Экологический мониторинг криптона-85 на территории Краснодарского края тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 03.00.16, кандидат химических наук Пронько, Валентин Владимирович

• Пронько, Валентин Владимирович
• кандидат химических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат химических наук Пронько, Валентин Владимирович

ВВЕДЕНИЕ

1.1 Актуальность измерения Кг в атмосфере

1.2. Актуальность измерения Кг в подземных водах

ГЛАВА 1. ПОСТУПЛЕНИЕ 85Кг В АТМОСФЕРУ И ГИДРОСФЕРУ

1.1. Физические и химические свойства криптона

1.2. Источники радиоактивного криптона в атмосфере

1.3. Поступление 85Кг в гидросферу

ГЛАВА 2 РАДИОХИМИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ 85Кг

2.1.Измерение концентрации 85Кг в атмосфере и гидросфере в мировой практике

2.2. Выбор аналитической схемы извлечения растворённых газов из проб воды

2.3. Аналитическая система для измерения 85Кг в водах

ГЛАВА 3 РЕЗУЛЬТАТЫ МОНИТОРИНГА И PIX ОБСУЖДЕНИЕ

3.1. Мониторинг 85Кг в природных водах Краснодарского края

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экологический мониторинг криптона-85 на территории Краснодарского края»

С

1.1 Актуальность измерения Кг в атмосфере

В течение истории цивилизации человечество осваивало различные виды энергии. В настоящее время наиболее мощным являются источники атомной энергии - естественные источники органического топлива исчерпываются, а использование солнечной энергии пока что имеет очень низкий КПД. Ядерная энергия преобразуется в электрическую на атомных электростанциях.

Использование источников энергии неизбежно связано с вредным воздействием на окружающую среду. Это воздействие специфично для каждого типа источников энергии. Характерной чертой ядерной энергетики является то, что, её вредное воздействие связано с радиоактивным излучением. Атомная электростанция (АЭС) представляет собой только часть сложного и многостадийного топливно-энергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов -тепловыделяющих элементов (ТВЭЛы) и тепловыделяющих сборок (TBC). А весь процесс, начинающийся с добычи урановой руды и вплоть до переработки и захоронения отработанного топлива, носит название ядерно-топливный цикла. Сюда входит: добыча руды, переработка руды, аффинаж, производство UFö и разделение изотопов, изготовление топлива, АЭС, хранение, транспортировка и радиохимическая переработка отработавшего топлива, хранение и переработка радиоактивных отходов, вывод из эксплуатации ядерных реакторов.

Краснодарский край традиционно всегда считался сельскохозяйственным регионом, свободным, по крайней мере, от техногенного радиоактивного воздействия на окружающую среду. С точки зрения радиационного воздействия единственным видом присутствующего излучения, могущего оказывать экологическое влияние, было излучение Солнца в черноморских рекреационных зонах. К сожалению, исследования последних показали наличие риска от радиоактивного излучения и на Кубани. Троицкий йодный завод за 30 лет л эксплуатации недр накопил радиоборит в виде отвалов и водоёма на своей территории, как побочного элемента при добыче йода. Возникла реальная угроза поступления радиоактивного загрязнения в питьевые горизонты расположенного в непосредственной близости от площадки завода Троицкого Группового Водозабора, питающего город Новороссийск. Неограниченное использование калийных и фосфатных удобрений существенно повысило количество

40К и 32Р в почвах края (Невинский., Цветкова., 1998). В силу специфических физико-химических свойств калия и фосфора это повышает

117 сорбционную способность почв к изотопу Сб (Корнеев и др., 1978). Наконец, пуск в 2000 году Ростовской АЭС, находящейся в соседнем регионе и планируема перевалка отработанного и восстановленного ядерного топлива через порты и территорию Краснодарского края делает весьма актуальным контроль за целым рядом специфических изотопов, являющимися трассерами атмосферных и гидросферных процессов, связанных с ядерной деятельностью человечества.

