Радиационное состояние водоемов — охладителей атомных электростанций

В.В. Перевезенцев 

Радиационное состояние
водоемов — охладителей
атомных электростанций

Учебное пособие

Федеральное государственное бюджетное  
образовательное учреждение высшего образования  
«Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана  
(национальный исследовательский университет)»

ISBN 978-5-7038-4892-0 

© МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2018
© Оформление. Издательство  
 
МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2018

УДК 504.055:[621.039.7:621.311.25]
ББК 31.4н
 
П27 

Издание доступно в электронном виде на портале ebooks.bmstu.ru
по адресу: http://ebooks.bmstu.press/catalog/189/book1853.html

Факультет «Энергомашиностроение» 
Кафедра «Ядерные реакторы и установки» 

Рекомендовано Редакционно-издательским советом  
МГТУ им. Н.Э. Баумана в качестве учебного пособия

 
Перевезенцев, В. В.
П27  
Радиационное состояние водоемов — охладителей атомных электростанций / 
В. В. Перевезенцев. — Москва : Издательство МГТУ им. Н. Э. Баумана, 
2018. — 51, [3] с. : ил.
ISBN 978-5-7038-4892-0 

Издание предназначено для самостоятельного разбора студентами дисциплины «
Экология ядерной энергетики». Рассмотрены основные пути поступления 
в водоем-охладитель радионуклидов, образующихся при эксплуатации АЭС. Изложены 
механизмы миграции и накопления радионуклидов в отдельных компонентах 
водоема-охладителя. Приведены математические модели, описывающие эти 
процессы и позволяющие оценить удельные значения активности радионуклидов 
в воде, гидробионтах, водной растительности, донных отложениях. Данные по содержанию 
радионуклидов (уровням активности) в указанных компонентах необходимы 
для расчета дозовых нагрузок внешнего и внутреннего облучения населения 
в регионе размещения АЭС. Представленные расчетные методики будут полезны 
студентам при выполнении разделов дипломных проектов, посвященных обоснованию 
экологической безопасности АЭС. 
Для студентов 5-го и 6-го курсов, обучающихся по специальности «Ядерные 
реакторы и материалы».
УДК 504.055:[621.039.7:621.311.25]
ББК 31.4н

Предисловие

Пособие посвящено комплексному анализу проблем радиационного 
загрязнения водоемов — охладителей АЭС и обусловленных этим дозовых 
нагрузок на население в регионе размещения АЭС. Цель учебного пособия 
состоит в освоении студентами общих принципов, положений и методов 
разработки физических и математических моделей процессов переноса 
и накопления радионуклидов АЭС в объектах окружающей среды и, в частности, 
в экологической системе водоема-охладителя; приобретении базовых 
знаний о закономерностях формирования дозовых нагрузок на население 
в регионе размещения АЭС; в овладении практическими навыками расчетных 
оценок поступления радионуклидов в компоненты водоема-охладителя 
и разработки рекомендаций по ограничению дозовых нагрузок на население. 

Подготовка специалистов, способных решать сложные задачи обеспечения 
радиационной и экологической безопасности АЭС, предполагает, 
что они должны владеть количественными методами оценок поступления,  
миграции и накопления радионуклидов в природных комплексах. Для этого 
необходимо в процессе обучения изложить подходы к моделированию выхода 
и распространения радионуклидов за пределы АЭС, переноса и накопления 
их в объектах окружающей среды. Полученные результаты по содержанию 
радионуклидов в природных комплексах в дальнейшем используются 
для прогнозирования дозовых нагрузок внешнего и внутреннего облучения 
населения. Наиболее эффективно решать вопросы оценки радиационного 
воздействия АЭС на население и окружающую среду в целом могут специалисты 
с базовым образованием в области конструирования ядерных реакторов 
и ядерных энергетических установок, обладающие обширными знаниями 
в области радиационной безопасности. Именно такие специалисты 
способны разрабатывать технические решения, направленные на снижение 
выхода радионуклидов в окружающую среду. 
Данное учебное пособие предназначено для студентов, обучающихся 
по специальности «Ядерные реакторы и материалы», и содержит сведения, 
необходимые для освоения модуля «Поступление радионуклидов в водоем — 
охладитель АЭС. Перенос и накопления радионуклидов АЭС в компонентах 
водоема-охладителя» дисциплины «Экология ядерной энергетики». 
Приведена краткая характеристика радионуклидов (продуктов деления и активации), 
поступающих с АЭС в экологическую систему водоема-охладителя. 
Рассмотрены механизмы переноса и накопления радионуклидов в компонентах 
водоема-охладителя. Представлены соответствующие динамические 
модели баланса активности радионуклидов в воде, водной растительности, 
гидробионтах и донных отложениях. Исследованы камерные модели посту-

