CC BY
460
ЛИТЕРАТУРА
1. Егоров ЮА. Концепция экологической безопасности атомных электростанций //Экология и ядерная энергетика. 2000. Вып.1. С.15.
2. Бадяев В.В., Егоров ЮА., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1990.
3. Гусев Д.И., Грачев М.И., Буянов Н.Б. и др. Гигиенические требования к охране от загрязнения водоемов-охладителей АЭС в связи с использованием их для рыбоводства //Вопросы безопасности АЭС и задачи научных исследований. М., 1979. С.185.
4. Егоров Ю.А. Техногенные радионуклиды в экосистемах водоемов-охладителей атомных электростанций //Инженерная экология. 2000. №6. С. 30.
О РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ ТРИТИЯ, НАРАБАТЫВАЕМОГО НА АЭС
Ю.А. Егоров
ГФУП "Концерн Росэнергоатом", г. Москва
Наряду с другими радионуклидами, при работе АЭС образуется тритий [1] -сверхтяжелый радиоактивный изотоп водорода. Из-за протечек технологических контуров наработанный на АЭС тритий частично выносится в окружающую среду вместе с газообразными и жидкими отходами. Вопрос о количестве нарабатываемого на АЭС трития, поступлении его за пределы АЭС и переносе в окружающую природную среду неоднократно обсуждался в литературе . Было, в частности, показано, что "АЭСный" тритий не представляет радиационной опасности ни для природных объектов региона АЭС, ни для проживающего в регионе населения. Именно поэтому в России и других странах, эксплуатирующих АЭС (кроме стран, где работают АЭС с тяжеловодными реакторами), сбросы и выбросы трития не нормируют и, естественно, не контролируют. Казалось бы, все ясно: вопросов с тритием, образующимся при работе АЭС и частично поступающим с АЭС в окружающую среду, нет. Однако периодически они почему-то возникают. Либо это оценки, из которых следует, что трития нарабатывается на АЭС слишком много и его поступление в окружающую среду должно контролироваться, т.к. тритий -"генетически опасный" радионуклид. Либо же это требование запретить купаться в водоемах-охладителях АЭС и использовать воду для других народно-хозяйственных нужд из-за "тритиевой опасности". Бывают и такие предложения "специалистов": найти способ и организовать полнопоточную очистку жидких стоков АЭС от трития! Можно было бы назвать и другие "конкретные" предложения и рекомендации по ограничению поступления трития за пределы АЭС, защите от "тритиевой опасности" населения, о необходимости «самого тщательного контроля» за поведением трития не только на АЭС, но и в окружающей среде. Например, организовать контроль за тритием в окружающей среде предложила Государственная экологическая экспертиза проекта Ростовской АЭС, нимало не задумываясь о том как это сделать. В связи с появлением таких предложений, требований, рекомендаций, замечаний, по-видимому, целесообразно еще раз обсудить вопрос об опасности трития, образующегося при работе АЭС, для природных комплексов региона, и проживающего вблизи АЭС населения.
Тритий (Т) существует на земле в составе тритиевой воды (НТО, Т2О), в виде газа (Т2), а также в составе любых органических и неорганических соединений (со-
* См. [1,2], где можно найти обширный список публикаций.
держащих водород), в том числе в составе соединений, образующих биологические ткани, где он замещает атомы обычного водорода. Как и для всех других радиоактивных нуклидов, НРБ-99 (а до 1999 г. другие редакции норм радиационной безопасности) устанавливают для трития допустимую объемную (в атмосферном воздухе) активность для населения (ДОАнас), равную 1,9-103 Бк/м3, и определяют так называемый уровень вмешательства, т.е. значение объемной активности трития в воде, при котором необходимы защитные мероприятия (УВ), равный (7,7 - 3,3)-106 Бк/м3 в зависимости от того, в каком химическом соединении находится тритий. Эти же значения для трития, поступившего с АЭС в атмосферу или водоемы, соответственно, равны: ДОААЭСндС = 1,5-103 Бк/м3 и ДУАаэснас = 1,5-103 Бк/л.
