Оценка соответствия действующей нормативно-правовой базы по радиационной безопасности при использовании горелых пород в дорожном строительстве

Панков Владимир Юрьевич кандидат геолого-минералогических наук доцент; кафедра Строительства дорог и аэродромов; Северо-Восточный федеральный университет им. М.К. Аммосова 677027, Россия, республика Саха(Якутия), г. Якутск, ул. Белинского, 58 Pankov Vladimir Yur'evich PhD in Geology and Mineralogy Associate Professor; Department of Road and Airfield Construction; Northeastern Federal University 677027, Russia, Republic of Sakha(Yakutia), Yakutsk, ul. Belinsky, 58 pankov1956@gmail.ru Другие публикации этого автора

Галкин Александр Фёдорович ORCID: 0000-0002-5924-876X доктор технических наук Главный научный сотрудник; Институт мерзлотоведения им. П.И. Мельникова СО РАН 677010, Россия, г. Якутск, ул. Мерзлотная, 36, ИМЗ СО РАН. Лаборатория геотермии криолитозоны Galkin Aleksandr Fyodorovich Doctor of Technical Science Chief Researcher; P.I. Melnikov Permafrost Institute SB RAS 677010, Russia, Yakutsk, Permafrost str., 36, IMZ SB RAS. Cryolithozone Geothermy Laboratory afgalkin@yandex.ru Другие публикации этого автора

Введение. Горелые породы, иногда называемые «горелики» или «глиежи» - аббревиатура от « глины естественно жжённые», широко используются в строительной индустрии в основных регионах, где расположены угольные и сланцевые месторождения^[1-6]. Их разрабатывают специально, или получают как побочный продукт угледобычи Обычно глиежи применяют в качестве, вяжущих и наполнителей бетонов различного назначения^[7-11], при изготовлении строительных блоков и панелей^[12-18], в декоративных покрытиях и ювелирных изделиях ^[19-20], а также для подсыпок при формировании дорожных одежд^[21-26]. Уже сама широта области возможного применения горелых пород свидетельствует о многообразии их физико-химических и механических свойств. Это объясняется тем, что горелые породы — это термально изменённые осадочные породы, возникшие в результате подземных пожаров углей или при горении терриконов. Состав и свойства горелых пород весьма изменчивы и зависят от состава исходных пород и степени их обжига. В дорожном строительстве применяют песчаные горелые породы для устройства подстилающих слоёв и оснований дорог. Качественные заполнители из горелых пород можно использовать во всех конструкционных слоях автодорог, включая дорожные одежды ^[24,25].

В то же время многие исследователи отмечают ряд сложностей при использовании горелых пород в строительстве, одной из которых является их возможная радиоактивность.

Анализ литературных источников показал, что в научном сообществе этой проблеме уделяется недостаточно внимания. В основном, исследователи сосредотачиваются на простом определении радиационных показателей и сравнении их с допустимыми нормативными значениями ^[27-33]. Хотя, на наш взгляд, многие элементы неопределенности, влияющие на безопасность использования горелых пород в дорожном строительстве, заложены в самих нормативных документах.

Целью представленных исследований была оценка объективности экологической безопасности использования горелых пород в дорожном строительстве с позиции их радиоактивности и соответствия действующих нормативных документов практическим реалиям.

Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Федеральным законом от 09.01.1996 г. N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения", нормами РБ-99/2009 и действующими санитарными правилами. Федеральный закон от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» ( Дата редакции: 18 марта 2023) определяет правовые основы обеспечения радиационной безопасности населения в целях охраны его здоровья. Радиационная безопасность населения определяется как состояние защищённости настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Закон устанавливает как перечень мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, так и основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облучения на территории РФ в результате использования источников ионизирующего излучения.

Также закон декларирует право граждан на радиационную безопасность и на получение объективной информации о радиационной обстановке в соответствие с санитарными нормами и правилами. Действующими в настоящее время нормами являются СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)», которые утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 N47 СанПиН от 07.07.2009 N2.6.1.2523-09.(Далее именуемые «Нормами»). Опираясь на эти нормативные документы, проведем анализ возможного негативного влияния горелых пород на человека и окружающую среду при использовании в дорожном строительстве.

