Радиационное воздействие АЭС на окружающею среду

1. Радиационное воздействие АЭС на окружающею среду

Можно выделить следующие  проблемы, связанные с возможным  радиационным воздействием объектов ядерной  энергетики на человека и природную  среду:основные проблемы, связанные с возможным радиационным воздействием объектов ядерной энергетики на человека и природную среду:

 экологические последствия  ядерных аварий;

 захоронение радиоактивных отходов;

 биологическое воздействие малых доз радиации.

Основную долю в выбросах радионуклидов на АЭС составляют продукты деления. В их состав входят инертные радиоактивные газы (изотопы  ксенона и криптона), а также  такие экологически значимые радионуклиды, как тритий, углерод-14, хром-51, марганец-54, железо-59, кобальт-60, цинк-65, стронций-90, рутений-106, йод-131, цезий-134, цезий-137, церий-144 и др.

При эксплуатации АЭС в процессе деления тяжелых ядер и активации нейтронами различных материалов в активной зоне реактора образуется большое число радионуклидов. Например, в реакторе ВВЭР-440 после кампании, равной одному году, активность накопленных продуктов деления 1010ГБк. Существующие на АЭС технологические системыдостигает 4 позволяют обеспечить весьма высокие коэффициенты удержания большей части радионуклидов, в результате чего утечки радионуклидов в окружающую среду сводятся до уровней, допустимых действующими санитарными правилами.

Например, для ЛАЭС газоаэрозодьные выбросы в 1980-1985 гг. составляли в среднем по инертным радиоактивным газам (ИРГ) - 30%, йоду-131 - 20%, стронцию-90 - 3%, короткоживущие радионуклиды (КЖН) - 30%. Основную часть в выбросах радионуклидов в атмосферу составляют ИРГ - изотопы ксенона, криптона и аргона. Для уменьшения активности выбрасываемых газов на АЭЯ осуществляется их временная задержка перед выбросом в трубу, в течение которой происходит распад КЖН. Существенное различие между реакторами РБМК и ВВЭР с точки зрения радиоактивности воздушных выбросов заключается в том, что из-за замкнутости первого контура ВВЭР время пребывания в нем радиоактивных веществ на много больше, чес в открытом единственном контуре РБМК. Временная задержка радионуклидов уменьшает их активность, что эквивалентно улавливанию значительной части радиоактивности. В среднем величина выбросов ИРГ для реакторов ВВЭР более чем на порядок ниже по сравнению с реакторами РБМК. Фактические выбросы реакторов типа ВВЭР составляют несколько процентов от уровня предельно допустимых выбросов (ПДВ). Для реакторов типа РБМК выбросы радионуклидов (ИРГ) в целом выше, но также не превышают установленных ПДВ.

Другая группа радионуклидов  представляет собой продукты коррозии материалов активной зоны реактора и  первого контура теплоносителя: хром-51, марганец-54, кобальт - 60 и др. Основной вклад радиоактивных выбросов в атмосферу дают инертные радиоактивные  газы - тритий и углерод-14. В сбросах  в водоемы наиболее значимую роль играют тритий, цезий-137 и др. При  повреждении оболочек ТВЭЛов в выбросах АЭС могут присутствовать следовые количества радионуклидов урана, нептуния, плутония, америция и кюрия.

Трансурановые элементы могут  поступать в окружающую среду  также при проведении ремонтных  работ, например, при замене технологических  каналов. Выбросы трансурановых  нуклидов, как правило, существенно  ниже радиоактивных выбросов других экологически значимых радионуклидов. Инертные радиоактивные газы вносят основной вклад в формирование дополнительного  природного фона и в суммарное  содержание радионуклидов в объектах окружающей среды. Прогнозируемое на ближайшие  десятки лет повышение содержания в биосфере трития (Т1/2=12,3 лет) и углерода-14 (Т1/2=5730 лет) приведет к очень малому изменению дозовой нагрузки. Однако следует иметь в виду, что как углерод-14, так и тритий могут включаться в генетические структуры организмов, которые из-за локального -излучения будут получать большую дозу, чем клетка в целомвоздействия .

