Ядерно-физические технологии в интересах устойчивого развития

Главной задачей исследований является использование наукоёмких технологий для улучшения жизненного уровня людей и поиска новых путей гармонизации отношений в системе природа – общество – человек.

Естественно, что в настоящее время на первое место выдвигаются экологические программы. Стратегия выживания человека может строиться только на почве согласования со стратегией природы. Естественная биота уже не способна компенсировать возмущения среды, производимой жизнедеятельностью человека и сегодня необходимо найти выход из того тупика, в который завела человечество идеология покорения природы.

Например, рассмотрим глобальное потепление на земле. Одна из причин этого-сжигание углеводородного топлива. Можно ли предотвратить глобальное потепление ещё как-то, кроме ограничения промышленных выбросов? Конечно, с помощью разработки новых технологий, создания новых источников энергии, нужны новые проекты, призванные уменьшить количество ультрафиолета, проникающего на землю.

В настоящий момент способом радикального решения этой задачи, видимо, является разработка и широкое внедрение различных технологий по утилизации промышленных выбросов.

Одно из перспективных направлений – это экологические ускорители, которые на наш взгляд найдут широкое применение при уничтожении химического оружия в очистке дымоходных газов промышленных электростанций и металлургических предприятий.

Одним из наиболее обещающих и принципиально новым средством для инициирования и проведения различных физических и химических процессов в индустрии будущего являются интенсивные пучки заряженных частиц мощностью 100 кВт и более, в особенности пучки электронов. С технологической точки зрения электронные пучки – это ни что иное, как поток «идеальной» энергии в хорошо контролируемой форме. Такие пучки могут быть легко модулированы во времени и в пространстве. Кроме того, они могут управлять потоками вторичных электронов. В результате чрезвычайно высокой гибкости рабочий режим ускорителя электронов может быть оптимально согласован с требованиями технологического процесса. Поэтому уникальные возможности электронных пучков привлекают большое внимание и приводят к быстрому развитию исследований в области радиоционной физики и химии, радиоционной модификации полимеров и других материалов.

Ведутся разработки и исследование нового, не традиционного направления в технике ускорителей для радиационных технологий. Разрабатываемый ускоритель имеет четыре основные технологические особенности:

• •    Использование холодных катодов с пороговыми и эмиссионными характеристиками допускает применение синусоидального напряжения для формирования импульсов тока электронного пучка;

• •    Много пучковый, много оконный вариант ускорителя позволяет конструировать систему вывода пучка с очень большой суммарной площадью выводных окон посредством увеличения числа малых окон;

• •    Малые размеры выводных окон позволяют уменьшить толщину выводных фольг и потери энергии электронов в фольгах;

Использование источника высокого напряжения, основанного на коаксиальном вакуумном резонаторе, существенно улучшает добротность и эффективность преобразования энергии промышленной сети в энергию электронного пучка.

Для проверки указанных выше новых технологических решений была создана масштабная модель ускорителя с параметрами: энергия электронов – 200 кэВ, импульсный ток пучка – 1 А, длительность импульса 10 мкс, частота повторения импульсов – 18 кГц, средняя мощность пучка 20 кВт.

Предложенный метод состоит из двух стадий. На первой стадии дымоходные газы подвергаются облучению жестким ультрафиолетом (с соответствующим спектром излучения) в постоянном электрическом поле, которое приводит к частичному разделению NO и SO 2 от остальной части дымоходных газов. На второй стадии эта частично разделенная смесь NO и SO 2 подвергается воздействию газообразной струи, состоящей из молекулярной смеси N 2 + H 2 и пучка быстрых электронов с энергией 200-400 кэВ. Это облучение ведет к преобразованию NO x и SO 2 окислов в чисто воздушные компоненты (N 2 +H 2 O) и образованию чистой серы вместо большой массы нитратов и сульфатов аммония в традиционном методе «Ebara». В этом методе полностью исключается использование опасного аммиака. Общая масса субпродукта (чистой серы) уменьшается в 10 раз. Стоимость субпродукта (чистой серы) выше, чем солей аммония в методе «Ebara». Благодаря уменьшению количества газа, облучаемого электронным пучком, и уменьшению требуемой энергии электронов (200400кэВ), потребление энергии резко сокращается. Это аналогично использованию катализатора в химической реакции.

