В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов во внешнюю среду незначительны и состоят в основном из радионуклидов I131 и инертных радиоактивных газов (Xe, Kr85) (ИРГ), периоды полураспада которых (кроме Kr85) не превышают нескольких суток. Эти нуклиды образуются в процессе деления урана и могут просачиваться через микротрещины в оболочках ТВЭЛов.

Так, в течение 1992 года максимальные среднесуточные радиоактивные выбросы на АЭС России в % от допустимой нормы составили:

•на АЭС с ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) йода – от 0,02 до 54 %; ИРГ – от 0,15 до 10 %;

•на АЭС с РБМК (реактор с большой мощностью – канальный) йода – от 0,02 до 24 %; ИРГ – от 0,02 до 55 %.

Среднесуточный допустимый выброс

•по йоду – 0,01 Ки/сут · 1000МВт;

•по ИРГ – 500 Ки/сут · 1000МВт.

В течение года после выброса население получает 90 % всей дозы облучения, возможной в результате выброса на АЭС и обусловленной короткоживущими изотопами; 98 % – в течение пяти лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих вблизи АЭС

(табл. 15).

Долгоживущие продукты выброса (Сs137, Kr85, Ce141 и другие) распространяются по всему миру. Оценка ожидаемой коллективной эквивалентной дозы облучения такими изотопами составляет 670 Зв-чел. на каждый 1 ГВт вырабатываемой электроэнергии. Известно, что за период 1971–1984 гг. в 14 странах мира произошла 151 авария на АЭС.

Контрольные вопросы

1.Укажите типы ядерных реакций.

2.Опишите процесс деления ядер.

3.Что называется цепной реакцией и коэффициентом размножения нейтронов?

4.Каковы существенные особенности устройства атомных реакторов? Перечислите их типы.

5. Приведите примеры использования ядерной энергии и опишите устройство атомной электростанции (АЭС).

89