Производство атомной энергии неизбежно связано с поступлением радионуклидов в окружающую среду, причём, необязательно во время аварийных ситуаций. Конструкции атомных реакторов и физика процессов, в них происходящих, приводит к различного видам управляемым "выбросам" накапливаемых в них радионуклидов за пределы АЭС. В настоящий момент в мире в эксплуатации находятся различные виды реакторов: реакторы с замедлением и охлаждением водой под давлением (ВВРД); реакторы с замедлением и охлаждением кипящей водой - "кипящие реакторы" (ВВРК); газоохлаждаемые реакторы (ГТРМ); газохлаждаемые реакторы повышенного типа (ГГРП); реакторы с графитовыми замедлителями, охлаждаемые лёгкой водой (ЛВГР); реакторы с замедлением и охлаждением тяжёлой водой (ТВВР) и реакторы - размножители на быстрых нейтронах - так называемые бридеры (БР). В СССР традиционно эксплуатировались реакторы ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и РБМК (реактор большой мощности канальный). Реакторы ВВЭР работают на обогащенном 235и топливе: на ВВЭР -440 обогащение 3,6%, а на ВВЭР-1000 -4,4%. Реактор РБМК, например, эксплуатировался на Чернобыльской АЭС. Наиболее принципиальные различия между двумя реакторами следующие: ВВЭР-корпусный реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК - канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель - одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель -графит, а теплоноситель - вода; в ВВЭР пар образуется во втором контуре 5 парогенератора, в РБМК - пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идёт на турбину - нет второго контура.

Почти вся электрическая энергия, вырабатываемая томными станциями, производится тепловыми реакторами, в которых быстрые нейтроны, образующиеся в процессе деления, замедляются до тепловых энергий с помощью замедлителей. Чаще всего в качестве замедлителя используется лёгкая вода, тяжёлая вода и графит. Урановое топливо фабрикуется в виде тонких стержней. Это предотвращает утечку радиоактивных делящихся продуктов в систему циркуляции теплоносителя и улучшает конфигурацию нейтронного поля, уменьшая паразитный захват нейтронов в интервале энергий, соответствующих резонансному захвату нейтронов 238и. Тепло, образующееся в тепловыделяющих элементах при замедлении продуктов деления, отводится путём принудительной конвекции теплоносителя, причём в качестве теплоносителей используют обычно лёгкую или тяжёлую воду или газообразную двуокись углерода. В реакторах на быстрых нейтронах нейтроны не замедляются, а вызывают деление урана при энергиях, близким "к тем, при которых ни образовались. Тепло в таких реакторах обычно отводится с помощью жидкого натрия, который является хорошим теплоносителем существенно замедляет нейтроны.

В процессе работы ядерного реактора в ТВЭЛах накапливаются радиоактивные продукты распада; радиоактивные элементы образуются также при нейтронной активации материала конструкции и оболочек. Изотопы попадают в систему циркуляции теплоносителя путём диффузии радиоактивных продуктов деления из небольшой доли ТВЭЛов с дефектными оболочками и вследствие коррозии материала конструкций и оболочек. Последнее приводит к появлению частиц, активирующихся при прохождении теплоносителя через активную зону реактора. Количество различных радиоактивных материалов, удалённых из работающего реактора, зависит от типа реактора, его конструкции и установленных на нём устройств для переработки и фильтрации радиоактивных отходов. В атмосферу, как правило, выбрасываются продукты деления в виде благородных газов: тритий, йод, аэрозоли. В водную среду в составе жидких радиоактивных отходов попадают обычно тритий, продукты деления и активированные продукты коррозии.