Различают тритий естественного и искусственного происхождения. Естественный тритий образуется в верхних слоях атмосферы в реакциях на ядрах азота и кислорода [1ФЫ (п,Т)12С, 160(п,Т)14^ и содержится в атмосферном воздухе в количестве 1 атом трития на 1014 атомов протия, а в воде - один атом трития на 1018 атомов водорода, т.е. его активность составляет 8,65-10-2 Бк/л. Общий запас естественного трития на земном шаре по разным оценкам составляет (1 - 2,5) 1018 Бк и давно находится в равновесном состоянии.
Основной источник искусственного трития на Земле - испытания термоядерного оружия. В 70-х годах из-за ядерных испытаний активность искусственного трития во много раз превышала активность естественного и составляла примерно 1020 Бк. Так как тритий легко окисляется, то на Земле он находится в основном в водоемах в виде воды, где его объемная активность в 70-е годы была (10 - 200) Бк/л. После прекращения ядерных испытаний содержание трития в воде водоемов стало уменьшаться, и в настоящее время объемная активность глобального, т.е. связанного с ядерными испытаниями, трития в пресноводных водоемах, по-видимому, составляет (5 - 175) Бк/л, а в реках заметно меньше [3]. Так, в малых озерах Тверской области обнаружено до 75 Бк трития в литре воды, в реках и озерах Литвы (вне района Игна-линской АЭС) тритий обнаружен в количестве (5 - 7) Бк/л (1989 г.), в последующие годы его содержание в воде этих рек и озер не изменилось [14]. В атмосфере тритий содержится в количестве не более 0,1% общего запаса трития на земном шаре и представлен как газообразным тритием, так и парами тритиевой воды: в 70-е годы специальные эксперименты обнаружили тритий в приземной атмосфере в форме НТО и в виде газа в количествах (4 - 25) • 10-5 и (4 - 10) • 10-5 Бк/л соответственно, а в атмосферных осадках - (3 - 5) Бк/л в 1984 - 92 гг., в предшествующие годы - до (10 -12) Бк/л. Массовых измерений содержания трития в приземной атмосфере в последние годы не проводили, а по данным [10] объемная активность трития в атмосферном воздухе в 1994 г. не изменилась по сравнению с 1970 - 80 гг. и составляла в среднем 12-10-5 Бк/ л, т.е. примерно столько же, сколько было определено нами в 1982 г. в районе Чернобыльской АЭС и в это же время, а также в 1984 - 85 гг. в районе Игна-линской АЭС. Содержание трития (среднее по территории России) в атмосферных осадках в 1999 г. составляло ~ 3,4 Бк/л [3], на 1м2 поверхности земли за год выпадало ~1500 Бк трития, т.е. на всю территорию России выпало ~ (2,5 - 3) • 1016 Бк.
Второй источник искусственного трития на Земле - атомные электростанции: при работе АЭС тритий образуется в реакторах при делении 235и и в результате (п, у) -, (п, а) -,(п, р) - и (п, Т) -реакций на ядрах элементов конструкционных и других материалов активной зоны, а также в стержнях регулирования [2,4].
При оптимистических прогнозах развития ядерной энергетики в 70-е годы оцененная наработка трития на АЭС к 2000 г. составляла ~1018 Бк [8], т.е. на АЭС должно было быть наработано столько же трития, сколько на Земле естественного трития (рис. 1). При сегодняшних темпах строительства АЭС в мире по нашим оцен-
кам такое количество трития будет наработано на АЭС в 2020 - 2025 гг*). Если весь тритий поступит в атмосферу, то его объемная активность в атмосферном воздухе в эти годы в среднем на Земле удвоится, (к этому времени глобального трития в атмосфере практически уже не будет). Так как нельзя представить себе событие, при котором весь наработанный на АЭС тритий перейдет в атмосферный воздух, то нельзя ожидать, следовательно, и удвоения его объемной активности в воздухе, хотя со временем она может несколько увеличиться. Как видно из рис. 1, в настоящее время содержание «АЭСного» трития на Земле составляет ~ 1/7 его естественного содержания, так что дозовая нагрузка, обусловленная «АЭСным» тритием, сегодня не более 1/7 дозовой нагрузки, обусловленной тритием естественного происхождения, вклад которой в суммарную дозовую нагрузку естественного фона ((100±25) • 10" Зв/год в среднем по России) весьма и весьма мал.