пления радионуклидов в организм человека с питьевой водой и по пищевым 
цепочкам при употреблении загрязненных продуктов питания. Данное издание 
и опубликованное в 2016 г. учебное пособие автора «Газоаэрозольные 
выбросы атомных электростанций. Миграция и накопление радионуклидов 
в объектах окружающей среды» обеспечивают студентов, обучающихся по 
специальности «Ядерные реакторы и материалы», необходимой информацией 
о радиационном воздействии АЭС на объекты окружающей среды.
Для достижения поставленной цели в учебном пособии приведены модели 
и методики расчетов, а также изложены необходимые сведения:
• о радионуклидном составе, радиационных характеристиках радионуклидов 
жидких сбросов атомных электростанций;
•  методах расчетных оценок поступления радионуклидов в водоем-охладитель, 
накопления их в его компонентах и формирования дозовых нагрузок 
на население, обусловленных содержащимися в компонентах водоема-охладителя 
радионуклидами;
• моделях переноса радионуклидов между компонентами водоема-охладителя; 
накопления радионуклидов в воде, гидробионтах, водной растительности, 
донных отложениях, бентофагах и т. д.; формирования дозовых 
нагрузок внешнего облучения и внутреннего облучения населения при использовании 
воды в качестве питьевой и при пероральном (по пищевым цепочкам) 
поступлении радионуклидов в организм человека;
• результатах мониторинга содержания радионуклидов АЭС в компонентах 
водоема-охладителя и прогнозах создаваемой ими радиационной обстановки 
в регионах размещения АЭС с различными типами ядерных реакторов.

В результате изучения данного учебного пособия студент будет: 
знать источники поступления радионуклидов в водоем — охладитель 
АЭС, радионуклидный состав жидких сбросов АЭС, механизмы переноса 
и накопления радионуклидов в компонентах водоема-охладителя (воде, 
гидробионтах, донных отложениях и т. д.), закономерности формирования 
дозовых нагрузок внешнего и внутреннего облучения населения, математические 
модели прогнозирования дозовых нагрузок на биоту водоемов-охладителей; 

уметь выполнять расчетные оценки поступления радионуклидов в водоем-
охладитель, разрабатывать модели переноса и накопления радионуклидов 
в компонентах водоема — охладителя АЭС, рассчитывать дозовые 
нагрузки внешнего и внутреннего облучения населения от радионуклидов 
водоема-охладителя, оценивать содержание радионуклидов в биоте водоема-
охладителя и рассчитывать дозовые нагрузки на отдельные ее виды;
владеть методами расчетов поступления радионуклидов АЭС в во доем-
охладитель, качественным и количественным анализами перераспределения 
радионуклидов между компонентами водоема-охладителя, методами оценки 
важнейших параметров естественных водоемов, определяющих их пригодность 
для использования в системах оборотного водоснабжения АЭС, методами 
количественных анализов закономерностей формирования дозовых 
нагрузок на население и биоту водоемов — охладителей АЭС.

Условные обозначения

avi (в,д)  — удельная объемная активность воды или донных отложений 
Ai 
— значение абсолютной активности в i-м компоненте системы 

Bdi  
— дозовый коэффициент при внутреннем облучении 
D(T) — доза ионизирующего излучения, накопленная за период времени T 
E

i
( , , )
γ β α  — энергия γ-квантов, β- или α-частиц при радиоактивном распаде радионуклида 

fв 
— интенсивность поступления активности радионуклидов в воду водоема-
охладителя 
Gст 
— массовый расход стока воды из водоема-охладителя 
Gисп 
— массовый расход воды, испаряющейся с зеркала водоема-охлади-

теля 
Gф 
— массовый расход вертикального потока воды, фильтрующейся через 
донные отложения 
H 
— средняя глубина водоема-охладителя 
Kij 
— функция перехода (коэффициент накопления) радионуклида из 
i-го компонента системы в j-й компонент 
M 
— масса компонента системы 
ni 
— квантовый выход γ-квантов, β- или α- частиц при радиоактивном 
распаде радионуклида 
P 
— мощность дозы ионизирующего излучения 
Pд 
— интенсивность поступления активности радионуклидов в донные 
отложения 
qij 
— интенсивность перераспределения активности из i-го компонента 
системы в j-й компонент 
S 
— площадь поверхности дна водоема-охладителя 
Vв 
— объем воды в водоеме-охладителе 
w 
— параметр, определяющий темп (скорость) накопления радионуклида 
в донных отложениях 
Γси 
— керма-постоянная радионуклидного источника γ-квантов 
Λ 
— параметр самоочищения воды водоема-охладителя 
λ 
— постоянная радиоактивного распада радионуклида 
µi 
— линейный коэффициент ослабления γ-квантов с энергией, излучаемой 
i-м радионуклидом, в веществе (воде или донных отложениях)
ϕв 
— интенсивность потерь радионуклидов из воды водоема-охладителя 
ϕд 
— интенсивность потерь радионуклидов из донных отложений водоема-
охладителя 