Благородные газы, образующиеся при делении. В процессе деления образуются не менее девяти изотопов криптона и одиннадцать - ксенона. Большинство из них имеют период полураспада порядка минут и секунд и распадаются до того, как мигрируют в топливе на значительную глубину. Часть благородных газов диффундирует в свободное пространство между топливом и оболочкой, приводя к наращиванию давления газа. Короткоживущие изотопы благородных газов появляются в жидких радиоактивных отходах реакторов типа ВВРД в результате просачивания их в первичный контур, по которому циркулирует находящаяся под давлением вода. Газообразные продукты могут выбрасываться также из выхлопной трубы конденсора на энергетическом контуре и при продувке или очистке противоаварийной оболочки. Эти отходы собирают обычно в баках под давлением, чтобы короткоживущие изотопы успели распасться до их выброса в атмосферу.

Большая часть активности связана с примерно равными количествами

ОО 11Г

Кг (период полураспада 2,8 ч), Хе (период полураспада 5,3 сут.), Хе

138 период полураспада 9,2 часа), Хе (период полураспада 17 мин.).

Активированные газы. Реакторы ГГРМ обычно не выбрасывают образовавшиеся в результате процесса деления благородные газы, но некоторые газы всё же образуются в процессе охлаждения реактора. Основная часть приходится на 41Аг, который образуется в процессе активации стабильного аргона воздуха и З53, образующаяся при активации примесей серы и хлора. Количество выделяющегося 41 Аг (период полураспада 1,8 ч) зависит от деталей конструкции реактора. Для усовершенствованных реакторов с баками высокого давления из предварительно напряжённого бетона главным источником 4|Аг является утечка в атмосферу теплоносителя С02, который содержит небольшое количество воздуха. Также в состав активированных газов входят тритий, 14С, изотопы йода.

В реакторах ЛВР тритий образуется в результате тройного деления урана в ядерном топливе и в результате нейтронной активации изотопов лития и бора, растворённых или находящихся в контакте с первичным теплоносителем. Появление трития в результате активационных реакций в ВВРД в основном связано с наличием бора, который используется для контроля реактивности в теплоносителе. В ВВРК это связано в основном с наличием бора в регулирующих стержнях. В реакторах ГГРМ появление трития обусловлено присутствием примесей лития в графите и паров воды в активной зоне. В ТВВР тритий образуется главным образом в результате активации дейтериевого замедлителя и теплоносителя.

Накопление радиоуглерода в топливе зависит от содержания азота в оболочке топливного элемента, хотя некоторое количество |4С образуется и в результате реакций на кислороде в оксидном топливе. Считается, что образовавшийся в металлических деталях конструкции 14С там и остаётся, а та часть его, которая образовалась в азот, растворённом в охлаждающей воде, полностью выбрасывается. В ГГРМ основным источником ,4С является утечка первичного теплоносителя (обычно несколько процентов в день), который содержит радионуклиды, попавшие в теплоноситель в результате коррозии графитового замедлителя. Сбросы ,4С представляют особый интерес в связи с большим периодом полураспада (5730 лет) и заметным вкладом в коллективную дозу.

В процессе деления образуются изотопы летучего элемента йода. Радиологический интерес представляют ,291 (период полураспада 1,6*107 лет), 131 I (период полураспада 8,04 сут.), 132 I (период полураспада 2.3 часа), 133 I (период полураспада 21 час), 134 I (период полураспада 53 мин.), ,351 (период полураспада 56,6 ч). Поскольку все изотопы йода, за исключением 129Т, имеют малые временя жизни, равновесные концентрации активности в топливе достигаются быстро; при этом интенсивность выбросов зависит от наличия повреждений в оболочках топливных элементов и скорости утечки теплоносителя. Значительная часть 1291в топливе выделяется в процессе его регенерации и вносит в выброс больший вклад, чем 1291, выделяющийся при работе реактора.

