11].

Радиация при больших дозах вызывает серьезные поражения тканей, а при малых может вызвать рак, индуцировать генетические дефекты, которые, возможно, проявятся у детей и внуков человека, подвергшегося облучению, или у его более отдаленных потомков. Основная масса населения наибольшую дозу получает от естественных источников радиации. Радиация, связанная с развитием атомной энергетики, составляет лишь малую долю радиации, порождаемой другими видами деятельности человека. Значительно большие дозы люди получают, например, от применения рентгеновского излучения в медицине.

Доза облучения от естественных источников радиации зависит от местности. Уровень радиации в некоторых местах земного шара, где залегают более радиоактивные породы, оказывается значительно выше среднего.

При известной концентрации в грунте какого-либо радионуклида, например 40K, можно расчетным путем оценить мощность дозы на поверхности этого грунта. Представим бесконечную среду (грунт), которая имеет какую-то удельную радиоактивность и испускает g -кванты определенной энергии. Выделим в этой среде элементарный шаровой слой с радиусом х, м, и толщиной , м. Выражение для мощности дозы в центре этого шара можно записать в виде:

, (7.1)

где 4p х2dxc — активность радионуклида в объеме элементарного шарового слоя, Бк; с — объемная радиоактивность, Бк/м3; Kg — гамма-постоянная радиоактивного изотопа, Гp ×  м2/с ×  Бк; m — коэффициент ослабления g -квантов, м–1.

Интегрируя выражение (7.1) по х (в пределах от 0 до ¥ ), получим выражение для мощности дозы внутри бесконечной среды [12]:

(7.2)

где — мощность дозы, Гр/с.

На поверхности Земли мощность дозы будет в 2 раза меньше, чем внутри грунта. Кроме того, при небольших расстояниях от практически бесконечной поверхности радиоактивного грунта мощность дозы слабо зависит от расстояния, и поэтому можно принять, что на расстоянии 1 м она равна

. (7.3)

Используя зависимость (7.3), вычислим мощность дозы на расстоянии 1 м от поверхности Земли, содержащей 40K с удельной активностью 1 Бк/кг.

Этот радионуклид испускает 0,107 g -кванта с энергией 1,46 МэВ на 1 Бк, и его гамма-постоянная равна 5,05 · 10–18 Гр ×м2/с × Бк. С учетом многократного рассеяния g -квантов в среде (грунте) для такой энергии при m погл ≈ 0,00258 м2/кг

Аналогично вычислены мощности дозы на данном расстоянии от g -квантов, испускаемых нуклидами, входящими в урановый и ториевый ряды, при концентрации 238U и 232Th, равной 1 Бк/кг, которые приведены в табл. 7.7 [13].

В табл. 7.8 представлена оцененная с использованием данных табл. 7.7 мощность дозы на высоте 1 м от поверхности Земли для различных пород и почв, имеющих разные удельные активности 40K, 238U и 232Th [13].

Для оценки годовой эквивалентной дозы внешнего Нвш облучения от радионуклидов, содержащихся в грунте или почве, при их известной концентрации можно воспользоваться соотношением

(7.4)

где 8766 — среднее число часов в году; — отношение массовых коэффициентов поглощения фотонов в биологической ткани и в воздухе; СK , CU и CTh — удельные активности 40K, 238U и 232Th соответственно; коэффициенты 0,43 ×  10- 10, 4,27 ×  10- 10 и 6,62 · 10–10 — рассчитанные значения мощности дозы в Гр/ч на 1 Бк/кг, взятые из табл. 7.7.

В качестве примера приведем оценку дозы излучения от гранита с известной удельной активностью. При содержании в грунте 1000 Бк/кг 40K, 60 Бк/кг 238U и 80 Бк/кг 232Th (первая строка в табл. 7.8) мощность дозы на расстоянии 1 м будет равна 0,12 мкГр/ч. Следовательно, за год эквивалентная доза от такого грунта составит значительную величину Нвш = 8766 · 0,12 · 1,11 = 1168 мкЗв, которая в три раза больше средней эквивалентной дозы внешнего облучения от земных источников радиации, равной, по данным НКДАР, 350 мкЗв/г. [5, 13].