Наряду с указанными выше исследованиями были проведены работы по изучению возможности повышения эффективности радиационных технологий посредством использования вторичных электронов для возбуждения молекул газовой смеси. Поскольку число вторичных электронов существенно превышает число первичных быстрых электронов, их участие в процессе возбуждения может существенно усилить плазмо-химическое инициирование процессов конверсии вредных окислов газовой смеси. В традиционных ускорителях для радиационных технологий, которые имеют непрерывный пучок электронов, возможность применения постоянного во времени электрического поля для увеличения энергии вторичных электронов до величины, превышающий порог возбуждения, ограничена электрическим пробоем плазменного промежутка. Поэтому предлагается использовать ВЧ электрическое поле.

В разрабатываемом ускорителе импульсный ток электронного пучка формируется ВЧ полем. Средняя скважность импульсов тока примерно равна 10, поэтому возникает возможность использования постоянного электрического поля для ускорения вторичных частиц. За время длительности импульса тока 10мкс электрический пробой не успевает развиться, и напряженность поля может быть увеличена до величины, достаточной для получения требуемой энергии вторичных электронов.

Измерения интенсивности спектральных линий оптического излучения возбужденных молекул показали, что плотность возбужденных молекул может быть увеличена в десятки раз. Приведены зависимости интенсивности различных спектральных линий от напряженности электрического поля, в которое инжектируется электронный пучок 200 кэВ модели ускорителя. Процесс увеличения эффективности возбуждения молекул газа имеет простой пороговый характер. Пороговая напряженность электрического поля немного отличается для различных спектральных линий и лежит в районе 6-8 кВ/см.

Полученные предварительные результаты показывают, что имеется принципиальная возможность существенного увеличения эффективности возбуждения молекул электронным пучком и повышения производительности радиационно-стимулированных процессов конверсии вредных примесей газовой смеси.

Вода из скважины выкачивается насосом и подается в двухкамерный электролизер, где происходит частичная диссоциация воды с разделением примесей по катионному и анионному составам. Электролизер питается от выпрямительного агрегата. После диализа вода поступает в первичный отстойник, где происходит коагуляция взвешенных частиц на сольватном слое активизированных в электролизере гидроксидах металлов. Отстоенная вода насосом перекачивается в электростатический нейтрализатор, в котором смешивается с воздухом, нагнетаемым вентилятором через устройство окисления воздуха. В нейтролизаторе происходит интенсивный массообмен и дробление частичек воды с активным озонированием лучевыми активаторами воздуха. Подготовленная таким образом вода поступает во вторичный отстойник – накопитель очищенной воды, подвергающийся электронному облучению для дополнительного обеззараживания и стабилизации воды.

Электроядерный способ производства энергии и трансмутации долгоживущих радиоактивных изотопов подкритическими системами, управляемыми внешними источниками заряженных частиц. Этот метод в атомной энергетике, основан на делении тяжелых ядер в подкритических системах, управляемыми внешними источниками заряженных частиц.

Электроядерный способ включает получение потока тепловых нейтронов, образующихся в протяженных мишенях из свинца, висмута или урана под действием пучка заряженных частиц.

Созданный поток тепловых нейтронов, в свою очередь, производит деление тяжелых ядер урана – 238 с обогащением до 10% урана – 235 в тепловыделяющих элементах, размещенных в подкритической сборке, представляющей собой куб с ребром 120 см, составленный из блоков замедлителя (полиэтилен, графит, гидрит циркония).