Выбросы в виде аэрозолей. Радионуклиды в форме отдельных частиц появляются непосредственно либо как продукты распада благородных газов, либо как результат коррозии материалов первичного контура теплоносителя. Аэрозоли образуются вследствие утечки из первичного контура или в процессе текущих ремонтных работ на загрязнённых активностью компонентах установок, удалённых из первичного контура. Состав нуклидов уникален для каждой работающей установки; он зависит от специфических примесей в материалах оболочек и конструкций, химического состава теплоносителя и типов повреждений топливных элементов. Изотопный состав выбросов из герметичного кожуха установки изменяется от года к году, поскольку регулярно проводятся различные операционные и ремонтные работы. Для любого из типов реакторов нельзя указать ни одного нуклида, который давал бы основной вклад в выброшенную активность. Идентифицированные нуклиды включают: 7Ве, 22Ка, 51Сг, 54Мп, 59Ее, 57Со, 58Со, 60Со, 63№, 652п, 76Аз, 88ЯЬ, 89Бг, 908г, 9,8г, 95гг, 91 Тт, 95КЪ, "Мо, 99тТс, 103Ыи, 10511и, ,06Яи, ,08тА§, ШтА8, 1138п, П5Сс1, 1228Ъ, 1248Ь, 1258Ь, 123ш8п, 123тТе, 134С3, ,37Сз, ,39Се, 140Ва, ,40Ьа, 141Се, |44Се, 182Та. Л

Сбросы жидких радиоактивных отходов. В жидких сбросах радиоактивных отходов представлен широкий набор продуктов активации и продуктов деления, а изотопный состав различен даже для реакторов одного.и

I ЛЧ того же типа. Для реакторов ГГР 40% сбросов в гидросферу обязано Сб, а отношение 134Сб к 137Сб равно 0,22 по сравнению с 0,6 для ВВРД и 0,5 для ВВРК. Это обстоятельство отражает разницу в степени выгорания топлива. Около 16% выбросов из ГГР связано с 358, а на долю 908г приходится около 6%. Около 0,3% трития, образующегося в ЛВГР, оказывается в жидких радиоактивных отходах и примерно такое же количество выбрасывается в атмосферу. Для ВВРД около 3% трития переходит в жидкие радиоактивные отходы, что примерно в пять раз больше, чем выбрасывается в атмосферу.

В настоящее время ядерные энергетические установки оборудованы системами контроля выбросов в окружающую среду. Благодаря этому дозы, получаемые отдельными индивидуумами, не превышают нижнего допустимого предела. Дозы, получаемые наиболее облучаемыми индивидуумами, значительно варьируют от установки к установке и от одного района к другому, а уровень индивидуальной дозы, как правило, быстро уменьшается с расстоянием до данного источника радиации.

Ожидаемая коллективная доза от процессов производства ядерной энергии рассматривается для четырёх групп населения: профессиональные работники; местное население, проживающее в зоне радиусом до 100 км вокруг промплощадки; жители региона, проживающие в зоне радиусом до 1000 км; п остальное население земного шара. Каждый этап ядерного топливного цикла рассматривается отдельно, и оцениваются ожидаемые профессиональные, локальные и региональные дозы. Для топливного цикла как целого рассматриваются вклады нуклидов, которые вследствие сочетания таких свойств, как большой период полураспада и быстрое распространение в окружающей среде, имеют глобальное распространение и оказывают радиационное воздействие на население всего земного шара. Ожидаемые коллективные локальные и региональные дозы можно оценить, моделируя окружающую среду. Такое моделирование возможно благодаря тому, что концентрации активности, связанные с утечкой радиоактивных отходов при функционировании ядерного топливного цикла, очень низки, как в объектах окружающей среды, так и в общей массе населения.