Аналогичные оценки эквивалентной дозы, выполненные для песчаника (четвертая строка в табл. 7.8), дают величину Нвш = 298 мкЗв/г.

Таблица 7.7

Мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте
1 м от поверхности Земли при содержании радионуклида 1 Бк/кг [13]

Радионуклид

Мощность дозы, 10-10 Гр/ч

40K

0,43

238U

4,27

232Th

6,62

Таблица 7.8

Удельная активность 40K, 238U и 232Th в породах и почвах
и мощность дозы на высоте 1 м [13]

Порода или почва

Удельная активность, Бк/кг

Мощность дозы на высоте 1 м, мкГр/ч

40K

238U

232Th

Породы

Граниты

1000

60

80

0,12

 

Базальты

240

10

10

0,02

Известняки

90

30

7

0,02

Песчаники

370

19

10

0,03

Сланцы

700

44

45

0,08

Почвы

Сероземы

670

31

48

0,074

Черноземы

410

22

36

0,051

Каштановые

550

27

37

0,060

Серые лесные

370

18

27

0,041

Подзолистые

150

9

12

0,018

Торфянистые

90

6

6

0,011

Средние

370

26

26

0,046

Типичный диапазон

110- 740

11- 52

7,5- 48

0,014- 0,090

В местах проживания основной массы населения земного шара уровни внешнего облучения [5], обусловленные различиями в концентрации радиоактивных нуклидов в породах, примерно одного порядка — от 300 до 600 мкЗв/г. Средняя эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников естественной радиации, составляет 350 мкЗв. Но некоторые группы населения получают значительно большие дозы облучения. Так, около 3 % населения Земли получают 1000 мкЗв/г. Есть места, где уровни земной радиации намного выше. В Бразилии в 200 км к северу от Сан-Паулу есть небольшая необитаемая возвышенность, где уровень мощности дозы в 800 раз превосходит среднее значение и достигает 0,25 Зв/г. В городе Гуарапара (Южная Америка), в котором проживает всего 12 000 человек и где отдыхает летом 30 000 курортников, уровень радиации на отдельных участках пляжей составляет 0,175 Зв/г. На юго-западе Индии вдоль морского побережья длиной 55 км, где обитает 70 000 человек, уровень радиации местами достигает 0,017 Зв/г., что в 50 раз больше среднегодовой дозы внешнего облучения. В Иране в районе города Рамсер у подземных источников, богатых радием, были зарегистрированы уровни 0,4 Зв/г.

Доза облучения естественными радионуклидами зависит не только от местности, где проживает человек, но и от того, какие материалы были использованы при обустройстве жилища. Жилые здания построены из различных неорганических материалов (камень, гравий, песок, цемент и т. д.), добытых в карьерах, и всегда содержат естественные радиоактивные нуклиды, которые будут создавать в помещениях определенную дозу внешнего облучения. В табл. 7.9 приведены удельные активности в Бк/кг 226Ra, 228Th и 40K в строительных материалах, используемых в разных странах. Анализ таблицы показывает, что наибольшее содержание радионуклидов обнаружено в золе, шлаке, пемзе, граните, гипсе и шлакобетоне, а наиболее низкое — в карбонатных породах (например в мраморе, известняке). Удельная активность радионуклидов в силикатном кирпиче в несколько раз ниже, чем в красном (глиняном) кирпиче, а удельная активность бетонов в большой степени зависит от наполнителей.

Для сравнения радиоактивности различных строительных материалов и грунтов в [7] введено понятие эффективной удельной активности, которая вычисляется из соотношения

Сэф = CRa + 1,31CTh + 0,085CK, (7.5)

где CRa, CTh, CK — удельные активности 226Ra, 232Th и 40K соответственно, Бк/кг (при условии, что урановый и ториевый ряды находятся в радиоактивном равновесии).

