Вестник РАН, 2021, T. 91, № 7, стр. 677-686

Развитие современной цивилизации сопряжено с увеличением потребления электрической энергии. Одним из эффективных путей её производства служат атомные электростанции (АЭС). Так, согласно данным Института ядерной энергетики (США), в 2019 г. АЭС вырабатывали около 70% всей электроэнергии во Франции, ∼50% в Словакии, Украине, Бельгии и Венгрии [1]. В Российской Федерации в 2020 г. доля атомных станций в выработке электроэнергии составляла ∼19%, при этом в Европейской части России она достигала 30%, а на северо-западе страны – 37% [2].

Вместе с тем за последние 10 лет в мире сформировались два противоположных взгляда на будущее атомной энергетики: с одной стороны, происходит дальнейшее совершенствование существующих и разработка новых энергоблоков в Китае, Индии и России, а с другой – свёртывание и даже полный отказ от АЭС в Италии, Японии, Бельгии, Германии и Швейцарии. В качестве аргументов противники атомной энергетики называют проблемы переработки и захоронения радиоактивных отходов, поступление техногенных радионуклидов в окружающую среду при нормальной эксплуатации и вследствие аварийных инцидентов на АЭС и других предприятиях ядерного топливного цикла, что способно вызвать дополнительное, сверхфоновое облучение [3, 4].

По этой причине в Российской Федерации проектирование или модернизация предприятий, применяющих ядерные технологии, осуществляется в соответствии с требованиями, установленными Федеральным законом “Об охране окружающей среды”. Кроме того, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения таких предприятий проводится многолетний радиоэкологический мониторинг, в ходе которого определяются содержание радионуклидов при штатных выбросах и сбросах в компонентах природной среды (атмосферный воздух, почва, грунтовые и поверхностные воды, продукты питания), а также мощность амбиентного эквивалента дозы внешнего γ-излучения [5–7]. В зоне наблюдения АЭС показатели радиационной обстановки не отличаются от территорий, которые удалены от станций. Так, типичная величина суммарной β-активности радионуклидов в приземном слое воздуха составляет 5–20 × 10^–5 Бк/м³, ¹³⁷Сs – 2–15 ×10^–7 Бк/м³, ⁹⁰Sr – <4 × 10^–8 Бк/м³. При этом величина осаждения радиоактивных веществ на земную поверхность не превышает 1.2 Бк/м²⋅сут. по суммарной β-активности, 0.5 Бк/м²⋅год по ¹³⁷Сs. Поверхностная активность ¹³⁷Cs в почве находится в диапазоне 0.5–1.7 кБк/м², то есть на фоновом уровне после глобальных радиоактивных выпадений. Мощность амбиентного эквивалента дозы составляет 70–200 нЗв/ч, соответствуя типичной флуктуации естественного радиационного фона.

Анализируя результаты исследований радиоэкологического мониторинга в зоне наблюдения атомных станций [5–7], можно сделать вывод о крайне низком поступлении радионуклидов (в частности, долгоживущих ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr) в окружающую среду при нормальном режиме эксплуатации АЭС. Соответственно, определить очень малую прибавку их активности к уже существующему, фоновому загрязнению крайне сложно. Ещё сложнее определить приращение мощности дозы внешнего γ-излучения при штатных выбросах АЭС, поскольку внешнее облучение в этом случае обусловлено главным образом содержанием естественных радионуклидов в почве, коэффициент вариации их удельной активности может достигать 40% даже в пределах одинаковых подтипов почв [8–10]. Похожая ситуация складывалась на территории, загрязнённой ¹³⁷Cs после аварии на ЧАЭС в 1986 г.: прибавку к мощности дозы внешнего γ-излучения от чернобыльских выпадений можно достоверно определить только при плотности загрязнения почвы ¹³⁷Cs > 37 кБк/м² [11].