Заключение диссертации по теме «Экология», Пронько, Валентин Владимирович

выводы

1. Предложена эффективная схема извлечения одиночных атомов 8зКг из водных образцов, которая может быть реализована как в неспециализированных геологических и экологических организациях, так .и при решении ряда фундаментальных и прикладных научных задач. Выбор схемы определяется наличием ядерно-аналитической техники с необходимой чувствительностью. ое

2. Впервые в России проведён широкомасштабный мониторинг "Кг в гидрологических объектах окружающей среды и получены результаты по его распространённости, которые сопоставлены с гидрологическими особенностями объектов, в частности, водохранилищ Краснодарского края. По данным содержания 85Кг, рассчитаны возраста ряда гидрологических и гидрогеологичксих объектов: (для небольших "возрастов" до 75 лет) данные тритиевого, радиокриптонового и радионатриевого датирования совпадают.

ОС о с

3. Проведен мониторинг Кг в водах грязевых вулканов: содержание Кг -0.02 Бк/л 105 свидетельствует о смешивании глубоких вод при своём движении к дневной поверхности с инфильтрационными водами.

4. Впервые в России проведено измерение 85Кг в глубоких подземных водах и опробована методика датирования вод с быстрым водообменом.

5. Определено содержание Кг в осадках: в среднем 5±2*10 "5 Бк/л. Наблюдается тенденция понижения концентрации 85Кг в атмосферном воздухе с увеличением числа осадков. Полученные результаты по содержанию 85Кг в осадках позволяют рассчитать величину канала "осадки ос поверхностные воды" поступления Кг в окружающую среду, которая составляет около 65%. Высказано предположение о возможном прямом изотопном обмене между поверхностью водоёмов и атмосферой. ос

6. По данным содержания Кг в атмосфере на территории Краснодарского края рассчитана общая ожидаемая доза в единицу временного интеграла концентрации, которая составляет 5 *10 "9 Гр м / Бк год. Учитывая малость

102 этой величины, следует ожидать, что основное воздействие на среду

ОС обитания Кг может оказывать за счёт геофизических явлений, в частности изменения объёмного заряда в атмосфере с последующими негативными явлениями (грозы, смерчи и тд.).

Список литературы диссертационного исследования кандидат химических наук Пронько, Валентин Владимирович, 2004 год

1. Aubeau R., Champleix L., reiess J. Separation et dosage du krypton et du xenon par chromatographic en phase gazeuse. Application aux gaz de fission // J.of Chromatography. 1961.'Vol.6.P.209-219.

2. Ballou J.E. Toxicology of Kr-85: chronic exposure studies// Health Physics. 1984. Vol.47.N. 1 .P.59-70.

3. Bendixsen C.L., Offut G.R. Rare Gas Recovery Facility at the Idaho Chemical Processing Plant. 1968.IN-1221.

4. Chruscielewski W., Domanski T. Comparison of Methods for Evaluation of Radon Daughters Concentration and Their Alpha Potential Energy Concentration in the Air. Proc.II Symp. On Natural Radiation Environment, India, 1981, p.365-368.

5. Diethorn W. S., Stocho W. L. The dose to man from atmospheric Kr// Health Physics, 1972.Vol.23.P653-662.

6. Harley U.i., Pesternach D.C. The beta dose to critical human tumour sites from kr-85//Health Phys.1977.Vol.33. P. 567.

7. Nevinsky I., Nevinsky V., Panyushkin V., Ferronsky V., Tsvetkova T. An attempt22 36to determine the tritium, Na, CI and radon in territory of mud volcano in Taman. //Radiation Measurements. 2001. №3. P. 349-353.103

8. Nevinsky I., Nevinsky V., Panyushkin V., Ferronsky V., Tsvetkova T. An attempt to determine the tritium, 22Na, 36C1 and radon in territory of mud volcano in Taman. //Radiation Measurements. 200. №3. P. 349-353.

9. Nevinsky V.I., Nevinsky I.O.,Tsvetkova T.V. 1-Min-variations of some natural elements in the Black Sea zone. Abstr. Of Workshop "Monitoring of natural and Man-made Radionuclides and Heavy Metal Waste in Environment" ,3-6 Oct., Dubna, Russia, 41.