Среди инертных радиоактивных  газов особую значимость имеет Кг-85, который поступает в атмосферу как в процессе эксплуатации АЭС, так и от заводов по регенерации ядерного топлива. Увеличение концентрации Кг-85 в атмосфере может изменить в результате ионизации электропроводность воздушной среды и вызвать труднопрогнозируемые геофизические эффекты (изменение заряда Земли, изменение магнитного поля и др.).

Радиоактивность приземного воздуха формируется, в основном, радионуклидами естественного происхождения (радон-222, радон-220, бериллий-7 и др.), а также радиационными продуктами ядерных взрывов (цезий-137, стронций-90 и др.). Концентрация естественных радионуклидов  в воздухе в среднем составляет: радон-222 - 2,0 Бк/м3, радон-220 - 0,2 - Бк/м3, бериллий-7 - 3 Бк/ м3. Следует заметить, что в  зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем  примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. Основным источником возможного загрязнения окружающей среды на АЭС являются газоаэрозольные выбросы. В совокупности с метеорологическими условиями именно они могли бы иметь сколько-нибудь заметное влияние на радиационную обстановку в районе расположения. Влияние АЭС на радиоактивность атмосферных выпадений прослеживается, в основном, в санитарно-защитной зоне, где в отдельные годы могут наблюдаться более высокие концентрации Cs-137 в снегу - 4-12 Бк/м2. В отдельные годы в пробах снега на удалении от ЛАЭС 10-30 км обнаруживались следовые количества коррозионных радионуклидов (Со-60 - 2-3 Бк/м2, Мn-54 - 2-5 Бк/м2).

Согласно результатам  многолетних исследований не обнаружено систематического значимого влияния  газоаэрозольных выбросов АЭС на формирование радиоактивности данных компонент, т.е. практически отсутствует значимое воздействие АЭС на базу внутреннего облучения от местных пищевых продуктов. Согласно данным наблюдений суммарная доза внешнего облучения на местности составляет в среднем 0,7-0,6 мЗв/год, при этом вклад радиоактивных выбросов АЭС достоверно неразличим на фоне колебаний естественного уровня облучения.

Весьма важно учитывать, что возможное действие ионизирующего  излучения на биоту районов АЭС практически всегда проявляется не изолированно, а совместно с другими факторами загрязнения природной среды. Наиболее отчетливо это видно на примере водоемов-охладителей, подверженных влиянию теплового сброса, химического загрязнения, эвтрофирования, механического травмирования организмов в водозаборных устройствах АЭС, дополнительного облучения от искусственных радионуклидов. Таким образом, имеет место сочетание действия ионизирующего излучения и нерадиационных факторов.

Особое место среди  загрязняющих окружающую среду агентов  занимают радиоактивные вещества. Внимание к нему сильно возросло после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. и  ряда инцидентов на других гражданских  и военных объектах с ядерным топливом.

Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа.

Радиоактивное излучение  как самопроизвольное испускание лучей  – это естественный процесс, существовавший задолго до образования Земли.

Радиоактивное излучение  является частью более общего понятия – ионизирующее излучение.

Ионизирующее излучение  – это поток корпускулярной (α-частиц, электронов, протонов, нейтронов и  др.) и (или) электромагнитной (рентгеновские, γ-лучи) энергии, связанной с прямым или косвенным возникновением ионов.

Радиоактивные препараты  испускают α- и β-частицы, γ- и тормозное излучение и нейтроны.

Вот уже более 100 лет с  момента случайных открытий Вильгельмом  Рентгеном рентгеновских лучей  в 1885 г. и Анри Беккерелем самопроизвольного  излучения урана в 1886 г. ядерные  исследования стали важнейшим направлением науки, а радио-нуклиды нашли применение в самых различных сферах деятельности людей.

α-лучи были идентифицированы как ядра атома гелия, β-лучи представляют поток электронов, а γ-лучи – это поток квантов большой энергии, характеризуемых частотой соответствующего волнового процесса.

γ-лучи отличаются от рентгеновских, возникающих при торможении быстрых  электронов в рентгеновских трубках  и ускорителях, лишь механизмом образования. Основными свойствами ионизирующих излучений являются проникающая и ионизирующая способность.