В соотношении (7.5) численные коэффициенты найдены расчетным путем и подтверждены экспериментально методом измерения мощности дозы от насыщенных слоев урановой и ториевой руд и калия при их известных концентрациях. Аналогичное выражение для вычисления характерного (репрезентативного) уровня удельной активности строительных материалов предложено Комиссией по атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР) [15]:

CRa + 1,5CTh + 0,1CK = Схар, (7.6)

где Схар = 150 Бк/кг — характерный уровень активности строительных материалов, который практически немного выше среднего значения Сэф земной коры и на 40 % выше, чем Сэф почвы.

В выражении (7.6) коэффициенты при CTh и CK отличаются от соответствующих коэффициентов в соотношении (7.5) в большую сторону. Эти коэффициенты зависят от точности оценок мощности дозы от нуклидов — членов ряда урана и тория при их заданных концентрациях. Если использовать расчетные данные табл. 7.7 и приравнять относительный коэффициент для урана к единице, то в выражениях (7.5) и (7.6) коэффициент, на который надо умножить концентрацию тория, должен быть равен 6,62 :  4,24 = 1,55, а коэффициент, на который надо умножить концентрацию калия, — 0,43 :  4,27 = 0,1, что ближе к величинам коэффициентов, рекомендуемым в [15]. Значение Сэф = 150 Бк/кг, предложенное в [15], видимо, взято потому, что оно равно среднему содержанию радионуклидов в строительных материалах в зарубежных странах. В этой же работе были введены понятия первого повышенного уровня Сэф1 = 2Сэф и второго повышенного уровня Сэф2 = 4Сэф для удельной активности естественных радионуклидов в материалах, которые могут быть использованы при строительстве жилых домов и различных объектов. В табл. 7.10 приведены средние значения удельной активности естественных радионуклидов в строительных материалах, используемых в бывших союзных республиках СССР. Из сопоставления данных табл. 7.10 следует, что средние значения удельных активностей по отдельным радионуклидам для строительных материалов различных республик близки, находятся в пределах средних значений Сэф почвы и почти на 30 % меньше средней величины Сэф земной коры.

Таблица 7.9

Удельная активность естественных радионуклидов
в различных строительных материалах [7]


Таблица 7.10

Средние значения удельной активности естественных радионуклидов
в образцах стройматериалов, используемых в бывших союзных республиках СССР [7]

Республика

Число
жителей,
млн чел

Количество
исследованных
образцов

Число обследованных
месторождений

Удельная активность, Бк/кг

всего

на 1 млн
жителей

226Ra

232Th

40K

Сэф

РСФСР

144,027

2944

2579

17,9

25,2

24,4

370

89

Украинская

50,973

517

433

8,5

28

33

407

106

Узбекская

18,479

55

54

2,9

28

31

477

110

Казахская

16,036

184

170

10,6

42

27

511

120

Белорусская

10,002

62

58

5,8

24

29

585

112

Азербайджанская

6,718

88

69

10,3

24

19

237

69

Грузинская

5,239

33

22

4,2

28

27

444

101

Таджикская

4,643

38

35

7,6

32

30

470

111

Молдавская

4,142

7

7

1,7

26

17

270

73

Киргизская

4,055

58

52

12,8

35

33

492

120

Литовская

3,603

101

69

19,2

27

29

659

120

Армянская

3,369

8

8

2,4

37

42

792

159

Туркменская

3,271

42

40

12,2

27

17

311

75

Латвийская

2,621

36

35

13,4

25

26

466

99

Эстонская

1,541

9

9

5,8

21

13

348

68

Для оценки мощности дозы облучения (от g -квантов естественных радионуклидов, содержащихся в строительных материалах) внутри помещений можно воспользоваться зависимостью (7.7), которая получена для сферы с учетом толщины слоя активного вещества при предположениях, аналогичных сделанным при выводе формулы (7.2) [12]:

, (7.7)

где — усредненная толщина стен, потолка и пола, имеющих удельную активность нуклида С, Бк/кг; — мощность дозы, например от нуклида 40K, Гр/с; остальные сомножители — такие же, что и в выражении (7.2).

