Одной из особенностей ядерной энергетической установки, отличающей ее от установок, работающих на органическом топливе, является наличие мощных ионизирующих излучений. Причем в период нормальной эксплуатации ЯЭУ (ядерная энергетическая установка) является закрытым источником ионизирующих излучений, а в период ремонта или при возникновении аварийных ситуаций, связанных с разгерметизацией первого контура и основного оборудования, ЯЭУ становится открытым источником ионизирующих облучений.
Наиболее мощным источником излучений является ядерный реактор. При его работе, и даже после остановки, возникают достаточно интенсивные и сильнопроникающие нейтронное и гамма-излучения.
Источником нейтронного излучения в основном является реакция деления ядер, при протекании которой часть нейтронов покидает зону деления – так называемые нейтроны утечки. Причем наиболее вероятна утечка для нейтронов с высоким энергетическим спектром – до 15 ÷ 18 МэВ. Наряду с нейтронами деления в общей массе присутствуют и нейтроны, образующиеся в ходе протекания других ядерных реакций – например, при выбивании нейтрона из водорода или бериллия γ - квантом (фотонейтронная реакция), или при активации кислорода на быстрых нейтронах. По мере снижения мощности реактора величина нейтронного потока пропорционально уменьшается. По истечении 10 ÷ 20 минут после остановки реактора, когда уже нет запаздывающих нейтронов, реактор практически перестает быть источником нейтронного излучения (за исключением реакторов с бериллиевым замедлителем, в котором достаточно продолжительное время протекает фотонейтронная реакция).
Наиболее мощным источником γ -излучения является процесс непосредственного деления ядер топлива. Реакцию деления сопровождает как испускание мгновенных γ - квантов, так и появление запаздывающего γ - излучения. Кроме первичного существует вторичное γ -излучение, возникающее вследствие взаимодействия нейтронов с конструкционными материалами ядерного реактора и биологической защиты. Вторичное γ - излучение появляется вследствие радиационного захвата и отчасти неупругого рассеяния нейтронов, утекающих из активной зоны реактора, и перестает существовать при остановке реактора и исчезновении нейтронного потока. Излучение остановленного реактора определяется запаздывающим γ - излучением из активной зоны и в основном ограничивает доступ к оборудованию ЯЭУ в период ревизии и ремонта.
Большое значение имеет активность теплоносителя первого контура, возникающая вследствие облучения его нейтронами в активной зоне реактора. Воздействие нейтронов на ядра атомов теплоносителя вызывает ядерные реакции радиационного захвата 
и реакции с испусканием заряженных частиц 
Возникающее γ -излучение и протонное излучение является одной из причин наведенной активности теплоносителя. При этом вторичные изотопы,
возникающие в ходе реакций, могут оказаться неустойчивыми, и претерпевать радиоактивный распад с испусканием γ - и β -излучений.
Особенностью ЖМТ на основе висмута является появление в результате нейтронного излучения долгоживущего изотопа полония 
, являющегося мощным источником α -частиц. Наведенная активность теплоносителя после пуска реактора повышается и достигает некоторого равновесного состояния в течение определенного периода времени, после чего практически не изменяется (при условии герметичности ТВЭЛ и отсутствии протечек делящихся материалов и продуктов деления в теплоноситель из ТВЭЛ). Обычно принято различать собственную активность теплоносителя, возникающую под воздействием нейтронов на ядра атомов химически чистого теплоносителя, и активность примесей, содержащихся в
теплоносителе в растворенном или нерастворенном виде (соли, продукты коррозии и т.д.). Более долгоживущей является наведенная активность примесей, которую можно снизить очисткой теплоносителя в специальных фильтрах.
Материалы, из которых изготовлены корпус реактора и окружающие его конструкции, также подвержены наведенной активности вследствие воздействия нейтронного излучения. Активность определяется в основном такими радиоактивными изотопами, как
Последние три имеют достаточно большие периоды полураспада и сохраняют свою активность в течение нескольких недель и даже месяцев после вывода реактора из действия.