10. Rozanski K.,Florkowski T. Krypton-85 dating of groundwater. Isotope hydrology. Proc.Symp. IAEA, 1979. V.2. P.949-961.

11. Rozanski K.,Florkowski T. Krypton-85 dating of groundwater. Isotope hydrology. Proc.Symp. IAEA, 1979. V.2. P.949-961.

12. Rozanski, K., Determination of 85Kr in groundwater, Diss, (in Polish), Inst.of Phys. Nucl.Techn., Crakow,1977.1. Of

13. Rozanski, K., Determination of Kr in groundwater, Diss, (in Polish), Inst.of Phys. Nucl.Techn., Crakow,1977.

14. Samuelsson L. Radon in dwellings: a nigh-voltage method for a fast measurement of radon daughter levels. Eur. J. Phys., 1986, T.7, p. 170-173.104

15. Schrjder K.Y.P., Rjether W. The releases of krypton -85 and tritium to the environment and krypton -85 and tritium ratios as source indicator // YEAE Symposium "Isotope Ratios as Pollution Sources and Behavioroue Indicators". Vienna, 1974.

16. Short S.A. Measurement of all radium isotopes at environmental levels on a single electrodeposited sources. Nucl.Instr.and Meth., 1986, В17, p.540-544.

17. Steinberg M., Manowitz B. Recovery of fission product noble gases // Industrial and Engineering Chemistry. 1959. Vol.51, N.1.P47-50.

18. Steinberg M.The Recovery of Fission Products Xe and Kr by Absorbtion Proccesses. 1959. BNL-542.

19. Tanaka G., Yasuyuki M. Automatic Monitoring of Radon Daugter Concentration in Soil Air by Electrode Collector. Proc.II Symp. On Natural Radiation Environment, India, 1981, p.344-348.

20. Whatley M.E. Decontamination of ARGR reprocessing off-gas// Proc.l2th AEC Air clean.Conf.Conf-720823,1973. Vol. 1 .P.86-102.

21. А.С. 239270 СССР. Способ получения клатратных соединений. / Ю.Н.Казанкин и др. Опубл. 18-09-1967.105

22. Адамчук Ю.В., Сторчеус А. В., Федоровская Н. И., Федоровский Ю.П., Фирстов П.П. Регистрация объёмной активности радона в спонтанном газе и воде термальных источников Камчатки бета-радиометром РКБ4-1еМ.-Вулканология и сейсмология, 1980, №3, с.99-103.

23. Барнов В. А., Картвелишвили И. И., Лалиев А. Г., Цецхладзе Т.В. Определение природного трития в пластовых водах нефтяного месторождения Самгори-Патардзеули.// Водные Ресурсы. 1982. №5. С. 140144.

24. Барнов В. А., Картвелишвили И. И., Лалиев А. Г., Цецхладзе Т.В. Определение природного трития в пластовых водах нефтяного месторождения Самгори-Патардзеули.// Водные Ресурсы. 1982. №5. С. 140144.

25. Бондаренко М. В., Викторов Г. Г., Демин Н. Н.В. Новые методы инженерной геофизики, Издательство "Недра", 1983, с.98-162.

26. Буткус Д.В., Земкаюс К.К., Стыро Б.И. Абсорбция и десорбция радиоактивных благородных газов криптона и ксенона0133 различными жидкостями//Радиоактивные трассеры в исследовании атмосферы и гидросферы. Физика атмосферы.5.Вильнюс:Мокслас,1979.С.78-88.

27. Буткус Д.В., Земкаюс К.К., Стьыро Б.И. О возможности вымывания радиоактивных благородных газов при фазовых переходах воды // Изотопы в окружающей среде. Вильнюс.: Ин-т физики и математики АН ЛитССР, 1976.С.99-107.

28. Буткус Д.В., Стыро Б.И., Земкаюс К.К. О захвате криптона -85 растениями//Примеси в атмосфере и их применение в качестве трассеров. Физика атмосферы.8.Вильнюс.: Москлас,1983. С.77-79.