Таким образом, цель нашего исследования – прогнозирование наиболее вероятного содержания радионуклидов при штатном выбросе АЭС с реакторами ВВЭР в приземном слое воздуха, почве и связанной с ним мощности амбиентного эквивалента дозы внешнего γ-излучения. Представляется важным найти ответы на следующие вопросы:

• какова динамика штатных выбросов АЭС в долговременной перспективе;

• как отличается штатный выброс АЭС с различными типами реакторов и какова величина суммарного выброса всех атомных станций;

• каковы прогнозные показатели радиационной обстановки на различных расстояниях от АЭС при штатном режиме её работы;

• насколько штатные выбросы АЭС увеличивают содержание радионуклидов в окружающей среде относительно фонового;

• каковы вероятные дозы внешнего γ-излучения в приземном слое воздуха при штатном выбросе и их соотношение с дозами от естественных и искусственных источников ионизирующей радиации.

Динамика штатных выбросов АЭС. Прежде всего необходимо дать пояснения о генезисе радионуклидов внутри ядерного реактора. Урановое топливо, загружаемое в его активную зону, не представляет существенной радиационной опасности. Например, при массе полной загрузки активной зоны ВВЭР-440 (42 т) суммарная активность урана составляет ∼600 ГБк [12]. При работе реактора тепловыделение в его активной зоне происходит за счёт реакции деления ядер урана внутри таблетки диоксида с образованием радиоактивных изотопов – продуктов деления (Xe, Kr, I, Cs и др.). Кроме того, вследствие захвата нейтронов атомными ядрами образуются продукты активации (например, ⁵⁴Mn, ⁵⁵Fe, ⁶⁰Co) и трансурановые элементы Pu, Am, Cm и др. Соответственно, к концу топливной кампании, которая длится примерно три года, суммарная активность вновь образованных радионуклидов достигает 10¹⁰ ГБк, а тепловыделение от их радиоактивных распадов значительно превышает тепловыделение от реакции деления ядер урана [12].

Штатные радиоактивные выбросы АЭС происходят вследствие диффузии радионуклидов в просвет тепловыделяющего элемента – герметичной циркониевой трубки, содержащей таблетки с диоксидом урана, далее в теплоноситель, внутрь контаймента и защитной оболочки. При этом на пути радионуклидов существует ряд физических барьеров (сама таблетка, тепловыделяющий элемент, теплоноситель I и II контуров, контаймент, защитная оболочка, система очистки воздуха и теплоносителя), способных задерживать радионуклиды [12]. Для снижения штатных выбросов проводится постоянное совершенствование систем очистки теплоносителя и воздуха в помещениях станции, поэтому многолетняя динамика активности основных групп радионуклидов демонстрирует устойчивый тренд снижения [13, 14] (рис. 1). С начала 70-х годов XX в. нормализованный выброс радиоактивных изотопов инертных газов, ¹³¹I и ³Н (выброс, нормированный на 1 ГВт электрической мощности) сократился почти на два математических порядка, аэрозолей – примерно в 500 раз (рис. 1).

Рис. 1.

Нормализованные штатные выбросы АЭС с реактором PWR, Бк/год на 1 ГВт выработанной электрической мощности [13, 14]

Штатные выбросы АЭС с различными типами реакторов. Установлено [15], что даже на АЭС с одинаковыми типами реакторов (PWR) активность выбросов может существенно отличаться в зависимости от режимов работы и конструкционных особенностей реакторных установок. Например, годовой нормализованный выброс ⁸⁵Kr находится в диапазоне 1.9 × 10⁸–4.9 × 10¹⁰ Бк/год, а ¹³³Xe – 1.5 × 10¹¹–8.7 × 10¹¹ [15]. При этом общая тенденция – максимальная активность радиоизотопов инертных газов ¹³³Xe (60–80%), ¹³⁵Xe (10–20%), ⁸⁸Кr и ⁸⁵Kr (до 10%), доля остальных обычно не превышает единиц процента [13–15]. В суммарном выбросе радиоизотопов йода доля ¹³¹I и ¹³³I составляет 15–25%, а ¹³⁵I – 25–40%, доля ¹³²I и ¹³⁴I – от 10 до 15% [13]. Суммарная активность радиоактивных аэрозолей в составе штатного выброса АЭС может находиться в диапазоне от 1 × 10⁶ до 1 × 10⁸ Бк/год, при этом наиболее распространённые радионуклиды в их составе – долгоживущие ¹³⁷Cs и ⁶⁰Co (по 25–30% от общей активности аэрозолей).