Введение

Широкомасштабное развитие атомной энергетики с одновременным 
повышением требований к обеспечению безопасности, минимизации негативных 
факторов воздействия на окружающую среду требуют проведения 
детального количественного анализа поступления и накопления радионуклидов 
в природных комплексах. Одним из важнейших объектов поступления 
радионуклидов при эксплуатации АЭС является водоем-охладитель. 
Анализ и математическое моделирование процессов миграции и накопления 
радионуклидов в компонентах водоема-охладителя позволяют получить 
необходимую информацию, исходные данные для расчетных оценок дозовых 
нагрузок на население в регионе размещения АЭС. Допустимые уровни 
облучаемости населения чрезвычайно малы, и непосредственные измерения 
таких дозовых нагрузок затруднительны. Более информативными оказываются 
расчетные оценки на основе математических моделей, достаточно 
адекватно описывающих реальные процессы переноса и накопления радионуклидов 
в природных комплексах. 
В соответствии с Санитарными правилами проектирования и эксплуатации 
атомных станций (СП АС-03) установлены допустимые суточные 
выбросы и сбросы, при которых облучаемость населения не превышает выделенной 
на АЭС дозовой квоты 0,25 мЗв/г (0,2 мЗв от газоаэрозольных выбросов 
и 0,05 мЗв от радионуклидов жидких сбросов). Отсюда следует, что 
уровни облучаемости населения от радионуклидов, поступивших в компоненты 
водоема-охладителя, не должны превышать 5 % дозовых нагрузок от 
естественного фона (около 1 мЗв). Незначительные дополнительные дозовые 
нагрузки на население соответствуют малым содержаниям радионуклидов 
в водоеме-охладителе. Для достоверного определения радионуклидного 
состава и активности радионуклидов необходимо использовать высокочувствительную 
аппаратуру и большой объем отбираемых проб. Активность 
всех поступающих в воду радионуклидов в условиях нормальной эксплуатации 
АЭС в среднем не превышает ~1011 Бк/год. При объеме воды ~109 м3 
дополнительное повышение ее активности составит не более 100 Бк/м3. 
При этом активность глобальных радионуклидов может существенно превышать 
значения активности радионуклидов АЭС. В процессе разработки 
математических моделей процессов переноса и накопления радионуклидов 
в системе водоема-охладителя необходимо располагать данными об их содержании 
во всех компонентах в один момент времени. Это обстоятельство 
еще более усложняет процедуру получения количественной информации, 
необходимой для настройки и отладки соответствующих расчетных алгоритмов, 
позволяющих получить оценки активности в отдельных компонентах 
водоема-охладителя и в итоге дозовые нагрузки на население в регионе 

размещения АЭС. Для описания процессов переноса и накопления радионуклидов 
АЭС в экологической системе водоема-охладителя в настоящее 
время наибольшее распространение нашли имитационные камерные модели, 
в которых используются феноменологические параметры (коэффициенты 
накопления) для перемещения радионуклида из одной камеры в другую. 
Полученные с применением камерных моделей данные по содержанию 
радионуклидов (активности) могут быть использованы для прогнозирования 
дозовых нагрузок на гидробионты, бентофаги, водную растительность и т. д.
В рамках санитарно-гигиенического принципа нормирования радиацион - 
ного загрязнения водоемов — охладителей АЭС требуется оценить дозовые 
нагрузки на население в регионе размещения АЭС по всем возможным путям 
облучаемости. Водоем-охладитель необходимо рассматривать как объемный 
излучающий источник, который формирует дозовую нагрузку внешнего 
облучения на находящегося вблизи водоема человека. Законодательство 
не запрещает использование воды водоема-охладителя в качестве питьевой; 
разрешается употреблять рыбу в пищу; воду можно применять для полива 
сельскохозяйственных культур, водопоя скота и т. д.

