(по данным НКДАР)
| Разновидности новообразований | Риск, Зв-1 | Средние сроки появления |
| Лейкозы | 0,002 | 10 лет |
| Аденокарцинома щитовидной железы | 0,010 | 20-40 лет |
| Аденокарцинома Молочной железы | 0,010 | -”- |
| Карцинома легких | 0,005 | -”- |
| Карцинома желудка | 0,001 | -”- |
| Карцинома печени | 0,001 | -”- |
| Карцинома толстой кишки | 0,001 | -”- |
Наибольшая доза от антропогенных источников радиации создается за счет диагностического и лечебного применения ионизирующих излучений. Коллективная эквивалентная доза в год для всего населения Земли оценивается в этом случае величиной 1,6 млн. чел.-Зв, или около 1/5 дозы от естественного фона. Эта доза по-разному распределяется среди жителей разных стран. Наибольший вклад в коллективную дозу от источников медицинского предназначения вносят диагностические обследования, которым ежегодно подвергаются сотни миллионов людей (табл. 4). Внедрение технических усовершенствований: компьютерной томографии, использования более чувствительных пленок, электрографии, рационального экранирования и пр. позволяет резко снизить дозы облучения без уменьшения диагностической и лечебной эффективности процедур.
Около половины всей дозы, получаемой человеком за счет естественных источников радиации, приходится на долю изотопов радона и продуктов его распада.
Таблица 4.
Ориентировочные значения поглощенной дозы
При некоторых медицинских процедурах, сГр.
| Флюорография грудной клетки Рентгеноскопия грудной клетки Рентгеновский снимок зубов Рентгеноскопия брюшной полости Лечение злокачественных опухолей В среднем на 1 жителя развитых стран в год | 0,1 |
Рисунок 2 позволяет сопоставить эффективные дозы облучения населения от различных источников.
Рис. 2. Источники облучения населения: относительные доли в средних эффективных индивидуальных дозах облучения
По данным НКДАР).
Суммируя сказанное, необходимо напомнить, что наибольшую дозу облучения человек получает от естественных источников радиации. Средние годовые эффективные дозы облучения населения Земли составляют немногим более 2,4 мЗв/человек. За счет освобождаемых природных радионуклидов при получении электроэнергии и производстве удобрений происходит обогащение биосферы радиоактивными веществами и дополнительное облучение человека в дозах, которые, если их отнести к общей численности населения Земли, составляют, в среднем, 0,001 мкЗв в год на 1 человека, что не превышает 1% естественного облучения от инкорпорированных природных радионуклидов.
Облучение, связанное с функционированием атомной энергетики, составляет лишь малую дозу облучения, порождаемого деятельностью человека. Уровни дополнительного облучения среди населения крупных промышленных центров вблизи электроцентралей и заводов по переработке руд чаще всего соизмеримы с природным радиационным фоном или несколько превышают его.
Значительно большие дозы люди получают от других, привлекающих гораздо меньший общественный интерес, форм этой деятельность. К ним относятся применение ионизирующих излучений в медицине, сжигание угля, использование воздушного транспорта, постоянное пребывание в плохо вентилируемых помещениях. Наибольшие резервы уменьшения лучевой нагрузки на население заключены именно в таких “бесспорных” формах деятельности человека.
ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ, ВОЗНИКАЮЩИЕ
В УСЛОВИЯХ ШТАТНОЙ РАБОТЫ
РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ
Ядерная энергия является одним из наиболее потенциально опасных видов энергии из всех до сих пор известных человечеству, поэтому при создании АЭС особое внимание уделяется решению вопросов обеспечения безопасности при возникновении аварийных ситуаций, исключить которые, как и в любой другой области человеческой деятельности, полностью невозможно.
Часть населения считает, что максимально возможная авария ядерного реактора подобна атомному взрыву. Такая точка зрения антинаучна и абсолютно необоснованна. Даже при неконтролируемом разгоне реактора взрыва, подобно ядерному, произойти не может. Принцип действия ядерного реактора таков, что необходимая для взрыва критическая масса теоретически не может быть создана. Достоверно установлено, что в случае самой тяжелой из возможных аварий в механическую энергию взрыва может перейти лишь 1% энергии делящихся ядер. Это значит, что мощность теплового взрыва реактора в несколько сот раз меньше мощности номинальной атомной бомбы, эквивалентной 20000 т тротила.
Таким образом, высокая потенциальная опасность АЭС в случае аварии обусловлена, в основном, выбросом в окружающую среду радиоактивных продуктов деления, накопленных в реакторе за время его работы.