Проникающая способность  характеризуется путем пробега  частицы в среде. Она максимальна  для γ-лучей и минимальна для α-лучей.

Ионизирующая способность  характеризует количество ионов, образующихся при движении частицы в среде  на единицу расстояния. Она, напротив, максимальна для тяжелых α-частиц и минимальна для γ-излучения.

Чистые радиоактивные  элементы испускают α- или β-лучи, сопровождаемые чаще всего γ-излучением. Испускание только γ-лучей наблюдается редко.

Интенсивность радиоактивного распада характеризуется активностью.

Активность – это величина, характеризующаяся числом радиоактивных  распадов в единицу времени.

Характеристики  основных экологически значимых радионуклидов. Это Единицы измерения радиоактивности: дозы, биологические эффекты облучения, риск. Космическое облучение живых организмов

Источники и пути поступления  искусственных долгоживущих радионуклидов  в биосферу: Предприятия атомной  промышленности и энергетики, испытания  ядерного оружия, пункты захоронения  радиоактивных отходов, радиационные аварии в России, на Украине, в США. Экологические особенности биологически значимых радионуклидов. Искусственные 5 радионуклиды — стронций-90, цезий-135, плутоний, их физико-химические формы в радиоактивных выпадениях.

Естественные  радионуклиды. Калий-40, радий-226, уран-238, торий - 230. Зоны повышенного содержания естественных радионуклидов

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. Источники радиоактивных излучений и их характеристика

В окружающей нас природной  среде насчитывается около 300 радионуклидов, как естественных, так и получаемых человеком искусственных. В биосфере Земли содержится более 60 естественных радионуклидов. При работе реакторов  образуется около 80, при ядерных  взрывах – около 200, промышленностью  России выпускается более 140 радионуклидов.

Радиоактивный фон нашей  планеты складывается из четырех основных компонентов:

- излучения, обусловленного космическими источниками;

- излучения от рассеянных  в окружающей среде первичных радионуклидов;

- излучения от естественных  радионуклидов, поступающих в  окружающую среду от производств,  не предназначенных непосредственно для их получения;

- излучения от искусственных  радионуклидов, образованных при  ядерных взрывах и вследствие  поступления отходов от ядерного  топливного цикла и других  предприятий, использующих искусственные радионуклиды.

Первые два компонента определяют естественный радиационный фон. Третий компонент определяется как техногенно-измененный радиационный фон и формируется, главным образом, за счет выбросов естественных радионуклидов при сжигании органического топлива, поступления их при внесении минеральных (в первую очередь, фосфорных) удобрений и их содержания в строительных конструкциях и материалах.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3. Космическое излучение

Первичные космические частицы, представленные в основном высокоэнергетич-ными протонами и более тяжелыми ядрами, проникают до высоты около 20 км над уровнем моря и образуют при взаимодействии с атмосферой вторичное высокоэнергетическое излучение из мезонов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и т.п. Частицы вторичного космического излучения вызывают ряд взаимо-действий с ядрами атомов азота и кислорода, при этом образуются космогенные радионуклиды, воздействию которых подвергается население Земли. К этой категории относится 14 радионуклидов, из них основное значение с точки зрения внутреннего облучения населения имеют 3Н и 14С, внешнего – 7Be, 23Na, 22Na. Интенсивность космического излучения зависит от активности Солнца, географического располо-жения объекта и возрастает с высотой. Для средних широт на уровне моря эффектив-ная эквивалентная доза составит примерно 300 мкЗв/год.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4. Излучение от рассеянных естественных радионуклидов

Большинство встречающихся  в природе первичных радионуклидов  относится к продуктам распада  урана, тория и актиния (актиноурана), являющихся родоначальни-ками 3 радиоактивных семейств.

  Семейство урана начинается 238U, завершается стабильным изотопом 206Pb и содержит 17 элементов.

Семейство тория начинается 232Th, завершается 208Pb, содержит 12 элементов.

Семейство актиноурана начинается 235U, завершается 207Pb, содержит 17 элементов.