Подкритическая сборка обеспечивает коэффициент умножения нейтронов в пределах K eff ≤ 0,975 и тепловую мощность 3 ÷ 10 КвТ, достаточную для изучения процессов электроядерной технологии и скоростей реакции трансмутации младших актинидов и долгоживущих осколков деления.

Для повышения эффективности процесса, скорости и равномерности выгорания делящихся материалов облучение зареженными частицами подкритической системы ведётся двумя внешними источниками с двух сторон системы и ядерные материалы окружают графитом.

В настоящее время в мире еще нет ни одной электроядерной устоновки, одноко такие устройства с различным уровнем тепловой мощности проектируется и уже близки к началу строительства в нескольких странах. Главными достоинствами электроядерных АЭС является их безопасность и безотходность. С выключением пучка заряженных частиц, падающих на мишень, прекращается ядерная реакция. Производство электроэнергии электроядерной АЭС будет в десятки раз дешевле, чем на электростанциях с угловодородным топливом. Успех создания нового поколения АЭС, по нашему мнению, усилит перспективные преимущества ядерной энергетики, повысит её инвестиционную привлекательность, удешевит производство электроэнергии.

Рассмотрим получение энергии и трансмутации радиоактивных изотопов подкритическими системами, управляемыми внешним источником заряженных частиц, и увеличение длительности кампании в результате уменьшения частоты перегрузок тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) за счет достижения равномерности энерговыделения и равномерности выгорания делящихся материалов при одновременном снижении экономических затрат.

Выделение энергии осуществляется в цепочке ядерных превращений под действием нуклонов, π – мезонов, γ – квантов, которые приводят к образованию низкоэнергетических нейтронов и которые, в свою очередь, вызывают деление тяжелых ядер (Th, U, Pu, Np, Am), при которых происходит образование нейтронов, γ – квантов и выделение энергии в веществе за счет замедления образующихся осколков деления. Инициирование такой сложной цепочки ядерных превращений осуществляется пучками частиц (n, p, π – мезонов), падающих на мишень, окруженную подкритической средой (бланкет), в которой происходит умножение нейтронов и в которой, собственно, и происходит крупномасштабное выделение энергии, интенсивный захват нейтронов радиоактивными ядрами топливного цикла, помещенных в подкритическую систему и приводящий к переводу их в короткоживущие или стабильные, а в случае размещения стабильных изотопов и производство источников ионизирующего излучения за счет реакций поглощения нейтронов или за счет реакций расщепления (n, xn, yp, p, xn, yp, zа).

Основной особенностью предлагаемого способа производства энергии является развитие и образование нуклон-мезонного каскада в размножающейся среде под действием ускоренных до высоких энергий заряженных частиц, формирование высоких потоков нейтронов и осуществление крупномасштабного деления ядер Th, U, Pu, Np, Am.

Основная цель работы - создание действующей модели электроядерной установки и проведение на ней в последующие годы широкой программы научно-технических исследований, необходимых для создания полномасштабных электроядерных и трансмутационных установок промышленного назначения. Конечная цель - создание нового поколения безопасных и безотходных реакторов.

Уран – полиэтиленовая подкритическая сборка (максимальный коэффициент умножения * 0,975) представляет собой куб с ребром 120 см.

Сборка собирается из кубиков полиэтилена с готовыми каналами, для установки ТВЭлов, расположенных в прямоугольной решетке с шагом равным 20 мм (рис. 1).

В центре сборки размещается нейтронопроизводящая мишень Pb (80 мм х 80 мм х 580 мм). В активной зоне подкритической системы предусмотрены экспериментальные каналы 0 20мм для размещения мишеней (в том числе и радиоактивных) и каналы для мониторирования плотности потока нейтронов.

Рассматривается возможность создания установки на базе тепловыделяющих элементов для исследовательских реакторов типа ЭК–10 из UО 2 с обогащением 10% и с числом топливных стержней, обеспечивающих коэффициент умножения М равным 50. , сборка содержит 265 таких ТВЭЛов.