Чтобы тритий при нормальной работе АЭС попал за ее пределы, т.е. в окружающую АЭС среду, необходимо, чтобы он сначала попал в газообразные и/или жидкие отходы АЭС (рис.2). На АЭС это происходит при течах (организованных и неорганизованных) теплоносителя и сдувках с емкостей с теплоносителем. Испарения течей и сдувки направляются в атмосферу, а вода течей после очистки от других, кроме трития, радионуклидов либо используется на АЭС, либо удаляется в водоемы. В атмосферу тритий поступает с газообразными выбросами, а в водоемы - с жидкими стоками.
Объемная активность трития в выбросе АЭС с РБМК-1000 составляет (3 -4)-10-1 Бк/л, т.е. максимальная мощность выброса трития составляет порядка (108 -109) Бк/сут (с двух энергоблоков). На АЭС с ВВЭР мощность выброса трития и активность его, выбрасываемая, например, за год работы АЭС, несколько больше, чем на АЭС с РБМК. Например, Кольская АЭС за год выбрасывает ~ 15- 1012Бк, т.е. ~ 5-1010 Бк/сут [7], выбросы других АЭС с ВВЭР несколько больше, но примерно в 10 раз меньше поступления трития на территорию России за год с атмосферными осадками. Поскольку мощность выброса трития невелика, для оценок можно принять, что вне зависимости от типа реактора, работающего на АЭС (технологической схемы АЭС), активность трития, удаляемая с АЭС в атмосферу, за год составляет не более нескольких единиц х1014 Бк, а мощность выброса - (107 - 109) Бк/ сут. Это создает объемную активность трития в приземном слое атмосферы, равную не более нескольких единиц или нескольких десятков Бк/м3, т.е. много меньшую ДОАнас для трития. При такой объемной активности трития в приземной атмосфере дозовая нагрузка на индивидуума (верхняя оценка) составит не более 10-8 Зв/год, а реально заметно меньше. Инструментально определить «АЭСный» тритий в атмосферном воздухе, как видно, нельзя.
Прямые измерения содержания трития в приземной атмосфере в регионе Чернобыльской АЭС (до аварии 1986 г.) [2] дали значение порядка 5-10-4 Бк/л, т.е. порядка 0,5 Бк/м3, в других измерениях, например в районе Игналинской АЭС, несколько больше: до 1 Бк/м3. Примерно такие же значения получены в районе Калининской АЭС: объемная активность трития в приземной атмосфере в 1992 г. и в 1995 г. составила (1 - 2) • 10-4 Бк/л. Понятно, что это суммарная активность естественного, глобального и «АЭСного» трития. Это значит, что оцененная дозовая нагрузка при ингаляции даже «суммарного» трития примерно в 10 раз меньше указанной выше и, следовательно, составляет не более 10-3 - 10-4 допустимой для лиц из населения, проживающего вблизи АЭС, за счет радиоактивных выбросов АЭС. Эти оценки по-
*) Эта оценка практически не изменится, если прогноз накопления трития на АЭС мира сделать по данным, приведенным в «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине ХХ1 века» (см. Бюллетень ЦОИ по АЭ, №6, 2000. С.4).
казывают, почему выбросы трития в атмосферу не нормируют и почему говорить о необходимости контроля мощности выброса трития с АЭС в атмосферу смысла нет.