29. Василенко И.Я. Гигиеническая оценка глобального криптона-85// Гигиена и санитария, 1986. №11. С. 47-50.

30. Василенко И.Я., Москалёв Ю.И.,Истомина А.Г. Оценка радиационной опасности глобального криптона-85//Атомная энергия,Т.46.Вып. 1.1979.

31. Вдовенко В.М. Современная радиохимия.М:Атомиздат, 1969.86 с.

32. Глазов В. В., Глазов В. М., Зорин А. Д. Определение радия -226 в различных веществах без предварительного химического выделения. Радиохимия, 1983, № 2, с.246-249.

33. Горбачёв В.М., Замятин Ю.С., Лбов A.A. Взаимодействие излучения с ядрами тяжёлых элементов и деление ядер: Спарвочник.М.:Атомиздат,1976.

34. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев A.B. Ядерно-физические константы.М. Госкомиздат, 1963.

35. Гудков А.Н., Иванов В.И., Колобашин В.М. и др. Методика получения и подготовка проб при измерении радиоактивных газов. // Естественная радиоактивность атмосферы. Прикладная физика. Вып.6. Вильнюс. :Ин-т физики и математики, 1976.С.5-15.

36. Защита пациента при радиоизотопных и химических исследованиях . Публикация №26 МКРЗ/ пер. с англ A.A. Моисеева.М.: Медицина, 1975. 87 с.

37. Ионизирующие излучениягисточники и биологические эффекты. Доклад за 1982 г. Генеральной ассамблее. Т.1. ООН, Нью-Йорк, 1982.С.14-833.

38. Йонида, Иошиказу,Накасака. Предсказание свойств криптона-85. Японский институт исследований атмоной энергетики. 1979.19 с.

39. Казанкин Ю.Н., Палладиев A.A., Трофимов Н.М. Исследование процессов образования клатратных соединений //Естественная радиоактивность . Прикладная физика.Вывп.6. Вильнюс.:Ин-т физики и математики 1976. С.5-15.

40. Корнеев H.A., Поваляев А.П., Алексахин P.M. Задачи и перспективы сельскохозяйственной радиоэкологии // Вестник сельскохозяйственных наук. 1978.- №1.- С.108-114

41. Криптон-85 в атмосфере. Накопление, биологическая значимость/ Под ред. Ю.Вю.Сивинцева. М.: Атомиздат, 1978.64 с.

42. Криптон-85.Рекомендации НКРЗ США. Пер.с англ. М.: Атомиздлат,1978.

43. Кузнецов Ю.В., Легин В. К., Симоняк З.Н., Елизарова А.Н. и др. Метод230тч 232^1 231т» 238т т 226т->одновременного определения изотопов Th, Th, Pa, U и Ra из одной навески осадочных материалов. Радиохимия, 1974, №.16,с.535-539.

44. Кузнецов Ю.В., Поспелов Ю.Н.,Симоняк З.Н. Методика радиохимического анализа осадочных образований. Радиохимия. 1978, №.3, с.451-458.

45. Легасов В.А. Химия благородных газов//Вестник АН СССР. 1976.№2,С.З-16.

46. Легасов В.А., Чайванов Б.Б. Сегодня сверхокислитель. Завтрасверхтопливо//Химия и жизнь. 1976.№2. С28-35.108

47. Москалёв Ю.И.ДИелеснова В.И. Радиоактивность аэрозолей.// Радиобиология, 1976.Т.16,вып.5.С.736.

48. Невинский И.О., Невинский В.И., Цветкова Т.В., Ляшенко JT.JI. Опыт измерения содержания радона на территории Краснодарского края. Разведка и охрана недр, 1999, №1.с.38-40.