Загрузка топлива почти оптимальная. Подкритическая сборка имеет систему компенсации реактивности, которая состоит из управляемых на расстоянии стержней, содержащих карбид бора.

Облучения исследуемых образцов производится в экспериментальных каналах с диаметром 20 мм, расположенных на расстоянии от центра сборки 10 см. Сборка (рис. 2)

окружена графитовыми брусками (графит высокой чистоты), которые являются боковыми рефлекторами (ширина бруска – 300 мм). Подкритическая сборка устанавливается на подвижную площадку, которая позволяет перемещать сборку в двух направлениях относительно оси пучка протонов.

Для измерения различных функционалов в системе предусмотрены два аксиальных канала в графитовом отражателе и один радиальный канал на половине высоты сборки. Предусмотрена возможность установки свинцовой мишени в форме параллелепипеда, состоящего из 12 неподвижных свинцовых блоков с размерами 80 х 80 х 50 мм² в центре сборки.

Особое внимание обращено на аспекты ядерной безопасности подкритической сборки. Предлагаемый проект и состав материала подкритической сборки позволяют поддерживать величину коэффициента умножения kff <  0,98 для всех возможных изменений внешних факторов (температура, давление, а также в гипотетическом случае затопления сборки водой).

Для того, чтобы гарантировать действие подкритического устройства как надежное и безопасное, предусматриваются следующие основные системы: система контроля защиты; система дозиметрического контроля; система сигнализации; система снабжения электричеством; физическая система защиты и охранная сигнализация; противопожарная система; система охлаждения; система связи; контейнер.

Вычисления показали, что в экспериментальных каналах подкритических систем, в принципе, могут быть формированы различные спектры нейтронов, которые будут иметь место в будущих системах: быстрые, резонансные и тепловые. В нашем случае создается сборка с тепловым спектром нейтронов. Вычисления также показали, что энергетические спектры для тепловой сборки отличаются от любых реакторных спектров. А именно, в диапазоне энергии от 1 до 104 eV, зависимость нейтронного потока от энергии очень слаба, и позволяет получать данные по нейтронным сечениям для резонансной области. Измерение энергетических спектров в различных точках внутри экспериментальных каналов выполняются на основе активационной техники.

В области энергии 30 keV – 15 MeV применяются тонкопленочные счетчики, трековые твердотельные детекторы. Для определения спектра нейтронов в области энергии больше 15 MeV используются реакции расщепления на следующих ядрах: ²³²Th, ^{235, 236, 238}U, ²³⁷Np, ^239,240,241Pu. На ядрах ¹⁰B и 6 Li будут использоваться реакции (n, a) .

В области энергии <  30 keV применяются фольги из индия, золота, вольфрама, марганца. Измерение спектра нейтронов в области энергий E >  15-20МэВ. Применяется пороговые реакции (n,p), (n, a ), на ядрах Al, Ti, Pb, Bi.

Восстановление энергетического спектра нейтронов в подкритической системе производится на основе методов, развитых в физике реакторов и нейтронной физики на основе измеряемых экспериментально активационных интегралов:

I j a(E) (E)aE , где a(E) - есть секция различных реакций;

(у) ( n, xu, yp, Z A i ) для широкого набора остальных ядер.

Подкритическая система с коэффициентом размножения keff=0,98 облучалась быстрыми нейтронами с энергией E n =3,1 МэВ. Нейтроны генерировались генератором нейтронов НГ-121 . Поток испущенных нейтронов составлял А 1 =Ы0 нейтрон/с.

Длина активной зоны сборки составляет 50 сантиметров. «Точка» рождения нейтронов генератором НГ - 12 - 1 имеет координату z= –10 см.

В качестве второго источника нейтронов использовался ²⁵²C f , имеющий поток нейтронов А₂=2 - 10⁷ нейтрон/с.

Источник располагался на оси OZ в точке с координатой Z=45 см.