Годы работы
Рис. 1. Оценка наработки трития на АЭС в сравнении с другими источниками трития на Земле: 1 - тритий от испытаний ядерного оружия; 2 - равновесное количество естественного трития - суммарное количество трития на Земле по оценкам 70-х годов ХХ века; 3 - наработка трития на АЭС при оптимистических прогнозах (семидесятые годы) развития атомной энергетики; 4 - полное количество трития при оптимистических прогнозах развития ядерной энергетики; 5 - оценка наработки трития при нынешних темпах развития ядерной энергетики; 6 - сегодняшние оценки динамики общего запаса трития на Земле
Большая часть трития, наработанного на АЭС и находящегося в воде первого контура или контура многократной принудительной циркуляции (до 80 - 85%), покидает АЭС с жидкими стоками. Поскольку жидкие стоки на большинстве АЭС сбрасываются в водоемы-охладители, в него и поступает «АЭСный» тритий. Вполне можно полагать, что за год работы АЭС вода первого контура или контура многократной принудительной циркуляции обновится и, следовательно, весь наработанный и попавший в эти контуры тритий поступит в водоем-охладитель (естественно, за вычетом того трития, что был выброшен в атмосферу, но это сравнительно не-
большая его доля: по нашим данным, не более 20%). АЭС и водоем-охладитель -единая система. В этой системе и происходит циркуляция трития, причем как того, который относится к естественному и глобальному, так и образовавшегося при работе АЭС (рис. 3). Поэтому активность трития, сбрасываемую с АЭС в водоем, следовало бы определять как разность между активностью трития в сбросах жидких стоков с АЭС и активностью трития в воде, забираемой на АЭС из водоема. Так как добавка трития в воду, взятую на АЭС из водоема, за время ее пребывания на АЭС мала, то сделать это практически не удается. Для большинства АЭС в воде водоема-охладителя активность трития до начала работы не определяли, поэтому не удается установить динамику его активности во время работы АЭС и определить активность сбрасываемого с АЭС трития. Это определение было сделано на оз. Друкшяй - водоеме-охладителе Игналинской АЭС, для чего была определена "нулевая" (до начала работы АЭС) объемная активность трития в воде озера, которая составляла (25±5) Бк/л. [6]. Объемная "нулевая" активность трития была определена также в воде водоема-охладителя Чернобыльской АЭС: она составляла (4 - 15) Бк/л [2]. Однако последующие наблюдения работы Чернобыльской АЭС в течение почти четырех лет в пределах погрешности определения активности трития не выявили роста его объемной, а, следовательно, и полной активности трития в воде водоема (рис. 4). Не выявлен рост объемной активности трития в период после 2,5 лет работы АЭС и в воде водоема-охладителя Калининской АЭС - озерах Удомля и Песьво (рис. 5) [7]. В последующие годы работы Калининской АЭС объемная активность трития в воде озер также не увеличилась. Не обнаружили мы роста активности трития и в воде оз. Друкшяй на четвертый год работы Игналинской АЭС: она составила в среднем около 20 Бк/л, т.е. в пределах не отличалась от «нулевой», сохраняясь на уровне ~10% УВ. В последующие годы (1980 - 90) объемная активность трития в воде оз. Друкшяй менялась в пределах (5 - 15) Бк/л [8], т.е. также не отличалась от «нулевой», не превышая (5 - 10)% УВ, на таком же уровне объемная активность трития в воде оз. Друкшяй остается в настоящее время, т.е. примерно после 20 лет работы Игналинской АЭС. Обработка данных объемной активности трития в воде оз. Друкшяй позволила оценить активность трития в годовых сбросах Игналинской АЭС: в разные годы работы АЭС она составила (0,9 - 1,3) • 1012 Бк. Это дает примерно такую оценку нормализованной активности сброса трития: 0,3^ 1012 Бк/ГВт (эл) в год [8]. Нормализованная активность сброса трития в озера Удомля и Песьво в [7] получена равной ~ 20^ 1012 Бк/ГВт (эл) в год, по нашим оценкам, эта величина должна быть меньше: ~(8 -12) 1012 Бк/ГВт (эл) в год, т.е. примерно такой же, как в [8].
Полученные значения годового сброса трития с АЭС в водоемы-охладители позволяют понять, почему в пределах погрешности определения объемная активность трития в воде водоемов со временем не меняется. Какой вклад дает работа АЭС в объемную активность трития в воде водоема-охладителя, можно попытаться установить на слабопроточном водоеме, например на водоеме-охладителе Белоярской АЭС [9] - водохранилище, образованном подпором реки Пышма. Если данные этой работы представить так, как показано на рис.6, то несложно увидеть, что в районе сброса жидких стоков с АЭС объемная активность трития в воде водоема-охладителя возросла примерно на 30 - 35 Бк/л до ~ 60 Бк/л по сравнению с объемной активностью в воде водоема-охладителя выше АЭС, где она составляет около 30 Бк/л. Это значит, что вода водохранилища, побывавшая на Белоярской АЭС, увеличила свою «тритиевую активность» примерно вдвое. Однако связать этот результат с процессами на АЭС достаточно сложно (а может быть, и невозможно), так как тритий сбрасывается не только с водой в водоем-охладитель, но и по реке Ольховка в Ольховское болото с дебалансной водой. Та и другая системы сброса сложны, и в них возможны неконтролируемые процессы. По-видимому, по этой причине объемная активность трития в воде реки Пышма ниже впадения в нее реки Ольховки в 2 - 3 раза меньше,
чем в воде водоема-охладителя в месте сброса вод с АЭС, т.е. такая же, как в верховьях водохранилища.