Основные радиоактивные изотопы, встречающиеся в горных породах Земли и, соответственно, строительных материалах, к которым относятся горелые породы - это калий-40, рубидий-87 и члены двух основных радиоактивных семейств, берущих начало соответственно от урана-238 и тория-232. Под семейством здесь понимается ряд промежуточных продуктов распада этих двух элементов. С точки зрения радиоактивной безопасности для человека, помимо упомянутых выше элементов, представляют также интерес цезий-137 и стронций-90. При сохранении химических свойств аналогичных таковым стабильного изотопа данные элементы могут принимать участие в образовании тканей живых организмов, замещая в них кальций и, таким образом, становятся практически вечными внутренними источниками облучения человека.

Соотношение различных видов излучения в горных породах зависит от соотношения в них радиоактивных изотопов. В радиоактивных семействах урана и тория превращение одного нуклида в другой происходит в подавляющем большинстве переходов в результате альфа- или бета-распада. Многие из актов распада сопровождаются гамма-излучением. Причем наиболее мощный импульс гамма-излучения возникает при изомерном переходе ядер. Однако во всех известных рядах подобный изомерный переход наблюдается только для Ра-234 в ряду уран-238 - свинец-206.

Калий-40 не входит в обсуждавшиеся выше ряды. Это первичный радионуклид, образовавшийся одновременно с другими элементами Земли. Распадается он двумя путями: 88% атомов калия-40 в результате бета-распада (бета-излучение) преобразуются в стабильный кальций-40; 12% - путем К-захвата превращаются в метастабильный аргон-40, который после испускания гамма-кванта (гамма-излучение) переходит в основное состояние.

Приведенные выше данные свидетельствуют о том, что в природных процессах суммарное альфа- и бета- излучение должно значительно превышать количество гамма-квантов. Причем эта разница увеличивается также и за счет явлений внутренней конверсии, когда гамма-кванты (гамма-излучение) поглощаются электронными оболочками ядер, которые сбрасывают избыточную энергию или в виде характеристического рентгеновского излучения или в виде электронов (бета-излучение).

Известно, что горелые породы могут содержать повышенные содержания радионуклидов семейства урана-238, тория-232, а также калия-40. Уровень концентрации этих элементов в различных областях массивов глиежей очень сильно различается, что связано с комплексом геолгических, структурных, гидрогеологических, физических, химических, гидрологических и других факторов. В результате особенностей протекания геологических процессов уровень концентрации этих элементов в различных участках глиежей очень неоднороден. Могут встречаться участки с чрезвычайно повышенными концентрациями радионуклидов, сопоставимых с концентрациями в урановых рудах. В то же время, присутствуют объемы пород, в которых содержание радионуклидов не превышает стандартные содержания для наиболее распространенных типах геологических пород. Неоднородность распределения радионуклидов в горелых породах регулируется, в первую очередь, динамикой перераспределения газообразных продуктов горения углей и, соответственно, текстурно-структурными особенностями перекрывающих горящие угли пород.. Опыт предыдущих исследований и общие геологические закономерности позволяют предположить, что масштаб неоднородности концентрации радиоактивных элементов в глиежах может колебаться от первых десятков метров до нескольких десятков километров.

Таким образом в самом общем плане горелые породы могут представлять радиологическую опасность для человека на следующих основных этапах:

• На стадии подготовки и разработки карьера или подземной выработки.

На данной стадии основную опасность представляет пыль, образующаяся в результате работ. Содержащиеся в частицах пыли радионуклиды являются источником ионизирующего излучения, влияющего на все тело, кожу, хрусталики глаз и легкие, в которые частицы пыли проникают в процессе дыхания.