Из результатов (рис. 3) следует, что плотность потока нейтронов вдоль оси OZ в активной зоне подкритической системы становится почти постоянной. Среднее отклонение плотности потока нейтронов и, соответственно, выгорание делящегося топлива в диапазоне Z = 2 - 48 см не превышает 5%.

Электронное научное издание «Устойчивое инновационное развитие: проектирование и управление»

www.rypravlenie.ru                                                                 том 7 № 4 (13), 2011, ст. 8

Выпуск подготовлен по итогам Международной конференции по фундаментальным проблемам устойчивого развития в системе природа – общество – человек (24 и 25 октября 2011 г., проект РФФИ №11-06-06128-г).

	о о о о о о о о о о о о	о о о о о о о о о о о о	о о о о
о о о о	о о о о	о о о о	о о о о	о о о о
о о о о	о о о о	4	о о о о	о о о о
о о о о	oQo ° о о1 "О о	°М°О° о о о о	О CD CD CD	CD (D (D
	о о о о	............1........................ .......................................................... .............................. ................................ ......................................	о о о о	о о о о
о о о о	о о о о	.............................. .............................. .........5.....................	о о о о	о о о о
о о о о	о о о о о о3-о о		о о о о	о о о о
о о о о		о о о о	о о о о	о о о о
о о о о	о о о о	о о о о	о о о о	о о о о
о о о о	о о о о	о о о о	о о о о	о о о о
	о о о о	о о о о	о о о о
	о о о о	о о о о	о о о о
	о о о о	о о о о	о о о о
2	о о о о	о о о о	о о о о

Условные обозначения:

• 1    – экспериментальные каналы;

• 2    – каналы для мониторирования нейтронного потока;

• 3    – каналы для размещения топлива;

• 4    – каналы для стержней компенсации;

• 5    – нейтроно-производящая мишень.

• Рис. 1. Центр подкритической сборки

Электронное научное издание «Устойчивое инновационное развитие: проектирование и управление»

www.rypravlenie.ru                                                                 том 7 № 4 (13), 2011, ст. 8

Выпуск подготовлен по итогам Международной конференции по фундаментальным проблемам устойчивого развития в системе природа – общество – человек (24 и 25 октября 2011 г., проект РФФИ №11-06-06128-г).

подкритической системы быстрыми нейтронами.

a – источник нейтронов НГ-12-1;

б – два источника нейтронов НГ-12-1 и ²⁵²C f .

Рис. 3. Функция плотности потока медленных нейтронов вдоль оси Z

Учитывая, что будущее за атомной энергетикой, на первое место выдвигается вопрос масштабности проблемы.

Известно, что в 31 стране мира эксплуатируется 432 ядерных энергоблока и еще 53 – строится. Например, Япония подтвердила строительство 20 новых ядерных энергоблоков, Китай наметил к 2020 году довести суммарную мощность до 50 ГВт. Россия ведёт строительство АЭС в Иране, Индии, Беларуссии. Все эксплуатирующиеся энергоблоки необходимо модернизировать, поэтому все ведущие страны вкладывают миллиарды долларов в научные разработки нового поколения АЭС. Масштабное использование технологии электроядерных установок при проведении модернизации АЭС даст колоссальную прибыль тем инвесторам, которые получают право на использование перспективной технологии создания нового поколения АЭС.

Следует также отметить, что с учетом всей энергетической цепочки производства и потребления электричества АЭС дают Выход СО 2 в 40-100 раз меньше по сравнению с современными энергетическими цепочками углеводородного топлива. Отличительной чертой ядерной энергетики является включение во внутренние издержки производства расходов на обеспечение безопасности, обращение с радиоактивными отходами (РАО) и снятие энергоблоков с эксплуатации. Эти расходы включаются в цену энергии АЭС.

Все выше изложенное свидетельствует не только об огромном экономическом эффекте, но и об экологическом аспекте исследуемой проблемы. Финансовая выгода от вложения средств в это направление будет огромна, нужны финансовые вложения только на первом этапе создания прототипа АЭС.