1. Радионуклидный состав компонентов  
водоема — охладителя АЭС

При эксплуатации АЭС радионуклиды (продукты деления и продукты 
активации) попадают в окружающую среду с газоаэрозольными выбросами 
в атмосферный воздух и с жидкими сбросами — в водоем-охладитель, который 
используется на АЭС для прямоточного охлаждения конденсаторов турбин. 
Из-за организованных (проектных) и неорганизованных протечек за 
пределы контура циркуляции поступает содержащий радионуклиды теплоноситель. 
Образовавшиеся в результате протечек жидкие радиоактивные  
отходы собираются, очищаются от радионуклидов и вновь возвращаются 
в систему технического водоснабжения АЭС. Контур циркуляции заполняется 
водой с низким содержанием примесей, которое обеспечивается 
обработкой воды на установках химической водоочистки (ХВО). Жидкие 
радиоактивные среды перед их возвратом в контур циркуляции подвергаются 
очистке от радионуклидов на установках спецводоочистки (СВО). 
Несбалансированность указанных потоков воды приводит к образованию 
сравнительно небольших количеств жидких радиоактивных сред (дебаланс-
ные воды), которые должны быть выведены из основного цикла циркуляции 
и направлены в водоем-охладитель. Это не единственный источник поступления 
радионуклидов в водоем-охладитель. 
В незамкнутый контур охлаждения конденсаторов турбин радионуклиды 
могут попадать при наличии в нем негерметичных участков. Через заглубленный 
под уровень воды сбросной канал радионуклиды поступают в водоем-
охладитель. На АЭС жидкие радиоактивные среды также образуются при 
обработке спецодежды персонала и функционировании душевых. После соответствующей 
очистки от радионуклидов и вредных химических соединений 
эти среды сбрасываются в водоем-охладитель. Распространение газоаэрозольных 
выбросов в атмосферном воздухе сопровождается выпадением 
содержащих радионуклиды аэрозольных частиц на водную поверхность водоема-
охладителя. Кроме того, аэрозольные частицы, выпавшие за пределами 
водоема-охладителя, поступают в него с талыми и ливневыми водами. 
При этом конкретный водоем характеризуется индивидуальной территорией 
водосбора, с которой радионуклиды могут попасть в водоем-охладитель. 
Несмотря на различные пути поступления радионуклидов АЭС в систему 
водоема-охладителя, первоначально они попадают в воду. В дальнейшем 
в результате различных миграционных процессов происходит перераспределение 
радионуклидов между компонентами водоема-охладителя. При 
этом радионуклиды накапливаются в гидробионтах, водной растительности, 
бентофагах и донных отложениях. В воде радионуклиды могут нахо-

диться в виде растворимых или нерастворимых соединений, сорбироваться 
на взвешенных в воде твердых частицах. Радионуклиды в виде нерастворимых 
соединений и сорбированные на твердых частицах вследствие гравитационного 
осаждения накапливаются в донных отложениях. Кроме того, 
при фильтрации воды через донные отложения часть радионуклидов будет 
сорбироваться и задерживаться в них, в том числе и в виде растворимых соединений. 
Гидробионты при отмирании и с их прижизненными выделениями 
транспортируют накопленные радионуклиды в донные отложения. Водная 
растительность в конце вегетационного периода также является источником 
поступления радионуклидов в донные отложения. 
Таким образом, в системе водоема-охладителя донные отложения оказываются 
основным депозитарием поступивших различными путями в воду 
радионуклидов. Относительно высокое содержание радионуклидов позволяет 
получать надежные количественные данные по радионуклидному составу 
и удельным массовым активностям в донных отложениях. Поэтому измеренные 
значения активности ряда радионуклидов в донных отложениях могут 
быть использованы при верификации математических моделей переноса 
и накопления радионуклидов в экологической системе водоема — охладителя 
АЭС.
Источниками загрязнения водоема-охладителя радионуклидами АЭС 
являются:
• сбросы дебалансных вод;
• протечки содержащей радионуклиды воды в контур системы прямоточного 
охлаждения конденсаторов турбин;
• сбросы вод спецпрачечных и душевых (после систем их очистки);
• выпадения радиоактивных аэрозолей из газоаэрозольного выброса 
АЭС на поверхность зеркала водоема-охладителя;
• перенос талыми и ливневыми водами радионуклидов с территории 
водо сбора водоема-охладителя.
Все перечисленные источники радиоактивного загрязнения содержат 
продукты деления и продукты активации. Продукты деления могут поступать 
в окружающую среду (в частности, в водоем-охладитель) только при 
наличии дефектов оболочек твэлов. Выход в теплоноситель является первым 
и необходимым этапом миграционного процесса продуктов деления, в 
результате которого радионуклиды попадают и накапливаются в различных 
природных комплексах. 
В результате достаточно редкого события — тройного деления в активной 
зоне нарабатывается радионуклид 
1
3H
T
≡
 (сверхтяжелый изотоп водорода — 
тритий) с периодом полураспада T1/2 = 12,4 лет. Радиоактивный 
распад трития сопровождается излучением β–-частиц с максимальной энергией 
Eβ– = 18 кэВ. Газообразный тритий окисляется и поэтому в компонентах 
водоема-охладителя, как правило, присутствует в виде содержащей тритий 
воды (НТО). Поступивший в организм человека с питьевой водой или при 
употреблении гидробионтов (например, рыбы) в качестве продуктов питания 
тритий замещает в молекулах биологической ткани стабильный водород. 
В результате радиоактивного распада трития формируется дозовая нагрузка 
внутреннего облучения β–-частицами. Следует отметить и негативное 