Оценим эквивалентную дозу, получаемую жильцами, проживающими в помещении, построенном после 1974 г. в Швеции из легкого бетона, содержащего 226Ra, 232Th и 40K с удельными активностями 333 Бк/кг, 28 Бк/кг и 529 Бк/кг соответственно (см. табл. 7.9). Примем усредненную толщину стен, потолка и пола равной 25 см (r бет = 1800 кг/м3).

Вычислим мощность дозы внутри помещения от 40K при его концентрации 529 Бк/кг, используя формулу (7.7):

В течение года человек в среднем находится в жилом помещении около 6000 часов [7], и эквивалентная доза только от 40K составит

НвшK = 3,21 × 10–8 × 6000 × 1,11 = 2,14 ×  10–4 Зв/г. = 214 мкЗв.

За этот же период времени эквивалентная доза от распада продуктов урана составит

в которую основной вклад вносит 226Ra и генетически связанные с ним нуклиды.

Эквивалентную дозу от продуктов распада тория находим аналогично:

.

И суммарная доза за год от естественных радионуклидов будет равна Нвш = 1720 мкЗв.

Полученные значения эквивалентной дозы от рядов урана и тория занижены по отношению 40K примерно на 2- 3 %. Это связано с тем, что эффективная энергия g -квантов у 40K несколько выше, чем у продуктов распада урана и тория. Поправку, учитывающую различие в энергиях g -квантов (обусловленную членом еm d в формуле (7.7)), можно извлечь из данных табл. 7.11, в которой приведены относительные значения мощности дозы (%) от g -квантов в центре сферы в зависимости от толщины сферического слоя d для 40K и семейств урана и тория. При толщине слоя бетона 54 г/см2 для семейства урана поправка составит 2 % от дозы, рассчитанной для уранового ряда, которую необходимо прибавить к 1720 мкЗв. Поправка для ряда тория меньше 1 %, и ею можно пренебречь. Кроме того, необходимо учесть тот факт, что наличие окон и дверей уменьшает суммарную дозу облучения, поскольку на их месте нет бетона. Поэтому вычисленную эквивалентную дозу следует умножить на геометрический фактор, равный отношению суммы площадей стен и перекрытий за вычетом окон и дверей к общей площади стен, пола и потолка.

Дозы, рассчитанные для сферы с заданной толщиной стенки, необходимо также скорректировать на фактор, учитывающий геометрию помещений (приведен в табл. 7.12). Из этой таблицы следует, что при толщине стен, например, 50 г/см2 в помещении кубической формы при той же концентрации естественных радионуклидов в строительном материале доза облучения будет больше, чем внутри сферы, на 7,7 %. Различие мало для стен толщиной более 100 г/см2 и составляет менее 2,6 %, но возрастает при малых толщинах, достигая 20– 30 % . Описанный метод дает возможность сравнительно легко оценить дозу облучения в помещениях, построенных из материалов, содержащих естественные радионуклиды. Более подробное описание расчета дозы облучения внутри помещений приведено в [7].

Таблица 7.11

Зависимость относительного значения мощности дозы g-излучения (%)
в центре сферы от толщины сферического слоя d [7]

d, г/см2

Семейство урана

Семейство тория

Калий

γ-Кванты
с энергией:

0,8 МэВ

 1 МэВ

0,235

0,67

0,66

0,60

0,67

0,65

1,175

3,17

3,0

2,97

3,32

3,21

2,35

6,23

5,95

5,80

6,52

6,32

11,75

27,5

26,3

25,8

28,6

27,9

23,5

47,0

45,5

44,9

49,1

48,0

70,5

84,9

84,3

82,6

86,8

85,9

94,0

92,4

91,3

91,2

93,3

92,7

141,0

98,9

97,5

97,4

98,6

98,0

235

100

100

100

100

100

Таблица 7.12

Отношение мощности дозы g-излучения (%),
создаваемого в помещениях с различной толщиной ограждений (стен), к мощности дозы при
бесконечной толщине данного слоя [7]