Кроме того 12 долгоживущих радионуклидов  не входит в состав семейств: 40K, 50V, 87Rb, 115In, 123Te, 138La, 144Nd, 147Sm, 176Lu, 180W, 187Re, 190Pt.

Внешнее γ-облучение человека от указанных естественных радионуклидов вне помещений обусловлено их присутствием в компонентах окружающей среды. Основной вклад в дозу внешнего облучения дают γ-радионуклиды рядов 228Ас, 214Pb, 214Bi, а также 40К.

Внутреннее облучение  человека обусловливается радионуклидами, поступающи-ми внутрь организма через легкие, желудочно-кишечный тракт. Наиболее значимыми с точки зрения внутреннего облучение являются 40К, 14C, 210Po, 226Ra, 222Rn, 220Rn.

Расчетные значения годовой  эффективной эквивалентной дозы от природных источников для районов  с нормальным фоном колеблется от 1 до 2,2 мЗв.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5. Техногенно-измененный радиационный фон

Техногенный радиационный фон  формируется естественными радионуклидами, поступающими в окружающую среду  в результате использования в  производстве при-родных материалов, содержащих радионуклиды. Это сжигание органического топлива, внесение минеральных удобрений, применение светосоставов постоянного действия, использование авиации и т.д. Некоторые технологические процессы могут снижать воздействие природного радиационного фона, например, очистка питьевой воды.

Вклад в облучение населения  за счет техногенного радиационного  фона вносят содержащиеся в стройматериалах радионуклиды.

В помещениях доза внешнего облучения изменяется в зависимости  от соотношения двух конкурирующих  факторов: экранирования внешнего излучения  зда-нием и интенсивности излучения содержащихся в стройматериалах радионуклидов. При этом основное значение в формирование дозы вносят 40К, 226Ra, 232Th с продуктами распада, содержащимися в стройматериалах.

Сжигание органического  топлива, в первую очередь, каменного  угля является источником выбросов в  окружающую среду ряда естественных радионуклидов, таких как 40К, 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Po, 210Рb. Отечественные электростанции, работающие на угле с большой зольностью при степенях очистки 90-99% дают значительное количество выбросов этих радионуклидов, формирующее эффективную эквиваленту дозу в 5-40 раз большую, чем атомные станции аналогичной мощности. Индивидуаль-ная эффективная эквивалентная доза в СССР в 80-х годах от этого источника облучения оценивалась около 2 мкЗв/год.

Уровни облучения от использования  фосфорных удобрений формируются  за счет содержащихся в них 238U, 232Тh, 210Ро, 210Pb, 226Ra, 40К и оцениваются  эффективной эквивалентной дозой 136 нв/год.

Еще меньший вклад в  формирование суммарной эффективной  эквивалентной дозы вносят полеты на самолетах и применение содержащих радионуклиды предметов широкого потребления.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

6. Искусственные радионуклиды

Искусственные радионуклиды попадают в окружающую среду при  испытаниях ядерного оружия и работе предприятий ядерного топливного цикла.

Взрывы ядерных устройств

С 1945 по 1980 г. в атмосфере  было испытано 423 ядерных устройства. При этом образовалось и было выброшено в окружающую среду огромное количество радионуклидов. Большая доля глобального радиоактивного загрязнения окружающей среды обусловлена выпадениями из стратосферы. Средняя продолжительность тропосферных осадков составляет около 30 сут., а территория загрязнения от них – от нескольких сот до тысяч километров.

Считается, что 1 Мт энергии  деления соответствует 1,45х1026 делений. Поэтому общая активность Q, Бк, образующихся при взрыве мощностью 1 Мт радионуклидов рассчитывается по формуле:

Q = l,45 · 1026 · k · λ,

где:

k – коэффициент выхода нуклида при делении, %;

λ – 0,693/т- постоянная распада, 1/сек.

Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР) выделяет 21 радионуклид, которые вносят тот  или иной вклад в дозу облучения  населения. Среди них особо опасными являются 8 радионуклидов. Это (в порядке  уменьшения вклада в дозу) 14С, 137Cs, 95Zr, 106Ru, 90Sr, 144Ce, 3H, 131I.