По данным расчетов [2] (использованы описанные в [2] динамические балансовые модели), объемная активность трития в воде водоема-охладителя должна увеличиваться со временем работы АЭС, что, в общем-то, логично, но медленно: в водоеме-охладителе Чернобыльской АЭС, если бы она работала нормально, объемная активность трития за 30 лет ее работы должна была бы возрасти примерно до 180 Бк/л. Примерно такой же должна была бы быть в 2020 г. объемная активность трития станционного происхождения в водоеме-охладителе Курской АЭС. Однако из-за гидрологических особенностей водоема она будет меньше. Близкие по значениям результаты получены нами для оз. Друкшяй - водоема-охладителя Игналинской АЭС: ~(150 - 170) Бк/л, и в [7] несколько большие для озер Удомля и Песьво (Калининская АЭС): порядка 350 Бк/л, а по нашим оценкам - (220 - 250) Бк/л (при работе трех энергоблоков). Однако из приведенных данных видно, что ожидать таких значений объемной активности трития в воде водоемов-охладителей этих АЭС не приходится: упомянутые динамические имитационные модели, по-видимому, завышают прогнозируемую активность.
Натурные данные, полученные на водоемах-охладителях действующих АЭС и при моделировании "тритиевых" процессов в конкретных системах "АЭС - водоем-охладитель", указывают на то, что объемная активность трития в водах водоемов-охладителей разных АЭС даже к концу проектного срока работы АЭС в несколько раз ниже (ДУАаэснас)* - допустимой удельной активности "АЭСного" трития в воде водоема-охладителя для населения, рассчитанной с учетом того, что в воде водоема присутствуют и другие "станционные" радионуклиды. Если предположить, что население региона АЭС использует воду водоема-охладителя без каких-либо ограничений и даже, наоборот, весьма активно - для питья и приготовления пищи (хотя использовать воду водоема-охладителя для питьевого водоснабжения СП АЭС запрещают), для водопоя скоту, потребляет мясо и молоко этого скота, отловленную в водоеме рыбу, купается в водоеме-охладителе, ловит рыбу и катается на лодках, моется водой из водоема-охладителя, то дозовая нагрузка на индивидуума из населения в последние (по ресурсу) годы работы АЭС по верхним оценкам составит менее примерно 1/10 допустимой, т.е. менее 0,5-10-5 Зв/год, а реально, естественно, заметно меньше. Имея в виду, что допустимая дозовая нагрузка любой из действующих АЭС за счет водопользования составляет 5-10-5 Зв в год (т.е. она незначительна), ни о какой радиационной опасности поступления трития с жидкими сбросами АЭС в водоем-охладитель говорить не приходится, естественно, не приходится говорить и о необходимости постоянного контроля за поступлением трития в водоем.
Коэффициент перехода трития из воды или других сред в растительные и животные организмы, естественно, равен 1. Поэтому ни те, ни другие организмы как наземных, так и водных экосистем региона АЭС не могут накопить такого количества трития, который превысил бы накопление его (на единицу массы, например) в организме человека. Это значит, что «АЭСный» тритий не представляет никакой опасности ни для растительности, ни для животных, обитающих в водоемах-охладителях или на суше вблизи АЭС. Иными словами, не возникает необходимости контроля и «более внимательного отношения» к тритию в системе «АЭС - окружающая среда» и «последствиям» его воздействия на другие, кроме человека, живые организмы.
Это очевидный результат, ибо человек - наименее радиорезистентный элемент биосферы, и если он защищен от отрицательных последствий облучения, то защищены и все другие элементы живой природы.
Рис.-2.-Укрупненная-структурная-схема-переноса-трития-на-АЭС-и-его-обменах ■
окружающей средой
Рис. 3. Укрупненная структурная схема циркуляции трития в системе "АЭС -
окружающая среда".
30 г
20
10
101
Эффективное время работы, мес.