Форма помещения

Толщина ограждения, г/см2

1

2

5

10

20

50

100

Сферическая

2,7

5,4

13,0

24,3

42,6

75,1

93,8

Кубическая

3,3

6,4

15,4

28,4

48,7

81,1

96,4

Удлиненная

3,5

6,9

16,5

30,3

51,4

83,5

97,3

Сжатая

4,8

7,1

16,9

31,0

52,4

84,4

97,6

Бесконечный плоский слой

11,2

18,6

34,2

51,0

70,3

91,5

98,6

Таблица 7.13

Средневзвешенные значения эффективной удельной активности
естественных радионуклидов в стройматериалах различных регионов России [7]

Область, край,
республика

Число жителей,
тыс. чел.

Масса
используемых стройматриалов,
т/ (чел. · г.)

Сэф, Бк/кг

Средняя
мощность
дозы в помещении
D, нГр/ч

Средняя
эффективная эквивалентная доза H, мкЗв/г.

Бурятская

1013

3,5

104

82

492

Калининградская

848

3,6

88

70

416

Камчатская

435

3,3

48

38

227

Карельская

787

5,5

92

73

435

Кемеровская

3123

9,1

41

32

194

Коми

1227

7,7

31

24

147

Костромская

798

3,4

48

38

227

Краснодарский

5026

7,7

122

96

577

Красноярский

3476

5,2

97

77

459

Курская

1327

3,0

72

57

341

Ленинградская

6538

3,9

141

111

667

Липецкая

1211

7,4

107

85

506

Мордовская

963

3,9

38

30

180

Мурманская

1101

8,4

92

73

435

Омская

2076

3,7

128

101

605

Орловская

863

2,9

102

81

482

Приморский

2164

7,4

74

58

350

Рязанская

1312

11,0

57

45

270

Саратовская

2631

6,2

45

36

213

Сахалинская

701

2,8

74

58

350

Смоленская

1143

3,5

82

65

388

Ставропольский

2748

4,2

94

74

445

Татарская

3531

3,9

39

31

184

Томская

972

6,7

65

51

307

Тульская

1864

6,7

82

65

388

Тюменская

2675

2,6

60

47

284

Удмуртская

1572

2,8

38

30

180

Ингушетия

1222

5,1

81

64

383

(Якутская) Саха

1001

3,3

186

147

880

Ярославская

1452

2,6

73

58

345

В табл. 7.13 даны значения эффективной удельной активности естественных радионуклидов в строительных материалах и оцененные мощности дозы в помещениях по тридцати регионам Российской Федерации. В таблицу включены только регионы, для которых получено хорошее согласие с данными геологического фонда потребляемых материалов как по отдельным видам строительных материалов, так и по общему количеству материалов, используемых в регионе. Среднее значение эффективной удельной активности в строительных материалах в Российской Федерации составляет 89 Бк/кг (см. табл. 7.10). Первый и второй повышенные уровни (как превышение в 2 и 4 раза среднего значения) в соответствии с рекомендациями ОЭСР [15] могут быть определены в пределах 178 Бк/кг и 356 Бк/кг соответственно.

Результаты широкомасштабных исследований мощности дозы g -излучения в жилых помещениях в целом ряде западных стран приведены в табл. 7.14. В скобках даны средние значения мощности дозы в странах, в которых исследовались не все регионы. Из табл. 7.14 следует, что наиболее низкая мощность дозы наблюдается в деревянных домах (30- 70 нГр/ч), сравнительно высокая — в бетонных, кирпичных и каменных (100- 120 нГр/ч), а наиболее высокие значения мощности дозы обнаружены в домах из легкого бетона (172 нГр/ч).