49. Невинский И.О., Цветкова Т.В., Пронько В.В. Измерение криптона-85 в подземных водах Краснодарского рая. Водные Ресурсы, 2004, март, 43-46.

50. Невинский И.О., Цветкова Т.В., Пронько В.В. Измерение криптона-85 в подземных водах Краснодарского рая. Водные Ресурсы, 2004, март, 43-46.

51. Невинский И.О., Цветкова Т.В., Пронько В.В. Прикладные и фундаментальные аспекты измерения радиоактивных инертных газов на юге России. Известия ВУЗОВ Северокавказского региона, 2004, май.

52. Поманский А. А., Северный С.А., Трифонова Е. П. Определение ульрамалых количеств радия-226 в различных веществах. Атомная энергия, 1969, вып.1, т. 27, с.36-38.

53. Пронько В.В., Невинский И.О. Криптон-85 в осадках на Юге России. Известия Вузов Северокавказского региона, 2004.

54. Плутоний: Справочник.М.:Атомиздат, 1971.424 с.

55. Разработка методики и измерение приземных концентраций радиоактивных благородных газов в районе расположения АЭС. Отчёт о НИР/Ин-т физики АН ЛитССР. № ГР 01830053672 Вильнюс. 1985.170 с.

56. Рейтлингер .А. Проницаемость полимерных материалов. М.: Химия, 1974.

57. Соединения благородных газов: Сборник докладов/ Под.ред. М.Ф.Пушленкова. М.: Атомиздат,1965. 507 с.

58. Справочник по физико-техническим основам криогенной техники. М.: Энергия, 1973.

59. Стыро Б.И., Буткус Д.В. Геофизические проблемы криптона-85 в атмосфере. Вильнюс: Москлас, 1988.158 с.

60. Стыро Б.И., Буткус Д.В. Геофизические проблемы криптона-85 в атмосфере. Вильнюс: Москлас, 1988.158 с.

61. Стыро Б.И., Буткус Д.В. Захват радиоактивных благородных газов каплями воды. Вильнюс.:Мокслас, 1976. С.48-52.

62. Стьро Б.И.ю Самоочищение атмосферы от радиоактивных загрязнений. Л.: Гидрометеоиздат,1968. 288 с). #

63. Тверской П.Н. Курс геофизики.Л.: ГОНТИ, 1939.392с.

64. Туркин А.Д. Дозиметрия радиоактивных газов. М.: Атомиздат,1973.

65. Фастовский В.Г., Ровинский А.Е., Петровский Ю.В. Инертные газы. М.:Атомиздат, 1972.351 с.

66. Фастовский В.Г., Ровинский А.Е., Петровский Ю.В. Инертные газы. М.: Атомиздат, 1972,352 с.in

67. Флейшман Д. Г., Каневский Ю. П. Космогенный 22№ в поверхностных водах суши. // Доклады Академии наук СССР. Серия "Гидрология". 1971. Т. 198. №. 6 С. 1397- 1400.

68. Флейшман Д. Г., Каневский Ю. П. Космогенный Ыа в поверхностных водах суши. // Доклады Академии наук СССР. Серия "Гидрология". 1971. Т.198. №. 6 С. 1397- 1400.

69. Флейшман Д.Г. О некоторых ограничениях тритиевого метода и преимуществах космогенного натрия-22 при оценке времени обмена природных вод. Тез. докл. 3-го Всесоюзн. Симп. "Изотопы в гидросфере", Каунас, 1989. С. 303-304.

70. Флейшман Д.Г. О некоторых ограничениях тритиевого метода и преимуществах космогенного натрия-22 при оценке времени обмена природных вод. Тез. докл. 3-го Всесоюзн. Симп. "Изотопы в гидросфере", Каунас, 1989. С. 303-304.

71. Эксплуатационные режимы ВВЭР.М.: Атомиздат. 1977.351 с.

72. Ядерная геофизическая разведка и ядерно-геофизический анализ. М.,Наука,1978, с.245-267.