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 доемохладитель, 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