В соответствии с Нормами при расчете влияния корпускулярного ионизирующего излучения (альфа и бета) базовой площадью человеческого тела для расчета их влияния на человеческий организм принимается 300 кв. см, т.е., по сути, площадь открытых участков тела лица и кистей рук. На остальной площади тела считается, по-видимому, что корпускулярное излучение поглощается одеждой. В случае, если одежда действительно является пылезащитной, данное заключение справедливо. В воздухе при нормальных условиях (760 мм ртутного столба) длина пробега (проникающая способность), например, альфа-частиц, образующихся при распаде урана-238, составляет 2,64 см (22%) и 2,685 см (78%), для тория-232 – 2,436 см (20%) и 2,503 см (80%), для радия-226 – 3,083 см (5,7%) и 3,274 см (94,3%), радона-222 – 4,036 см. Длина пробега альфа-частиц в воздухе во многом зависит от их энергии. Однако из приведенных данных ясно, что это сокрушительное по своей ионизирующей способности излучение практически безопасно, если отсутствует прямой контакт с биологическими тканями человеческого организма. В то же время становится очевидным, что наибольшую опасность данное излучение представляет при попадании зараженных радионуклидами пылевых частиц в верхние дыхательные пути и легкие человека, где ионизирующая способность корпускулярного излучения проявляется максимально и в наиболее неблагоприятных для биологических тканей контакте.

В Нормах предусматриваются также нормативы по условиям и возможности поступления радионуклидов в кровь и, соответственно, внутренние органы человека через легкие и пищеварительный тракт. Вопрос о форме нахождения радионуклидов в горелых породах в настоящее время абсолютно не изучен. В зависимости от структурного состояния и химического состава горных пород, подвергшихся в результате горения угольных пластов обжигу и обогащению радионуклидами, и химических свойств радиоизотопов последние могут образовывать химические соединения, легко растворимые в кислой среде желудочного тракта, например карбонаты, оксиды, гидрооксиды, фториды. В то же время могут формироваться силикатные стекла и минералы, которые могут быть практически нерастворимы даже в пищеварительном тракте, не говоря уже о легких. Естественно, вопрос о форме вхождения радиоизотопов в горелые породы, и соответственно возможности их поглощения живыми тканями, требует проведения очень сложных и дорогостоящих исследований в течение длительного периода времени и на разнообразных объектах. В связи с этим в дальнейшем данная проблема нами рассматриваться не будет.

В соответствии с действующими нормативами по данному пункту возникает несколько проблем, основными из которых являются:

- выяснение вопроса о реальном содержании различных радионуклидов в исследуемых горелых породах и, соответственно, степени их радиологического воздействия на человека;

- отнесение рабочих карьера или горной выработки к определенной нормативной категории облучаемых лиц (персонал или население).

Что касается второго вопроса, то ответ здесь очевиден – в силу того, что разработка горелых пород включается в сферу их производственной деятельности рабочие относятся к персоналу группы А. Это не праздный вопрос, т.к. в зависимости от категории облучаемых лиц, согласно Норм, в значительной степени изменяются пределы эффективной и эквивалентной доз.

2. На стадии отгрузки и транспортировки глиежей.

На данных этапах все занятые на работах специалисты также относятся к персоналу. В зависимости от типа работ, например герметичности кабин машин или погрузочных механизмов, персонал может относиться как к группе А, так и группе Б.

3. На стадии разработки карьера все работники относятся к группе А.

На этапе обработки сырья (дробление на фракции, рассев на фракции, получение товарной продукции и т.п.) работники относятся к группе А.

4. На стадии строительства автодороги (отсыпка земляного полотна, укладка дорожного покрытия или теплоизоляционных слоев, производство асфальто- и цементобетонов).

Все рабочие, занятые в технологических процессах, связанных со строительством автодорог, относятся к персоналу (группа А).

5. На стадии эксплуатации дороги.

На данной стадии воздействию ионизирующего излучения, исходящего из пылевых частиц, подвергаются абсолютно все люди, проходящие или проезжающие по дороге. В то же время это воздействие находится вне сферы их производственной деятельности и, соответственно, пределы эффективной и эквивалентной доз для них соответствуют таковым для населения.

На всех стадиях ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные (вычисляемые) пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии развития плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы. Наследственные болезни). Вероятность возникновения подобных заболеваний зависит от воздействия определенного вида излучения на конкретную ткань человека в течении времени. Поэтому Нормами предусматриваются определенные коэффициенты, учитывающие чувствительность различных органов и тканей к излучению (W(T)).