При этом внутреннее облучение  организма формируется за счет 14С, 90Sr, 106Ru, 131I, 137Cs, кроме того, выделяются 85Kr, 81Sr, плутоний и трансплутониевые элементы, поступающие в организм человека с водой, продуктами питания, воздухом.

Внешнее облучение формируется  главным образом такими радионуклидами, как 95Zr, 95Nb, 106Ru, 103Ru, 140Ba и 137Cs.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

7. Работа предприятий ядерного топливного цикла

В ядерный топливный цикл входят предприятия по добыче урановой и ториевой руд, их переработке, получению  топлива для атомных станций  и оружейного урана и плутония, регенерации отработанного топлива.

В конце 1995 г. в 26 странах  эксплуатировалось более 430 ядерных  энергетичес-ких установок, а доля АЭС в производстве электроэнергии составляет до 72% во Франции. Всего в мире на АЭС получают сейчас около 16% производимой в мире энергии. В России доля производимой АЭС электроэнергии составляет около 12%.

Выбросы естественных радионуклидов  при добыче и переработке урановых и ториевых руд представлены в  основном газообразным 222Rn из урановых шахт; твердыми отходами руды из хвостохранилищ, где основная активность формируется долгоживущим 232Тh с продуктами распада, и урановыми отходами с обогатительных фабрик, содержащих незначительное количество урана, тория и продуктов их распада.

Считается, что в урановый концентрат переходит 14% суммарной  активности исходной руды, в которой содержится 90% урана.

Обогащение природного урана 235U и изготовление тепловыделяющих  элементов сопровождается незначительными  выбросами в окружающую среду. Твердые  и жидкие отходы при этом изолируются.

Работа ядерного реактора сопровождается большим числом радионуклидов  – продуктов деления и активации.

Количество и качественный состав радионуклидов, поступающих  в окружающую среду, зависит от типа реактора и систем очистки воздуха  и сточных вод. В окружаю-щую среду удаляются газообразные отходы после очистки, а также частично аэрозоль-ные и жидкие. Твердые отходы хранятся на площадке с последующим захоронением.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

8. Воздействие ионизирующих излучений на организм

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ионизирующих излучений.

Воздействие ионизирующего  излучения на живой организм называется облучением.

Различают внешнее облучение  организма (тела) ионизирующим излучением, приходящее извне, и внутреннее облучение  организма, его органов и тканей излуче-нием содержащихся в них радионуклидов.

 

Облучение может быть хроническим, в течение длительного времени, и острым – однократным кратковременным  облучением такой интенсивности, при  которой имеют место неблагоприятные  последствия в состоянии организма.

По степени радиационной опасности с точки зрения потенциальной  тяжести последствий внутреннего  облучения радионуклиды разделены  на группы радиацион-ной опасности. В порядке убывания радиационной опасности выделены 4 группы с индексами А, Б, В и Г.

Результатом облучения являются физико-химические и биологические  изменения в организмах. Радиационный эффект является функцией физических характеристик Аi взаимодействия поля излучения с веществом:

η = F(Ai)

Величины Ai называются дозиметрическими. Основной из них является поглощенная доза D – это средняя энергия, переданная излучением единице массы тела.

Единица поглощенной дозы – Грэй:

1 Гр = 1 Дж/кг

Повреждение тканей связано  не только с количеством поглощенной  энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации, или, иначе, линейной передачей энергии (ЛПЭ). Чем выше ЛПЭ, тем больше степень биологического повреждения.

Для учета этого эффекта  вводится понятие эквивалентной  дозы Н, определяемой как произведением  поглощенной дозы D на коэффициент качества излучения К:

H = D · K

Коэффициент качества излучения К определяется как регламентированное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ) излучения, характери-зующей степень опасности данного излучения по отношению к образцовому рентгеновскому излучению с граничной энергией 200 кэВ.

Таким образом, коэффициент  качества позволяет учесть степень  опасности облучения людей независимо от вида излучения. При хроническом  облучении всего тела его значение составляет:  а) для рентгеновского и γ-излучения – 1;  б) для β-излучения – 1;  в)  для протонов с энергией < 10 МэВ – 10;  г) для α-частиц с энергией < 10 МэВ – 20.