Для АЭС с различными типами реакторов при известных величинах выработанной мощности в течение года и нормализованного штатного выброса радионуклидов можно оценить в первом приближении суммарное поступление радиоактивных веществ в атмосферу (табл. 1) [14].

Так, АЭС с конструктивно близкими типами энергоблоков PWR и BWR выработали 90% всей электрической энергии, однако их вклад в состав суммарного выброса относительно невелик: ∼10% по ³H, ∼30% по ¹³¹I и радиоактивным изотопам инертных газов (ИРГ), 40% по ¹⁴С. Наибольшее количество ИРГ, радиоизотопов йода и аэрозолей поступает в окружающую среду при работе АЭС с реакторами РБМК (LWGR по международной классификации). Казалось бы, величины поступления радионуклидов вследствие работы АЭС достаточно большие, так как исчисляются десятками порядков Бк, однако значительная часть радиоизотопов инертных газов, йода и аэрозолей имеют относительно небольшой период полураспада, исчисляемый сутками и даже часами. Соответственно, за промежуток времени в 10 периодов полураспада происходит практически полное исчезновение такого радионуклида. Вместе с тем в окружающей среде накапливаются долгоживущие радионуклиды (³H, ¹⁴C, ⁸⁵Kr, ¹³⁷Cs).

Полученные данные по штатным радиоактивным выбросам АЭС можно сопоставить с величиной активности тех же радионуклидов, поступивших в окружающую среду при испытаниях ядерного оружия или вследствие аварийных ситуаций, а также с образованными в результате природных процессов (табл. 2) [4, 16–18]. Цель такого сравнения – дать представление о масштабах поступления радионуклидов в окружающую среду от различных источников.

Один из наиболее существенных источников поступления радионуклидов в глобальном масштабе – испытания ядерного оружия. Проведено 545 ядерных взрывов в атмосфере общей мощностью 440 Мт (эквивалент ядерного взрыва в миллионах тоннах тринитротолуола), из которых 189 Мт выделенной энергии обусловолено реакцией деления тяжёлых ядер, а оставшаяся часть – синтезом лёгких [17]. Около 80 взрывов большой мощности (>1 Мт) определили почти 90% энерговыделения с поступлением радионуклидов в стратосферный резервуар и последующим глобальным радиоактивным загрязнением. При этом важны временнóй и пространственный аспекты поступления радионуклидов в стратосферу [16–18].

Максимумы реализованной мощности пришлись на 1954–1958 гг. (140 Мт) и 1961–1962 гг. (250 Мт). Соответственно, и поступление в эти годы было самым большим. Отметим, что к настоящему времени содержание долгоживущих радионуклидов снизилось (произошло два периода полураспада долгоживущих ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs, пять – ³Н) и полностью распались короткоживущие радиоизотопы.

Пространственный аспект заключается в преобладающем количестве атмосферных испытаний большой мощности в верхних слоях атмосферы Северного полушария (∼140 Мт энерговыделения), при этом в силу особенностей циркуляции атмосферы примерно 60% радионуклидов выпало в полосе между 30 и 60° с.ш. [17]. В частности, суммарное поступление ⁹⁰Sr в атмосферу составило 6.2 × 10¹⁷ Бк, из которых 4.6 × 10¹⁷ Бк осело в Северном полушарии и 2.6 × 10¹⁷ Бк – в полосе средних широт [17].

Аварийные выбросы характеризовались преимущественным осаждением радионуклидов вблизи источника выброса, хотя часть легколетучих радиоизотопов инертных газов, теллура, йода и цезия внесла вклад в глобальное радиоактивное загрязнение окружающей среды. Например, при аварийных выбросах на ЧАЭС к этой категории выпадений отнесено 40–50% ¹³⁷Сs [18].