Так, например, для гамма-излучения коэффициент R равен 1. Для бета-излучения – 1, а для альфа-излучения – 20. Таким образом, альфа-излучение по индуцированию биологических эффектов в двадцать раз опасней гамма- и бета-излучений.

В тоже время чувствительность органов и тканей организма в возникновении стохастических эффектов радиации максимальна для гланд, W(T) которых составляет 0,2. Множитель эквивалентной дозы для легких равен 0,12, а кожи – 0,01.

Приведенные выше коэффициенты применяются при расчете эффективной и эквивалентной доз облучения, являющихся одними из основных контролируемых параметров Норм.

Эффективная доза – это величина, используемая как мера риска возникновения отдельных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет из себя сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (W(T)). Доза облучения измеряются специальной единицей – зивертом (Зв).

Проведение расчетов по радиационной безопасности и мероприятий ограничению облучению населения можно не проводить если индивидуальная годовая эффективная доза не превышает 10 мЗв, а коллективная эффективная годовая доза не превышает 1 чел.-Зв. Либо, когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Однако для того, чтобы определить ожидаемые годовые эффективные и эквивалентные дозы проведение расчетов в любом случае необходимо. В силу этого в Нормах определено, что подобные расчеты должны проводиться еще на стадии проектирования и с учетом всех источников излучения.

Учитывая, что в настоящее время известно несколько сотен различных радиоактивных изотопов (по крайней мере, только в Нормах обсуждается более 300 их разновидностей) перед проведением расчетов ожидаемой радиационной опасности тех или иных пород и возможности их влияния не только на радиационную безопасность местности или объекта, но и непосредственно на здоровье человека, необходимо определиться какие радиоизотопы должны включаться в круг исследований. Так, например, для горелых пород карьера “Кюнкюй” (Якутия) необходимо детальное изучение таких элементов как уран-238, уран-234, торий-230, радий-226, радон-222, торий-232 и калий-40 (в отношении урана и тория напомним - при химических исследованиях изотопы ведут себя как один элемент). После определения круга элементов производятся необходимые аналитические работы, включающие не только определение химического состава пород и содержание в них микроэлементов, а в первую очередь определение удельной активности пород по всем трем видам радиоактивного излучения, и проводятся предварительные расчеты.

При определении ожидаемых эффективной и эквивалентных доз расчеты производятся, в соответствии с требованиями Норм, исходя из полученных удельных активностей через поглощенную дозу. При этом на начальных этапах расчетов должны определяться промежуточные параметры, характеризующие воздействие ионизирующего излучения на отдельные органы и ткани (легкие, кожа, хрусталик и т.п.) и отдельно для каждого вида излучения – альфа, бета и гамма. Если их значения превысят допустимые минимальные дозы, т.е. данный объект исследования по их уровню подпадает под действие Норм, то необходимо произвести более углубленные расчеты.

В первую очередь необходимо определить – оправдано ли потенциальное облучение коллектива. Потенциальное облучение коллектива рассчитывается по относительно сложной вероятностной формуле. При расчете учитываются:

- среднее сокращение деятельности полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов (болезней), равное 15 годам;

- среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов (болезней), равное 45 годам;

- денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни населения;

- доход от производства;

- затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты;

- ущерб от защиты.

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определяется таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела, усредненного за пять лет. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определяются для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами: объемом вдыхаемого воздуха, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении года; временем облучения в течение календарного года; массой питьевой воды, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года; геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Для персонала Нормами установлены стандартные значения параметров: объема вдыхаемого воздуха – 2400 куб. м в год, время облучения – 1700 часов в год.