влияние изменения структуры молекулы биологической ткани, обусловленное 
превращением химического элемента водорода в гелий 
1
3
2
3
T
He
→
(
)
−
β
.

Деление топливных ядер сопровождается образованием многочисленных 
радиоактивных изотопов йода. Наибольшим выходом в реакции деления 
обладают относительно короткоживущие изотопы 53
131I  (T1/2 = 8 суток) и 

53
133I  (T1/2 = 20 часов). Радиоактивные изотопы йода, попадая в водоем-охладитель, 
накапливаются в водных растениях и гидробионтах, в частности, 
в рыбе. В организм человека радиоактивные изотопы йода поступают при 
употреблении рыбы в пищу и с питьевой водой и накапливаются в щитовидной 
железе. Дозовая нагрузка на щитовидную железу формируется образующимися 
при радиоактивном распаде γ-квантами и β–-частицами. Из радиоактивных 
продуктов деления необходимо отметить изотопы цезия 
55
134Cs

(T1/2 = 2,06 года), 
55
137Cs  (T1/2 = 30,14 лет) и стронция 38
90Sr  (T1/2 = 28,5 лет), 
которые попадают в организм человека по пищевым цепочкам. Радиоактивные 
изотопы цезия с точки зрения химических реакций являются аналогами 
стабильного калия, а радиоактивные изотопы стронция — аналогами 
стабильного кальция. В молекулах биологической ткани атомы стабильного 
калия замещаются радиоактивными изотопами цезия, а атомы стабильного 
кальция — радиоактивными изотопами стронция.
В реакциях поглощения нейтронов (n, γ), (n, p) и (n, α) в топливе, конструкционных 
материалах, теплоносителе и т. д. образуются радионуклиды — 
продукты активации. При активации топливных ядер образуются 
трансурановые элементы, которые характеризуются большими периодами 
полураспада и излучением α-частиц при радиоактивном распаде. Важнейшими 
трансурановыми элементами являются: нептуний 
93
237Np  (T1/2 = 
= 2,2 · 106 года), плутоний 
94
239Pu  (T1/2 = 2,4 · 104 года), америций 
95
243Am  (T1/2 = 
= 7,95 · 103 лет), кюрий 96
242Cm  (T1/2 = 162 суток). Трансурановые элементы могут 
попасть в окружающую среду только при наличии дефектов в оболочках твэлов, 
при которых теплоноситель имеет прямой контакт с топливной матрицей. 
В этом случае микрочастицы топливной матрицы с трансурановыми элементами 
вымываются теплоносителем и с жидкими сбросами могут попадать 
в водоем-охладитель. Однако заметное поступление трансурановых элементов 
в окружающую среду возможно только в аварийных ситуациях с существенным 
повреждением активной зоны. В частности, при авариях с плавлением 
активной зоны есть вероятность значительного выхода трансурановых 
элементов в окружающую среду и, в частности, в водоем-охладитель. 
В ядерных реакторах большой мощности канальных (РБМК) тритий нарабатывается 
в основном в реакциях активации дейтерия 1
2H
H.
1
3
( , )
n γ
 В водо- 
водяных энергетических реакторах (ВВЭР) для компенсации медленных 
процессов изменения реактивности используют введение борной кислоты. 
Наработка трития в этом случае осуществляется в реакции 
5
10
2
B
H.
1
3
( ,
)
n
α
 
Выход трития в реакциях активации существенно превышает его наработку 
в результате реакций тройного деления во всех типах ядерных реакторов. 
Следует отметить, что на АЭС с ВВЭР поступление трития в водоем-охладитель 
превышает соответствующее значение для АЭС с РБМК. Радиоактивный 
изотоп углерода 
6
14C  (T1/2 = 5 670 лет), так же как и тритий в молекулах