Немаловажен и естественный источник образования радионуклидов. Так, ³H и ¹⁴C образуются при взаимодействии космического излучения с ядрами химических элементов в составе атмосферы. Их равновесная активность в окружающей среде превышает годовой выброс всех АЭС на 3 математических порядка по ³H и на 6 – по ¹⁴C. Однако наиболее существенным источником образования ³H послужила реакция синтеза (см. табл. 2).

Многие продукты деления, в том числе ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, образуются в литосфере вследствие спонтанных делений ядер урана и их равновесная активность оценивается ∼10¹⁶ Бк [16], что сопоставимо с поступлением этих радионуклидов вследствие аварийных выбросов АЭС (см. табл. 2). Однако при спонтанном делении они образуются в литосфере в целом, а при аварийных выпадениях загрязнение носит локальный характер. Вследствие испытаний ядерного оружия в атмосферу поступило ∼10¹⁸ Бк ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, глобальное радиоактивное загрязнение остаётся достаточно заметным и в настоящее время. Важно отметить, что и аварийное, и глобальное поступление ¹³⁷Cs в окружающую среду на 6–7 математических порядков больше по сравнению с годовым штатным выбросом этого радионуклида всеми атомными электростанциями.

Штатный выброс ¹³¹I примерно на 6–7 математических порядков меньше по сравнению с аварийными и почти на 9 – с поступлением в атмосферу при испытаниях ядерного оружия. Однако аварийные выбросы сопровождались залповым характером поступления радионуклидов (большое количество в ограниченном пространстве), а при ядерных взрывах они были пролонгированными, соответственно, значительная часть радионуклида поступала в верхние слои атмосферы и распадалась до проведения следующих испытаний. Нельзя не упомянуть радиофармацевтические производства в качестве мощного источника поступления радиоизотопов йода. Например, в 2018 г. годовой выброс ¹³¹I Научно-исследовательским физико-химическим институтом им. Л.Я. Карпова (г. Обнинск) достигал 2.2 ⋅ 10¹² Бк, что превышает выброс всех АЭС вместе взятых [6].

Равновесная активность ⁸⁵Kr в атмосфере, обусловленная активацией нейтронами космического излучения природного изотопа ⁸⁴Kr, составляет ∼10¹² Бк. Ежегодное поступление ⁸⁵Kr при штатном выбросе АЭС с реакторами ВВЭР можно оценить исходя из доли радионуклида в составе радиоизотопов инертных газов (до 10%) ∼8 × 10¹⁴ Бк. Однако самый мощный источник поступления этого радионуклида – переработка ядерного топлива: с 1970 по 1997 г. в атмосферу поступило 3.2 × 10²¹ Бк ⁸⁵Kr, причём треть этой величины в 1995–1997 гг. [17]. Учитывая возрастание доли атомной энергетики в производстве электрической энергии и объёма отработанного ядерного топлива, становится очевидным постоянное увеличение вклада ⁸⁵Kr в суммарную радиоактивность атмосферы.

Прогнозирование радиационной обстановки в зоне распространения штатных выбросов. Работа выполнена на примере Ленинградской АЭС-2 (четыре энергоблока с реакторами ВВЭР-1200) по трём показателям [19–21]:

• объёмная активность радионуклидов выброса в приземном слое воздуха. Этот показатель отражает содержание радионуклидов в атмосфере, позволяет оценить внешнее облучение живых организмов и ингаляционное поступление внутрь организма. Для радиоизотопов инертных газов внешнее облучение из атмосферы – единственный путь радиационного воздействия на биоту, поскольку на поверхность почвы они не осаждаются;

• поверхностная активность радионуклидов в почве определяется осаждением радионуклидов из состава штатного выброса на её поверхность под действием гравитации и вымывания осадками из атмосферы. Соответственно, при штатных выбросах АЭС будет происходить постоянное накопление радионуклидов в почве, определяющее внешнее облучение и миграцию по пищевым цепочкам;

• мощность амбиентного эквивалента дозы, обусловленная внешним γ-излучением радионуклидов из состава выброса, находящихся в воздухе и почве. Она формируется вследствие передачи энергии ионизирующего излучения радионуклидов в окружающую среду и отражает меру радиационного воздействия на биологический объект в поле излучения [19].