Достаточно привести оценку на примере ввоза в Россию облученного ядерного топлива (ОЯТ). Ввозимое ОЯТ имеет огромную ценность, поскольку его можно использовать в новых типах АЭС, предлагаемых нами. Причем прибыль не только в контрактных деньгах. Дело в том, что в конце концов ОЯТ можно переработать и снова пустить в оборот. С учетом нынешней тенденции обеспеченности сырьевыми ресурсами это приобретает более чем существенное значение. За последние 20 лет тенденция такая-нефти больше извлекается, чем открывается. Прогноз специалистов грустный-лет через 15-20 дешевая нефть, которую легко извлечь, закончится, и добыча будет связана с гигантскими финансовыми затратами. А поэтому неизбежно придется снова поставить вопрос о ядерной энергетике.

Известно, что в облученном ядерном топливе содержится более 90% ценного сырья, которое может быть вновь использовано в ядерной энергетике. Не случайно Франция активно занимается этим бизнесом: для фирмы «Кожема», как известно, основная деятельность-переработка ОЯТ. Что касается России, то наша страна является одним из крупнейших поставщиков «свежего» ядерного топлива на атомные станции различных стран. Получив законодательное право забирать обратно, то топливо, которое мы поставляем на мировой рынок, на переработку, мы получаем право существенно поддержать своего поставщика «свежего» ядерного топлива. Сейчас Россия претендует на 20 тысяч тонн «чужого» ОЯТ. Это сырье для изготовления 19,5 тысяч тонн «свежего» ядерного топлива.

Для изготовления такого количества нового топлива, не будь сырья в виде ОЯТ, нужно было бы извлечь 6 миллионов тонн урановой руды. 6 миллионов тонн урановой руды – цифра для России весьма существенная (разведанные запасы урана у нас оцениваются всего-навсего в 180 миллионов тонн). Россия из года в год тратит урана значительно больше, чем добывает. Нехватка урана растет. На прямой вопрос в Минатоме прямо и отвечают: его действительно не хватает. Независимые эксперты обращают внимание на то, что, возможно, уже в недалеком будущем придется экспортировать урановую руду из других стран-Австралии (запасы 900 млн. тонн) Казахстана (860 млн. тонн) или ЮАР (650 млн. тонн). Но экспорт урановой руды обошелся бы весьма в круглую сумму.

Следовательно, 20 тысяч тонн ОЯТ могли бы восполнить нехватку природного урана в стране. Этого сырья было бы достаточно и для нынешней атомной энергетики, которую в Минатоме планируют иметь завтра, послезавтра. 20 тысяч тонн ОЯТ по энергетической ценности сравнимы с производством органического топлива в России – даже при использовании традиционных технологий на уже действующих АЭС.

По оценке специалистов, изготовленное из 20 тысяч тонн ОЯТ новое топливо при использовании на традиционных АЭС с реакторными установками ВВЭР позволит заместить 410 - 470 миллионов кубометров газа. Или, наконец, 820-940 миллионов тонн угля. Россия могла бы обеспечить более 30% потребности мирового рынка обращения с ОЯТ, получив на соответствующих услугах 120 миллиардов долларов.

Создание на базе нового поколения безопасных и безотходных АЭС позволит перерабатывать более 60 - 70% ОЯТ мирового рынка, в том числе и с Российских АЭС. Это составит более 800 миллиардов долларов.

Для оздоровления экологической обстановки на Земле предлагаются новейшие технологии обезвреживания высокотоксических соединений, например химических отравляющих веществ, которых в мире накоплено огромное количество (зарин, зоман, табун, иприт, фосген, люизит, синильная кислота и др.). Патент на изобретение № 2185219 от 24.09.2001.