Для населения Нормами установлены следующие стандартные значения параметров для расчетов: время облучения – 8800 часов в год, масса питьевой воды – 730 кг в год для взрослых. Годовой объем вдыхаемого воздуха устанавливается в зависимости от возраста:

Анализ указаний к методическим расчетам показывает, что, в них не оговариваются некоторые существенные проблемы, связанные с применением этих методических указаний. В частности, умалчиваются аналитические вопросы. С воздухом и водой могут поступать совершенно разнообразные радионуклиды и в самом разнообразном состоянии: в виде газа (радон-222), в виде аэрозоли (практически все радионуклиды, соединения которых растворимы в воде), в виде растворов, в виде пылевых нерастворимых частиц. Для большинства перечисленных видов поступления в условиях, например, Якутии существуют сезонные пики и спады. В то же время для каждого вида поступления имеются свои методические и аналитические рекомендации и методики отбора проб и анализа в них содержания радионуклидов или определения уровня их радиоактивности. Это, не говоря уже о том, что при определении концентраций многих радионуклидов (групп радионуклидов) или определения их удельной активности требуются отдельные, приспособленные только для них, методики.

Выше обсуждены некоторые общие основы и значения уровней радиационного воздействия и требования к контролю за выполнением Норм. В то же время, в рамках данной статьи для достижения цели, необходимо рассмотреть еще один важный вопрос, связанный с ограничением природного облучения.

Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.) не должна превышать величины, рассчитываемой по формуле:

Аэфф = А(Ra)+1,3А(Th)+0,09А(К)

Где: А(Ra) и А(Th) – удельные активности радия-226 и тория-232, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А(К) – удельная активность калия-40, Бк/кг

В настоящее время действует следующая классификация для использования материалов в строительстве, имеющая пять рангов.

1). Для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс): Аэфф = А(Ra)+1,3А(Th)+0,09А(К)<370 Бк/кг

2). Для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс): Аэфф<740 Бк/кг;

3). Для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс): Аэфф<1500 Бк/кг

4). При 1500 Бк/кг<Аэфф

5). При Аэфф>4000 Бк/кг материалы запрещается использоваться в строительной индустрии.

Несмотря на кажущуюся простоту данной формулы, в ней также заложены определенные аналитические проблемы и, мягко говоря, несуразности.

К аналитическим проблемам относится относительно сложный, по крайней мере для региональных СЭС, вопрос – находятся ли изучаемые радионуклиды семейства урана и тория в равновесии. Относительно большинства природных строительных материалов, за исключением горелых пород и некоторых дренируемых поверхностными водами участков горных пород в зоне смены окислительно-восстановительного потенциала, вопрос о достижении радиоактивного равновесия не является принципиальным. В отходах же промышленного производства, используемых для изготовления строительных материалов, особенно в золах, полученных при сжигании углей, радиоактивное равновесие отсутствует. Однако однозначные доказательства этих выкладок можно получить только в результате сложных аналитических работ.

“Несуразности” данной методической формулы представлены двумя аспектами. Первая отражена во фразе “…радий-226 и торий-232, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов”. Радий-226 действительно является членом уранового семейства. Учитывая, что при условии радиоактивного равновесия один атомом радия сосуществует с порядка 33600000 атомами урана, становится непонятно, почему в формулу внесен радий, а не родоначальник уранового семейства – уран-238. На наш взгляд это многоплановая проблема, не последнюю роль в которой играют аналитические и политические проблемы.

Вторая “несуразность” связана с калием-40. Нормами оговариваются два фактора:

1. Ионизирующее излучение в природных материалах, связанное с калием-40, не принимается в расчет.

Считается, что в природных материалах содержание радионуклида соответствует природным, т.е. составляет естественный природный фон, который для определенной группы людей, проживающих в конкретной местности, не может принести вреда. Хотя, учитывая сегодняшние экономические взаимоотношения, перемещение строительных материалов на огромные расстояния часто приводит к тому, что породы с повышенным содержанием калия-40, например граниты, попадают в регионы, где такие породы отсутствовали, что приводит к повышению радиоактивного фона. К примеру, подобная ситуация актуальна для г. Якутска, где для градостроительства применяется гранитная крошка или гранитные облицовочные плиты из районов северо-востока и юга Якутии. В качестве примера можно привести памятник В.И. Ленину на одноименной площади в центре города. У гранитов этого памятника зафиксирована активность более 40 микрорентген/час при норме – 20 микрорентген/час (“Якутск вечерний”, № 15 (346), 20 апреля 2001 г., с. 8). Возможно, именно подобный случай и предусмотрен Нормами, но при отсутствии мониторинга активности по калию-40 на территории Якутии, практически любые цифры по отдельным регионам теряют смысл.