Исходными данными для проведения расчётов послужили активности годового проектного выброса ЛАЭС-2 радиоизотопов инертных газов 1.8 × 10¹⁵ Бк (из которых 60% – ¹³³Xe, 17% – ¹³⁵Xe, 11 – ⁸⁸Kr, 5% – ^85mKr), йода – 1.94 × 10⁹ Бк (29% – ¹³³I, 23% – ¹³⁵I, 20% – ¹³²I, 15% – ¹³¹I и 13% – ¹³⁴I), радиоактивных аэрозолей – 2 × 10⁸ Бк (59% – ¹³⁷Cs, 40% – ¹³⁴Cs), ³H – 1.5 × 10¹³ Бк [7].

Прогноз объёмной активности в приземном слое воздуха и интенсивность осаждения радионуклидов на земную поверхность оценивались в двух вариантах расчёта с применением гауссовых моделей рассеяния примеси: для суточного выброса – при наиболее вероятных метеорологических характеристиках атмосферы и для годового выброса – при среднемноголетних [19].

Первый вариант расчёта позволил спрогнозировать объёмную активность радионуклидов в приземном слое воздуха и связанную с ней мощность амбиентного эквивалента дозы внешнего γ-излучения в облаке суточного выброса при условии неизменности аэрологических характеристик. Данный вариант можно рассматривать как наиболее вероятную и максимальную величину радиационного воздействия. Наиболее вероятные метеоусловия (вероятность реализации 52%) – нейтральное состояние атмосферы (категория устойчивости D, согласно классификации Пасквилла–Гиффорда [19]) при скорости ветра 3 м/с на высоте 10 м [14].

Второй вариант позволяет получить усреднённые за длительный период времени расчётные данные по содержанию радионуклидов в приземном слое воздуха и почве, а также связанные с ними мощности амбиентного эквивалента дозы внешнего γ-излучения. В этом случае можно провести оценки радиационного воздействия за продолжительный период времени. Среднемноголетние аэрологические условия для его реализации, включающие совместную частоту повторяемости категорий устойчивости атмосферы и скорости ветра на высоте выброса, а также интенсивность вымывания радионуклидов из приземного слоя воздуха (∼1.2 × 10^–6 1/с), приняты согласно [19]. Расчёты были осуществлены для румба с наибольшей интенсивностью осаждения радионуклидов на земную поверхность, которому соответствовало западное направление ветра. Эффективная высота выброса принята равной геометрической высоте трубы от её основания до устья – 100 м.

Поверхностную активность почвы за 60 лет штатных радиоактивных выбросов АЭС рассчитывали исходя из интенсивности осаждения радионуклидов на земную поверхность в результате сухого осаждения и влажного выведения из атмосферы, а также постоянного очищения вследствие радиоактивного распада и процессов миграции [19, 21, 22].

Мощность амбиентного эквивалента дозы внешнего γ-излучения определяли с применением дозовых коэффициентов для радионуклидов, находящихся в приземном слое воздуха и почве [23].

Результаты расчётов показателей радиационной обстановки при штатном выбросе АЭС. Распределение объёмной активности ³Н, ⁸⁵Kr, ¹³³Xe, ¹³¹I и ¹³⁷Cs в приземном слое воздуха в зависимости от расстояния до АЭС приведено на рисунке 2. Концентрацию других радионуклидов можно оценить по вышеприведённым, поскольку штатные выбросы по многим из них сопоставимы. Так, активность выброса ⁸⁸Kr и ¹³⁵Xe примерно равна показателю для ³Н. Активности ¹⁴С, ^83mKr, ⁸⁷Kr, ^131mXe и ¹³⁸Xe близки к ⁸⁵Kr. Концентрации ^132-135I в приземном слое воздуха примерно соответствуют ¹³¹I. Объёмные активности радионуклидов в составе аэрозолей можно оценить по ¹³⁷Cs.