10°
102
Рис. 4. Результаты прогноза (сплошная линия) и измерения (точки) активности трития в воде водоема-охладителя Чернобыльской АЭС
200 180
Тг щ
£ 140
13 100
20 0
11
4 6 8
Время работы АЭС, год
60
2
Рис. 5. Результаты прогноза (сплошная линия) и измерения (точки) активности трития в воде водоема-охладителя Калининской АЭС
Рис. 6. Результаты измерения объемной активности трития в воде водоема-«---«(
К
м
"¡а
80
40
(О (О
О
0
1 \ *
2
■' \
-Г"
1/ ♦
I V
♦ / X 14 'к 1
0
24
96
48 72
Время работы АЭС, мес.
охладителя Белоярской АЭС: 1 - в районе сброса технической воды, 2 - в верховьях
водоема
Понятно, что нет необходимости говорить ни об ограничении поступления трития с АЭС в водоемы-охладители (или другие водоемы, принимающие стоки с АЭС), ни о постоянном и тем более непрерывном контроле за содержанием трития в стоках.
Представляется, что приведенная здесь информация о поступлении трития с АЭС в окружающую среду, содержании и накоплении его в объектах окружающей среды, приведенные оценки радиационных нагрузок на лиц из населения, гидробио-нтов достаточно убедительно говорят о том, что никакой радиационной опасности «АЭСный» тритий не представляет и на АЭС нет никакой «тритиевой проблемы».
Наверное, надо думать, что те из специалистов, которые сегодня говорят о тритиевой проблеме на АЭС, знакомы с результатами, представленными в этом обзоре. А говорят они о тритиевой проблеме, по-видимому, потому, что большинство исследований не были системными и, как всякие несистемные результаты, вызывают вопросы и сомнения. В ближайшее время предполагается провести исследования образования, переноса и накопления трития в блоках и подблоках (рис. 7) ПТС «Курская АЭС - окружающая среда», «Смоленская АЭС - окружающая среда». Результаты будут опубликованы.
ЛИТЕРАТУРА
1. Бадяев В.В., Егоров ЮА., Скляров В.П., Стегачев Г.Ф. Тритий на атомных электростанциях //Радиационная безопасность и защита АЭС. М., 1981. Вып.5. С.64.
2. Бадяев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1990.
3. Маханько К.П. и др. Обобщенные данные о радиоактивном загрязнении объектов природной среды //Бюллетень по атомной энергии, №10. С.26.
4. Егоров ЮА. Основы радиационной безопасности атомных электростанций. М.: Энергоиздат, 1982.
5. Гедеонов Л.И., Трусов А.Г. Сохранение окружающей среды в связи с развитием ядерной энергетики //Атомная техника за рубежом. 1973. №12. С.145.
6. Егоров ЮА., Леонов С.В., Мещеряков Д.С. Основные результаты радиационного экологического мониторинга оз. Друкшяй - водоема-охладителя Игналин-ской АЭС //Экология регионов атомных станций. М., 1994. Вып.1. С.144
7. Дельвиг Н.Н., Иванов А.Б., Крылов В А., Носов А.В. Изучение содержания трития в водных объектах и приземной атмосфере в районе расположения Калининской АЭС //Экология регионов атомных станций. М., 1996. Вып.5. С.264.
8. Мажейка И., Пятрошюс Р., Ясюленис Р., Ширвайтис П. Тритий в окружающей среде Игналинской АЭС //Атомная энергия. 1993. Т. 75. Вып.6. С.471.
9. Чеботина М.Я., Трапезников А.В., Трапезникова В.Н., Куликов Н.В. Радиоэкологические исследования Белоярского водохранилища. Свердловск: УрО АН СССР, 1992.
ОЦЕНКА ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС РОССИИ
Ю. А. Егоров, Б. И. Нигматулин, А. Л. Суздалева, Ф. А. Тихомиров
ГФУП "Концерн Росэнергоатом ", Министерство по атомной энергии РФ, Московский государственный университет им. М.Ломоносова
Бурное развитие промышленности, энергетики, транспорта, сельского хозяйства, характерное для второй половины прошлого века, привело к далеко не благоприятному, а во многих районах мира к катастрофическому ухудшению условий жизни людей, нарушению нормального функционирования природных систем. Не миновало это и Россию [1]. По мнению авторов [2], современное экологическое состояние территории России можно определить как критическое. Люди, специалисты не справились с задачей сохранить для себя благоприятные условия жизни, сохранить свое природное окружение в благополучном состоянии. Причин этому несколь-