Способ включает получение газовой смеси обезвреживаемого токсичного соединения с активирующим процесс обезвреживания реагентом, обработку полученной газовой смеси в плазменном реакторе с облучением пучком ускоренных заряженных частиц и выведением продуктов обезвреживания. Полученный в плазменном реакторе продукт охлаждают до заданной температуры и отделяют сконденсировавшиеся при этом компоненты, которые затем возгоняют и возвращают в плазменный реактор, а компоненты, оставшиеся в газообразном состоянии, выводят в качестве продуктов обезвреживания.

Планируется создавать небольшие, компактные установки, которые будут устанавливаться в местах скопления высокотоксических соединений, это позволит повысить эффективность разложения токсичных соединений и очистки выходных продуктов процесса обезвреживания.

Предметом разработки является способ обезвреживания высокотоксичных соединений, таких как зарин, зоман, табун, иприт, фосген, люизит, синильная кислота.

Установка будет иметь развитие, состоящее в том, что обрабатываемую в плазменном реакторе газовую смесь облучают потоком ускоренных заряженных частиц. Это позволяет повысить скорость и эффективность процесса плазмохимического разложения токсичных соединений. Установка имеет другое развитие, состоящее в том, что в качестве реагента, активирующего процесс обеззараживания, используют кислород или фтор. Это позволяет подобрать активирующий газ в зависимости от вида обеззараживаемого соединения и имеющегося оборудования.

Установка имеет еще одно развитие, состоящее в том, что контролирует содержание водорода в продуктах обезвреживания и по нему судят о завершении плазмохимической обработки. Это позволяет эмпирически уточнять расчетное время завершения процесса обезвреживания.

Приведу только один пример – 2 марта 2011 года по НТВ была озвучена огромная экологическая опасность, грозящая побережью Крыма. В Чёрном море около Алушты, Ялты, Алупки обнаружены бочки с ипритом и люизитом, затопленные во время войны. Концентрация мышьяка превышает норму в 400 – 500 раз.

Можно бы привести и другие примеры, например, в Чёрном море на пути прокладки нефтепровода «Южный поток» также находится миллионы тон химических отравляющих веществ. На Балтике, где будет проходить нефтепровод «Северный поток» также находится миллионы тон химических отравляющих веществ в виде затопленных снарядов. Можно привести ужасающие примеры хранения отравляющих химических веществ во всем мире: около Японии, Китая, Германии, Франции, Испании, России (в Сибири) и других местах.

Для измерения и контроля основных параметров, характеризующих состояние атмосферных процессов, а также для решения ряда экологических проблем (снижение риска эксплуатации АЭС и других объектов ядерно-топливного цикла и прогнозирование радиологической обстановки вблизи АЭС и на большом удалении от нее). Технический результат – расширение функциональных возможностей. Для достижения данного результата проводятся экспресс-измерения непосредственно на месте проводимого исследования. При этом определяются концентрации радиоактивных инертных газов криптана и радона в атмосфере на уровне низких фоновых значений концентраций этих исследуемых изотопов. Измерение радиоактивных инертных газов криптона и радона в атмосфере осуществляется с помощью гамма-спектрометрического анализа.

Система мониторинга концентрации радиоактивных инертных газов криптона и радона успешно используется во многих чрезвычайных ситуациях, связанных с извержениями вулканов, движением тектонических плит и землетрясениях.

Известно, что в горячей текучей мантии земли идёт медленная конвекция. Верхний холодный твёрдый лигосферный слой земли этими течениями расколот на движущиеся плиты. На стыках этих плит и происходят землетрясения. Горячие потоки магмы выходящие на поверхность, создают вулканы, а застревающие и охлаждающиеся на глубине создают рудные месторождения. Все указанные процессы сопровождаются выделением инертных газов криптона (83 Kr) и радона (222 Rn). Чем выше концентрация этих газов в атмосфере, тем интенсивнее идёт процесс землетрясения или извержения вулкана.

Чрезвычайно интересно отметить, что зная геологическую историю перемещения плит, можно восстановить, где были ранее на Земле вулканы и месторождения в момент их образования.