Рис. 2.

Прогноз распределения объёмной активности радионуклидов из состава штатного выброса АЭС на оси следа: в облаке суточного выброса (а), среднемноголетние значения (б)

В облаке суточного выброса АЭС наибольшие объёмные активности радионуклидов в приземном слое воздуха прогнозируются на удалении 1–2 км от станции: до 12 Бк/м³ по ¹³³Xe, 1.6 по ³H, 0.15 по ⁸⁵Kr, 30 по ¹³¹I и 12 мкБк/м³ по ¹³⁷Cs (рис. 2, а). Максимум среднемноголетних объёмных активностей предполагается на таком же удалении, однако по абсолютным значениям исследуемые показатели будут ниже в 20–25 раз (рис. 2, б). По обоим вариантам расчёта установлено снижение объёмной активности радионуклидов в приземном слое воздуха по мере удаления от АЭС: примерно в 2 раза на расстоянии 3.5 км, в 10 раз – 15 км и до 25 раз – 30 км.

Различия в распределении объёмной активности, полученные по двум вариантам прогнозных расчётов (см. рис. 2), объясняются тем, что при расчёте среднемноголетней объёмной активности учитывается весь спектр метеорологических условий, в том числе атмосферные осадки и предельно неустойчивые состояния атмосферы. Последние определяют высокую концентрацию радионуклидов вблизи источника выброса, хотя вероятность их реализации составляет <10% в течение года.

Спрогнозированную объёмную активность радионуклидов выброса в приземном слое воздуха по обоим вариантам расчёта можно в первом приближении сопоставить с соответствующим показателем для радионуклидов естественного и искусственного происхождения. Так, концентрация ²²²Rn в атмосферном воздухе над поверхностью суши оценивается в диапазоне 1–10 Бк/м³, ⁷Be не превышает 3 мБк/м³, ²¹⁰Pb – до 0.5 мБк/м³ [17]. Объёмная активность ⁸⁵Kr, обусловленная всеми источниками его происхождения, в настоящее время составляет от 1 до 5 Бк/м³, а ¹³³Xe достигает сотых долей Бк/м³ [24–27].

Данные по распределению поверхностной активности ¹³¹I, ^89,90Sr, ^134,137Cs из состава штатного выброса в почве спустя 60 лет с момента начала работы АЭС представлены на рисунке 3.

Рис. 3.

Прогноз распределения поверхностной активности радионуклидов из состава штатного выброса АЭС на оси следа

Наибольшая поверхностная активность в почве (до 6 Бк/м²) прогнозируется по ¹³⁷Cs на расстоянии <3 км от АЭС, что будет соответствовать удельной активности ∼0.04 Бк/кг в корнеобитаемом слое почвы толщиной 0–10 см. Поверхностная активность других радионуклидов составит десятые доли Бк/м² по ¹³⁴Cs, сотые – по ¹³¹I и десятитысячные – по радиоизотопам стронция. По мере удаления от АЭС поверхностная активность этих радионуклидов в почве будет снижаться и на границе 30-километровой зоны не превысит десятых долей Бк/м² по ¹³⁷Cs.