Единица измерения эквивалентной  дозы – зиверт (Зв):

1 Зв = 1 Гр для излучений

В практике часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр:

1 3в= 100 бэр

В реальных условиях облучение  бывает неравномерным по телу и органам. Необходимость сравнения ущерба здоровью от облучения различных  органов привела к введению понятия  эффективной эквивалентной дозы, определяемой соотношением:

HE = ∑i Li · Hi,

где

Hi – среднее значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани;

Li – взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результате облучения i-гo органа или ткани к риску смерти от облучения всего тела при одинако-вых эквивалентных дозах.

Т.е. коэффициент Li позволяет пересчитать дозу облучения i-гo органа на эквива-лентную по риску смерти дозу облучения всего тела. Понятие эффективной эквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различные случаи облучения с точки зрения риска смерти человека, а также оценить суммарный риск при облучении раз-личных органов.

Сравнительная радиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность. Очевидно, коэффициент U должен быть выше для наиболее радиочувствительных органов. МКРЗ рекомендованы следующие показатели Li для различных органов:

Половые железы…………………………………….0,20

Красный костный мозг……………………………..0,12

Легкие……………………………………………….0,12

Щитовидная железа………………………………...0,05

Кость (поверхность)……………………...…………0,01

Остальные органы (ткани)…………………………0,05

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся  тканей (костный мозг, половые железы и т.п.).

В результате облучения живой  ткани, на 75% состоящей из воды, проходят первичные физико-химические процессы ионизации молекул воды с образованием высокоактивных радикалов типа Н+ и  ОН– и последующим окислением этими радика-лами молекул белка. Это косвенное воздействие излучений через продукты разложения воды. Прямое действие может сопровождаться расщеплением молекул белка, разрывом связей, отрывом радикалов и т.п.

В дальнейшем под действием  описанных первичных процессов  в клетках происхо-дят функциональные изменения, следующие биологическим законам.

Возможные последствия облучения людей

В настоящее время накоплен большой объем знаний о последствиях облучения человека.

Радиационные  эффекты облучения людей делят на 3 группы:

1. Соматические (телесные) эффекты  – это последствия воздействия  на облученного человека, а не  на его потомство. Соматические  эффекты подразделяются на стохастические (вероятностные) и нестохастические.

К нестохастическим эффектам относятся последствия облучения, вероятность возникновения и тяжесть поражения от которых увеличиваются с увеличением дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Это локальные повреждения кожи (лучевой ожог), потемнение хрусталика глаз (катаракта), повреждение половых клеток (стерилизация). В настоящее время считается, что длительное профессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год не вызывает у взрослого человека никаких изменений, регистрируемых современными методами анализа.

2. Соматико-стохастические эффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для них отсутствует порог, а от дозы зависит вероятность возникновения, а не тяжесть поражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток: лейкозы (злокачественные повреждения кровообразующих клеток), опухоли разных органов и тканей.

3. Генетические эффекты  – врожденные аномалии возникают  в результате мутаций и других  нарушений в половых клетках.  Они являются стохастическими и не имеют порога действия.

Выход стохастических эффектов мало зависит от мощности дозы, а  определяется суммарной накопленной  дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или за всю жизнь.

Соматико-стохастические и генетические эффекты учитываются при оценке воздействия малых доз на большие группы людей. Для этой цели вводится понятие коллективной эквивалентной дозы S, определяемой выражением:

Единицей коллективной дозы является человеко зиверт.

Если коллективная доза меньше 100 чел.Зв, выявление стохастических эффектов очень сложно, а при нескольких чел.Зв наиболее вероятно нулевое количество эффектов. При этом выявление эффекта у отдельного индивида является непредсказуемым.

При этом установлено, что  в области средних и больших доз (более 0,25 Зв) биологический эффект прямо пропорционален эквивалентной дозе.

Для целей радиационной защиты принято допущение, что стохастические эффекты имеют беспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно встречающихся условиях облучения. В связи с тем, что коэффициенты зависимости доза-эффект были установлены на основе данных о стохастических воздействиях больших кратковременных доз, их перенос на обычные условия, как считается, вдвое завышает реальный риск малых доз.