2. При проведении мероприятий по радиационной безопасности учитываются все виды ионизирующего излучения.

В практике определения удельной активности региональными СЭС при расчете по представленной формуле приводятся данные только гамма-излучения по калию-40. Ранее уже говорилось, что только 12% атомов калия-40 распадаются с выделением гамма-кванта. Распад 88% нуклида калия-40 сопровождается выделением бета-излучения. Таким образом, в практике работы СЭС не учитывается 88% негативного воздействия на человеческий организм радиоизотопа калия-40. На наш взгляд это в первую очередь аналитическая проблема, спровоцированная плохой обеспеченностью региональных СЭС специализированными аналитическими приборами.

В качестве примера, рассмотрим радиологическое исследование горелых пород карьера «Кюнкюй», расположенного в 30 км от г. Якутска. Отбор проб для исследований осуществлялся из двух мест – непосредственно из насыпи дорожного покрытия трассы и терриконов перевалки горелых пород непосредственно в карьере “Кюнкюй”. Для проведения анализов отбиралась фракция мене 1 см. Объем проб 1,5-2 литра. Горелые породы карьера имеют темный цвет. В основном это различные оттенки красного, бордового и коричневого цветов. В случае присутствия в глиежах линз окисленных углей или сажи они приобретают черный цвет. В основной массе гореликов наблюдается значительное количество щебня, обломки которого имеют различную степень обжига.

Аналитические работы осуществлялись только в испытательном лабораторном Центре Республиканского Центра госсанэпиднадзора № ГСЭН, RU.ЦОА 097 Комитета по санэпиднадзору при Правительстве Республики Саха (Якутия). Результаты гаммаспектрометрических исследований некоторых образцов горелых пород приводятся в таблице.

Таблица.

Удельная эффективная активность горелых пород карьера “Кюнкюй”

по данным ЦСЭС РС(Я)

В соответствии с данными таблицы и на основании “Норм радиационной безопасности” СЭС было сделано следующее заключение: “Представленные образцы горных пород по удельной эффективной активности не превышают 370 Бк/кг, относятся к 1 классу применения и по гигиеническим показателям могут быть использованы для любых видов строительства, без ограничения”.

Не вдаваясь в детали различных норм и правил, независимая экспертиза должна в первую очередь ответить на вопрос о реальной радиотоксичности данного объекта или породы. При этом нельзя ограничиваться нормами ГОСТа, а использовать все доступные методики и оборудование для выяснения этого вопроса. Используя данные центра, а также аналитические материалы прошлых лет можно частично решить поставленную задачу. Во-первых, мы имеем удельную гамма-активность калия-40. Для образца ГБ-5, например, она составляет 441 беккерель на килограмм породы. Один беккерель равен одному распаду в секунду. Значит, в одном килограмме данного образца породы происходит 441 распад. Каждый распад сопровождается испусканием одного гамма-кванта, обладающего энергией 1,46 Мэв, который и фиксируется аналитическим оборудованием. Однако по этому пути, как уже говорилось выше распадается только 12% атомов калия-40, а 88% атомов изотопа в результате бета-распада и испускания бета-частиц с энергией 1,36 Мэв образуют стабильный кальций-40. Соответственно, удельная бета-активность данного образца по калию-40 должна составлять 3234 беккереля на килограмм породы. Проникающая способность бета- излучения невысока и опасность для человека может представлять только поверхностный слой щебня толщиной менее 1 мм (излучение внутренних частей гасится самим камнем) и при непосредственном контакте с открытыми участками тела. Учитывая это, можно было бы не принимать во внимание воздействие бета- излучения на организм человека, что собственно и делается Центрами санитарно-эпидемиологического надзора, если бы не следующие обстоятельства:

1. Горелые породы, прежде чем стать строительным материалом, добываются и транспортируются. Эти производственные процессы сопровождаются повышенным пылевыделением.

2. Горелые породы применяются для отсыпки дорожного покрытия. Эксплуатация дороги сопровождается повышенным пылевыделением.