Быстрые нейтроны относительно хорошо рассеиваются ядрами тяжелых и средних элементов, однако поглощение нейтронов эффективно лишь веществами с легкими ядрами, способствующими быстрому замедлению нейтронов до энергии поглощения. Наиболее удобным материалом для защиты от нейтронов является вода. Обладая защитными свойствами вода является также хорошим теплоносителем. В воде могут растворяться некоторые химические соединения, содержащие бор и литий – также обладающие хорошими поглощающими нейтроны свойствами без испускания жесткого γ -излучения. Однако под воздействием излучений вода разлагается на водород и кислород, образуя в смеси с воздухом взрывоопасные смеси. Хорошими защитными свойствами от нейтронного изучения обладают борсодержащие стали, борированный полиэтилен и другие борсодержащие материалы.
Наиболее подходящим материалом защиты от γ -излучения является свинец. Так как свинец не относится к конструкционным материалам, для закрепления его в блоках защиты обычно используют оболочки из стали. Часто в качестве защитных материалов используется бетон с различными наполнителями – лимонитовыми и серпентинитовыми минералами. Но бетонная защита имеет большие толщины и массы, поэтому широкое применение ее в судовых условиях крайне затруднительно. В судовых ЯЭУ бетон используется только как дополнительный элемент защиты в тех случаях, когда применение других защитных материалов нецелесообразно.
В биологической защите ЯЭУ можно выделить две составные части: первичную биологическую защиту, примыкающую непосредственно к реактору и обеспечивающую ослабление испускаемого из активной зоны излучения; и вторичную биологическую защиту, предназначенную для ослабления γ -излучения из теплоносителя первого контура и ослабления нейтронов, испускаемых радиоактивными ядрами теплоносителя.
Характерным примером первичной биологической защиты является бак свинцово-водной (железо-водной) защиты, представляющий собой резервуар с водой, в котором размещается нижняя часть реактора. В бак устанавливаются свинцовые (стальные) пластины, обеспечивающие поглощение γ -излучения. Бак заполняется и прокачивается водой третьего контура ЯЭУ. Вода обеспечивает поглощение нейтронов и заодно осуществляет охлаждение нижней части корпуса реактора и свинцовых (стальных) пластин, располагающихся в баке СВЗ (ЖВЗ).
При поглощении излучений и замедлении нейтронов в материалах биологической защиты постоянно происходит выделение тепловой энергии. Поэтому при работе ЯЭУ предусматривается постоянное охлаждение элементов биологической защиты водой системы третьего контура. Величина выделяемой тепловой энергии может достигать значения 1 ÷ 1,5 % от мощности реактора. Значительная часть энергии выделяется в первых слоях защиты, толщина которых равна 4 ÷ 5 средним длинам свободных пробегов поглощаемых частиц. Внутри защиты судовых реакторов в единицу времени может выделяться энергия, измеряемая десятками и сотнями киловатт.
Масса биологической защиты может составлять до 40 ÷ 65 % от общей массы ЯЭУ. Для уменьшения объема и массы элементов биологической защиты значительную часть оборудования (реактор, парогенераторы, ЦНПК, компенсаторы объема, основные системы и трубопроводы и т.д.) стараются разместить внутри первичной защиты. Часто все оборудование ЯЭУ (кроме главного двигателя и систем, его обслуживающих) размещают в герметичном толстостенном контейнере (защитной оболочке), способном выдержать значительные давления и температуры и предотвратить утечку радиоактивных веществ в случае аварии реактора или при разрыве трубопроводов первого контура. В районе размещения реактора по бортам судна размещают цистерны биологической защиты, заполняемые водой и ослабляющие интенсивность потока излучения за борт судна.
Литература
Судовые энергетические установки. Комбинированные и ядерные установки. Болдырев О.Н. [2007]