Полученные результаты можно сопоставить с уровнем радиоактивного загрязнения почвы при глобальных радиоактивных выпадениях и с содержанием естественных радионуклидов. Так, согласно работе [17], в первой половине 1960-х годов в период наиболее интенсивного осаждения радионуклидов между 30–60° с.ш. поверхностная активность в почве ¹⁴⁴Сe достигала 15 000 Бк/м², ¹⁰⁶Ru – 8000 Бк/м², ⁹¹Y, ⁹⁵Zr, ⁵⁴Mn, ⁵⁵Fe, ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs – по ∼2250 Бк/м². Важно указать, что содержание радионуклидов глобальных выпадений в почвах лесных биогеоценозов было в 2–3 раза выше по сравнению с приведёнными значениями [28], что определялось повышенной задерживающей способностью крон древесных растений, особенно хвойных [29]. К началу 2000-х годов поверхностная активность ¹³⁷Cs и  ⁹⁰Sr за счёт глобальных выпадений на Европейской части России оценивалась в 1700 и 1000  Бк/м² [30], что соответствовало удельной активности 10 и 6 Бк/кг каждого радионуклида в  0–10-сантиметровом слое почвы. Удельная активность природных радионуклидов в почве находится в диапазонах 140–850 Бк/кг по ⁴⁰K, 17–60 Бк/кг по ²²⁶Ra и 11–64 Бк/кг по ²³²Th [17].

Таким образом, на современном этапе можно констатировать крайне низкую прибавку радионуклидов из состава штатного выброса АЭС в зоне их распространения к уже существующему уровню содержания техногенных и естественных радионуклидов в почве. Мощность амбиентного эквивалента дозы в облаке суточного выброса АЭС может достигать 2 нЗв/ч на удалении 1–3 км (рис. 4). Максимум среднемноголетнего дозового показателя от излучения радионуклидов из состава штатного выброса АЭС, находящихся в приземном слое воздуха, прогнозируется на расстоянии 1 км от источника выброса ∼0.1 нЗв/ч. Ещё меньше ожидается мощность амбиентного эквивалента дозы от γ-излучения радионуклидов, находящихся в почве, – менее 0.01 нЗв/ч. К периферии 30-километровой зоны мощность дозы снижается примерно в 50 раз (см. рис. 4).

Рис. 4.

Прогноз распределения мощности амбиентного эквивалента дозы в приземном слое воздуха при штатном выбросе АЭС:

1 – в облаке суточного выброса, 2 – среднемноголетняя от излучения радионуклидов, находящихся в воздухе, 3 – от излучения радионуклидов в почве

Спрогнозированные значения мощности дозы незначительны как по сравнению с естественным радиационным фоном, так и с дозовым показателем, рассчитанным для глобальных радиоактивных выпадений (табл. 3). Так, медиана мощности поглощённой дозы внешнего γ-излучения, измеренной на высоте 1 м, обусловленная присутствием естественных радионуклидов в почве, составляет 57 нГр/ч при межквартильном размахе 18–93 нГр/ч [16, 17]. К этим значениям следует добавить ионизирующую (32 нГр/ч) и нейтронную (10 нГр/ч) составляющую космического излучения в приземном слое воздуха, которая возрастает по мере увеличения высоты над поверхностью моря [16, 17]. В целом суммарная мощность поглощённой дозы внешнего γ-излучения от всех естественных источников ионизирующего излучения составляет ∼100 нГр/ч, что примерно соответствует мощности амбиентного эквивалента дозы 125 нЗв/ч [31–33]. Отсюда следует, что дозовый показатель, обусловленный естественным радиационным фоном, почти на два математических порядка больше по сравнению с таковым в облаке суточного радиоактивного выброса АЭС и на три порядка – по сравнению со среднемноголетними величинами мощности дозы.

Наибольший уровень содержания радионуклидов из состава глобальных радиоактивных выпадений в почве в середине 1960-х годов между 30–60° с.ш. определил достаточно высокие значения расчётной мощности амбиентного эквивалента дозы – ∼30 нЗв/ч [17]. В дальнейшем по мере распада радионуклидов дозовый показатель снижался и в середине 1970-х годов составил ∼6.5 нЗв/ч [34]. В настоящее время γ-излучение ¹³⁷Cs из состава глобальных выпадений добавляет примерно 1.5 нЗв/ч к существующему уровню мощности амбиентного эквивалента дозы, однако определить достоверно это приращение на уровне флуктуации естественного радиационного фона невозможно.

Таким образом, в настоящее время можно констатировать незначительное увеличение радиационного фона в зоне распространения выбросов АЭС как по сравнению с его естественным уровнем, так и относительно глобального радиоактивного загрязнения.