Таблица 7.14

Мощность дозы g-излучения в зданиях (Европа), нГр/ч [7]

Страна

Число
зданий

Тип зданий

Средняя
мощность дозы g -излучения

Средневзвешенная
мощность дозы
g -излучения по стране

Год
исследований

Австрия

1900

Кирпичные

110

71

1980

Бетонные

81

Деревянные

75

Каменные

110

Великобритания

2000

Различные

62

62

1985

ГДР

667

То же

74

74

1969

Дания

82

Кирпичные

60

60

1985

Бетонные

50

Деревянные

30

Ирландия

223

Различные

62

62

1985

Италия

600

То же

60

60

1984

Нидерланды

399

»

64

64

1985

Норвегия

2026

Кирпичные

120

95

1977

Бетонные

105

Деревянные

71

Польша

1351

Сборные со шлаком

77–120

73

1984

Кирпичные

57–100

Сборные

54–68

Кирпично-деревянные

60–79

Деревянные

42–51

Франция

946

Различные

88

75

1980

5798

То же

75

1985

ФРГ

29996

Каменные

70

70

1978

Каркасные

71

Сборные

40

Деревянные

45

Швеция

1189

Кирпичные

92

96

1983

Бетонные

116

Легкий бетон

172

Деревянные

53

Измерения мощности дозы g -излучения в помещениях и вне зданий на открытой местности характеризуют радиоактивность строительных материалов. В табл. 7.15 приведены выполненные в ФРГ измерения отношения мощности дозы g -излучения, создаваемого в зданиях, построенных из различных строительных материалов, к мощности дозы вне зданий [16]. Среднее значение этого отношения для жилых зданий составило 1,36. Измерения показали, что среднегодовая доза g -излучения на открытой местности вблизи бетонных зданий равна 370 мкЗв/г., в то время как вблизи деревянных зданий она меньше и составляет 310 мкЗв/г.

Таблица 7.15

Отношение мощностей дозы g-излучения в зданиях и на открытой местности [16]

Строительный материал

Строительный материал

Пемза

1,50

Глина

1,35

Шлак

1,47

Известняк

1,24

Клинкер

1,36

Бетон

1,24

Кирпич
и камень

1,35

Пенобетон

1,18

Дерево

0,95

Измерения также показали, что средняя мощность дозы в жилых зданиях в ФРГ составляет 70 нГр/ч. Наименьшая мощность дозы получена в федеральной земле Бремен (46 нГр/ч) и Гамбурге (49 нГр/ч), а наибольшая — в Саарланде (106 нГр/ч) и Рейнланде-Пфальце (90 нГр/ч). Повышенное значение мощности дозы в домах Саарланда обусловлено широким использованием в этом регионе шлаков и других отходов промышленности в качестве строительных материалов.

Более корректные измерения были проведены в Норвегии [17], где мощность дозы g -излучения определялась в парках и садах, а не вблизи зданий. Было найдено, что отношение средней мощности дозы в жилых зданиях к мощности дозы на открытой местности, с учетом числа жителей, составило для деревянных домов 0,95, бетонных — 1,42 и кирпичных — 1,6.

Аналогичные измерения мощности дозы g -излучения внутри и вне зданий были проведены в г. Ленинграде (С.-Петербурге). Установлено, что средневзвешенное значение мощности дозы во всех зданиях города составляет 91 нГр/ч: в домах, построенных до 1960 г., — 70 нГр/ч, а в домах, построенных после 1960 г., — 99 нГр/ч. Средняя мощность дозы g -излучения на улицах города составила 52 нГр/ч, в садах и парках — 44 нГр/ч.

Приведенные значения мощности дозы g -излучения внутри и вне помещений дают возможность вычислить эквивалентную эффективную усредненную дозу, получаемую жителем региона, местности или города. Так, если предположить, что житель в г. С.-Петербурге 0,8 суток проводит внутри зданий, а 0,15 и 0,05 соответственно на улицах и в парках, то, живя в домах старой постройки, он получает 420 мкЗв/г., а в новых зданиях — 520 мкЗв/г. [7].