Таким образом при добыче, транспортировке, отсыпке горелых пород и эксплуатации дорог выделяющаяся пыль вступает в непосредственный контакт не только с поверхностными участками тела, но и с внутренними органами человека, в первую очередь с органами дыхания. Именно в этом взаимодействии и начинает проявляться разрушительная сила бета- излучения, не предусмотренная никакими нормами, правилами и ГОСТами. На сегодняшний день без проведения специальных исследований невозможно оценить степень воздействия бета- излучения через пылевое заражение, но то что оно существует – несомненно.

При определенных допущениях, используя методику С. Кулландера и Б. Ларсена, изложенную в книге “Жизнь после Чернобыля. Взгляд из Швеции” (Москва, Энергоатомиздат, 1991), можно на основе имеющихся данных по калию-40, к примеру, приблизительно рассчитать эквивалентную дозу для одного человека, занимающегося отсыпкой дорожного полотна горелыми породами карьера “Кюнкюй”.

Выполненные расчеты показывают, что для образца ГБ-5 суммарная удельная гамма и бета активности равны 3675 Бк/кг (441 Бк/кг – гамма распад и 3234 Бк/кг – бета распад). При этом из таблицы следует, что при одном гамма распаде выделяется 1,459 Мэв энергии, а бета распаде – 1,325 Мэв. Отсюда следует, что за одну секунду из одного килограмма породы выделяется 643+4285=4928 Мэв энергии. Поскольку 1 эв соответствует 1,6х10-19 Дж, можно вычислить, что 4928 000 000 эв равны 7,885х10-10 Дж за одну секунду.

Предположим, что отсыпка дорожного полотна из горелых пород в летний период продолжается в течение 90 дней. Отсюда, при рабочем дне 6 часов, общее рабочее время составит 540 часов или 1944000 секунд. Основное наше допущение – в верхних дыхательных путях и легких одного человека в течение этого времени находится около 1 грамма пыли. Один грамм пыли горелых пород образца ГБ-5 за одну секунду будет выделять 7,885х10-13 Дж энергии. За 1944000 секунд, соответственно, 1,533х10-6 Дж энергии. Предположим также, хотя это и грубое округление, что из этой энергии органами дыхания поглощается только энергия бета распада (88%). Тогда получается, что через органы дыхания за весь принятый нами период организм получит 1,349х10-6 Дж ионизирующей энергии. Теперь остается вычислить поглощенную дозу в греях, которая равна энергии, поглощенной из расчета на килограмм массы тела. Учитывая проникающую способность бета излучения, ясно что оно будет полностью поглощено только верхними дыхательными путями и легкими, общую среднюю массу которых примем равной 7 кг. Тогда поглощенная доза составит 0,193х10-6 Гр. Таким образом, при всех принятых грубых допущениях, и только по калию-40 работник получит эквивалентную дозу, равную 0,2 мкЗв.

Из приведенных выше расчетов следует, что с учетом поправок только по калию-40 для образца ГБ-5 Аэфф будет составлять 347,1 Бк/кг. Соответственно, этот образец уже находится на пределе допуска строительных материалов к 1 классу. Пробы ГБ- 1, 2, 10, 11, 13 вообще попадают в строительные материалы II класса.

При этом надо иметь в виду, что, с одной стороны, не учитывается воздействие ионизирующего излучения на кожу, хрусталик глаза, пищевод и т.д. и, с другой стороны, воздействие ионизирующего излучения от элементов семейства урана-238 и тория-232.

В таблице приведены, помимо прочих, данные по определению активности по цезию-137 и стронцию-90. Это синтетические изотопы, получаемые или реакциями урана и плутония с медленными нейтронами, или в результате взрыва атомных бомб. По радиотоксичности цезий-137 является среднеопасным. Он накапливается в злаковых растениях. Стронций-90 более опасен из-за его химического сходства с кальцием, который он замещает в костных тканях человека, создавая постоянное дополнительное облучение самой костной ткани и костного мозга – так называемая “стронциевая опасность”. Исходя из аналитических данных, можно с уверенностью сказать, что заражения этими элементами исследуемых пород нет.