По данным М.П. Захарченко с соавторами (1995) в 1990 году в мире действовало 426 промышленных атомных энергетических установок общей мощностью около 280 ГВт, 360 исследовательских и демонстрационных ядерных реакторов, еще около 100 реакторов находилось в стадии строительства. В 1990 г. на территории бывшего СССР работало 56 энергоблоков 15 АЭС суммарной мощностью 33,6 ГВт, что являлось 2 – 3 показателем среди 26 стран, имеющих АЭС (табл. 5). Кроме того, в стране насчитывалось еще 11 исследовательских реакторов и около 380 судовых АЭУ.
Несмотря на высокую настороженность общественности и правительства ряда стран (США, Швеция), атомная энергетика имеет устойчивую тенденцию к развитию: в 1984 г. в мире насчитывалось 345 атомных энергоблоков, в 1986 г. – 417, в 1988 г. – 426, в 1994 г. – около 500. В настоящее время 17% всей электроэнергии в мире вырабатывается на АЭС, а в ряде стран, таких как Бельгия и Франция, эта доля достигает 50 – 75%.
Работа АЭС требует добычи урановой руды, ее переработки в обогащенное U-235 ядерное топливо, производства тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), переработки отработанного топлива для последующего использования извлеченного делящегося материала, переработки и захоронения образующихся радиоактивных отходов. Перечисленные стадии входят в так называемый ядерный топливный цикл (ЯТЦ). К ним добавляется также транспортировка радиоактивных материалов для обеспечения всех этих стадий.
При нормальной работе реакторов постоянно накапливаются радиоактивные отходы (табл. 6). Источником жидких отходов может быть вода или растворы, применяемые для охлаждения реактора, а также растворы, образующиеся при дезактивации оборудования и помещений (табл. 7). Кроме того, при работе реактора могут накапливаться и газообразные, и твердые радиоактивные вещества. Все эти отходы после концентрирования подвергаются захоронению в специальных могильниках, а вода, сливаемая в канализацию - предварительной очистке в отстойниках и специальных очистных сооружениях.
Таблица 5.
Атомные электростанции России.
| Наименование атомных станций | Общая электрическая мощность, Мвт | Количество и тип Реактора |
| I. ДЕЙСТВУЮЩИЕ АЭС | ||
| 1. Кольская АЭС | 2хВВЭР-440/230хх 2хВВЭР-440/213 | |
| 2. Ленинградская АЭС | 4хРБМК-1000ххх | |
| 3. Калининская АЭС | 2хВВВЭР-1000 | |
| 4. Смоленская АЭС | 3-хРБМК-1000 | |
| 5. Курская АЭС | 4хРБМК-1000ххх | |
| 6. Нововоронежская АЭС | 2хВВЭР-440/320ххх 1хВВЭР-1000 | |
| 7. Балаковская АЭС | 3хВВЭР-1000 | |
| 8. Белоярская АЭС | 1хБН-600 | |
| 9. Билибинская АЭС | 4хЭГП-6 | |
| ИТОГО: 20242 | ||
| II. СТРОЯЩИЕСЯ, ЗАКОНСЕРВИРОВАННЫЕ И ПРОЕКТИРУЕМЫЕ АЭС | ||
| 10. Ростовская АЭС | 2хВВЭР-100 | |
| 11. Южно-уральская АЭС | 3хБН-800 | |
| 12. Воронежская АЭС | 2хАСТ-500М | |
| 13. Томская АЭС | 2хАСТ-500М | |
| 14. Хабаровская АЭС | 2хАСТ-500М | |
| 15. Балаковская АЭС | 1хВВЭР-1000 | |
| 16. Дальневосточная АЭС | 2хНП-500 | |
| 17. Приморская АЭС | 2хВПБЭР-600 | |
| 18. Головной блок в г. Сосновый бор | 1хНП-500 | |
| 19. Кольская АЭС | 3хНП-500 | |
| 20. Калининская АЭС | 1хВВЭР-320 | |
| 21. Курская АЭС | 1хРБМК-1000 | |
| 22. Белоярская АЭС | 1хБН-800 | |
| 23. Костромская АЭС | 4хВПБЭР-600 | |
| ИТОГО: 17330 и 3000 Гк/ч | ||
| ВСЕГО: | 37572 и 3000 Кг/ч |
Примечание:
АСТ - атомная станция теплоснабжения
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор
РБМК- реактор большой мощности канальный
БН - реактор на быстрых нейтронах
ЭГП - реактор энергетический графитовый паровой
ВПБЭР - водяной повышенной безопасности энергетический реактор
хх – оба первого поколения
ххх – в том числе два-первого поколения
Таблица 5.