Торий-232 один из первичных изотопов. Образует семейство радиоактивных изотопов в ряду торий-232 – свинец-208. Согласно данным таблицы в образцах зафиксирована гамма- активность по торию-232. При распаде торий-232 преобразуется в радий-228. Характер излучения – альфа, бета и гамма. Альфа- излучение имеет энергию около 3,9 Мэв, бета- излучение – 0,055 и 0,070 Мэв, а гамма-квант имеет энергию 0,075 Мэв. Исходя из этого, можно заключить, что один распад сопровождается выделением одной альфа-частицы, одного электрона и одного гамма-кванта. Соответственно, при анализе данных, приведенных в таблице, необходимо учитывать корпускулярное излучение и степень его воздействия на организм (А эфф. в таблице). Однако отсутствие оборудования, эталонов, методик, нормативов и ГОСТов, к сожалению, не позволяет Центру госсанэпиднадзора дать более объективную картину реальной радиотоксичности того или иного элемента.

Следует заметить, что, в соответствии с Нормами, применение формулы для определения пригодности строительных материалов по радиационной безопасности возможно только при условии равновесного состояния радиоактивных элементов. Учитывая, что горелые породы демонстрируют очевидные признаки неравновесного состояния, можно сделать вывод о неприменимости данной формулы для горелых пород без проведения специальных исследований.

Изложенные выше факты со всей очевидностью доказывают, что изучение радиационной безопасности горелых пород на предмет возможности их использования в качестве строительных материалов без определения суммарного корпускулярного излучения не только невозможно, но и опасно, поскольку дает неадекватную, ложную картину реальной радиационной обстановки. Необходимо применение комплекса мероприятий по изучению радиоактивной безопасности горелых пород еще на стадии разработки проектов. В комплекс мероприятий должны включаться, как минимум, изучение гамма активности, определение суммарной корпускулярной активности по ряду выделенных нами элементов. Производить расчеты не только по применимости горелых пород в строительстве, но и по уровню воздействия связанного с ними ионизирующего излучения на человеческий организм, в зависимости от технологических процессов подготовки и переработки глиежей.

Заключение. Разновидности горелых пород по своим физико-механическим характеристикам, зачастую, превышают характеристики традиционных строительных материалов. Они могут с успехом применяться в качестве наполнителей бетонов и асфальтобетонов, в виде щебенки служить в качестве основного материала для дорожных покрытий переходного типа, имеют прекрасные теплоизолирующие свойства, могут использоваться в качестве стабилизаторов грунтов земляного полотна автомобильных дорог криолитозоны. Использование глиежей в строительной отрасли особенно актуально для регионов со слабо развитой строительной индустрией в части производства строительных материалов и сложной логистикой по их доставке. В первую очередь к таким регионам относятся Арктическая и Субарктическая зоны Российской Федерации, а также большая часть Сибири. Именно на этих территориях расположены крупнейшие угольные бассейны, каждый из которых сопровождается рядом промышленных месторождений горелых пород. Отдельные разновидности горелых пород представляют существенную угрозу для здоровья человека. Их использование для различных видов строительства должно осуществляться с применением комплекса мероприятий по ограничению облучения персонала и населения.

Законодательство Российской Федерации гарантирует гражданам правовую базу и право на обеспечение их радиационной защиты. Минздравом России разработаны Нормы и требования к защите населения от различных видов облучения и контролю за уровнем облучения. В то же время, даже наиболее общий анализ ситуации по радиационной защите населения при использовании глиежей в дорожно-строительной области выявляет ряд недостатков, вызванных, прежде всего, тем, что несмотря на всю полноту охвата Нормами различных условий облучения населения, расчетная часть разработана еще не до конца. По крайней мере в расчете доз детерминированных воздействий радиационного облучения допускается использование вероятностных функций. В Нормах не учитывается обеспеченность удаленных от центра региональных СЭС аналитическим оборудованием, необходимым для проведения полноценной оценки радиационной опасности использования горелых пород в дорожном строительстве. В этой связи строительным организациям, перед использованием горелых пород конкретного месторождения, для объективной оценки радиационной безопасности, целесообразно пользоваться услугами специальных научных лабораторий, имеющих соответствующее методическое обеспечение и современное оборудование.