Содержание к диссертации
Введение
1. Аналитический обзор процессов и установок переработки твердых радиоактивных отходов.
1.1. Общие принципы обращения с радиоактивными отходами. 13
1.2. Состояние проблемы переработки металлических 13 радиоактивных отходов (МРО).
1.3. Анализ составов дезактивирующих шлаков, используемых при переплавке МРО.
1.4. Существующие технологические приемы и оборудование для переплавки МРО.
1.5. Существующие технологии высокотемпературной переработки твердых радиоактивных отходов (ТРО) низкого и среднего уровня активности .
2. Концептуальные решения технологического процесса переработки ТРО и постановка задачи .
2.1. Концептуальные решения переработки МРО. 38
2.2. Создание модели плавильного агрегата . 40
2.3. Концептуальные решения ТГРО переработки. 41
3. Экспериментально-методическая часть, конструктивно-технологические исследования и расчеты .
3.1. Использование газлифтов в металлургии и принципиальная возможность их использования для переработки ТРО.
3.2. Постановка задачи. 47
3.3. Создание действующего макета. 47
3.4. Изучение физико-химических свойств трехкомпонентной шлаковой системы и выбор оптимального состава синтетического шлака .
3.5. Исследования и выбор материалов для футеровки плавильного агрегата.
3.6. Конструктивно-технологические исследования и расчеты газлифтного печного комплекса.
3.6.1. Общие положения. 64
3.6.2. Выбор методики гидродинамического расчета газлифтного модуля и определение зависимостей производительности по шлаковому расплаву от изменений различных параметров.
3.6.3. Исследования и расчет тепловых потерь кессонированной футеровкой
3.6.4. Создание модели для расчета показателей плавления нержавеющей стали циркулирующим шлаком.
3.7. Исследования и принципы подбора матриц для включения вторичных РАО при переплавке
Создание макетного образца оборудования для конструкторских и проектно-технологических разработок .
4.1. Конструкторские решения по созданию газлифтной плавильной установки.
4.2. Технологические решения переработки горючих и минеральных радиоактивных отходов.
4.3. Фракционирование по степени остаточной радиоактивности переплавленных металлических радиоактивных отходов .
4.4. Создание технологического процесса переработки РАО. 117
5. Технико-экономические показатели и экологическая 129
эффективность
6 Выводы. 135
Литература.
- Существующие технологии высокотемпературной переработки твердых радиоактивных отходов (ТРО) низкого и среднего уровня активности
- Создание модели плавильного агрегата
- Изучение физико-химических свойств трехкомпонентной шлаковой системы и выбор оптимального состава синтетического шлака
- Фракционирование по степени остаточной радиоактивности переплавленных металлических радиоактивных отходов
Введение к работе
Актуальность темы
Анализ перспектив развития мировой ядерной энергетики в последнее десятилетие свидетельствует о заметном смещении приоритетных проблем в сторону всесторонней оценки последствий влияния предприятий ядерно- топливного цикла (ЯТЦ) на окружающую среду и здоровье населения.
Особенно остро стоит проблема защиты экосистемы от воздействия предприятий ЯТЦ при выводе их из эксплуатации в плане переработки и захоронения радиоактивных отходов (РАО).
Проблема экологической безопасности локализации РАО в Российской Федерации приобрела в настоящее время особую актуальность и значимость, что обусловлено следующими обстоятельствами:
большим количеством накопленных и образующихся отходов, что вызывает серьезное беспокойство населения и государственных органов в связи с потенциальной радиационной опасностью хранилищ и могильников РАО для человека и окружающей среды;
необходимостью совершенствования существующей практики обращения с РАО для приведения ее в соответствие с современными экологическими требованиями;
активным и все возрастающим влиянием общественности на все вопросы, связанные с экологическими аспектами деятельности предприятий атомного профиля.
В процессе эксплуатации объектов ядерной технологии происходит «загрязнение» радионуклидами технологического оборудования. При проведении ремонтных работ и работ по модернизации действующих объектов, а также после вывода таких объектов из эксплуатации образуется значительное количество металлических радиоактивных отходов (МРО).
Некоторые ядерные установки в России закончили или заканчивают свой жизненный цикл и предстоит их вывод из эксплуатации. К таким установкам можно отнести некоторые производства Сибирского химического комбината, ПО «Маяк», Горно-химического комбината, Приборостроительного завода и др.
Цель работы состоит в развитии теоретических основ высокотемпературной технологии непрерывного процесса переработки ТРО в плавильных печах с использованием метода газлифтной циркуляции расплава шлака, создания макетного образца комплекса оборудования для переработки РАО в соответствии с современными нормативными требованиями, а также в исследовании и выборе высокостабильных составов отвержденных форм РАО в виде стеклокристаллических шлакоситаллов, в определении физико-химических свойств плавленых материалов и в изучении поведения компонентов РАО (в основном оксидов Со60, Sr90, Сб137 ) в условиях газлифтной переплавки МРО и термической обработке с последующей переплавкой горючих твердых радиоактивных отходов (ГТРО).
Задачи исследования:
-
-
Разработка принципов и методов высокотемпературной переработки ТРО низкой и средней активности;
-
Исследование физико-химических свойств трехкомпонентной системы (СаО - Al2O3 - MgO) и определение состава шлака для переплавки МРО;
-
Разработка модели создания гарнисажного слоя на футеровке газлифтного печного комплекса с целью снижения разрушения футеровки и тепловых потерь;
-
Разработка модели и определение алгоритмов оптимального технологического процесса переплавки МРО;
-
Исследование стеклокристаллических матриц для иммобилизации вторичных РАО;
-
Создание макетного образца оборудования для разработки конструкторских и проектно-технологических решений переработки ТРО.
-
Экологический и технико-экономический анализ эффективности принятых технических решений.
Научная новизна состоит в получении следующих результатов:
-
-
-
Предложена высокотемпературная технология непрерывной переплавки ТРО методом обработки циркулирующим расплавом шлака в электроплавильном газлифтном агрегате с растворением и концентрацией оксидов радионуклидов (в основном Со60, Sr90, Сб137) в шлаке и на фильтрах системы газоочистки.
-
Получены данные по оптимальному составу шлака, обеспечивающего высокую стабильность и дезактивационную способность к МРО, а также материал футеровки плавильного агрегата, совместимый с составом шлака.
-
Определены параметры условий создания гарнисажного слоя футеровки плавильного агрегата, обеспечивающего надежную защиту от воздействия высокотемпературного рафинирующего шлака.
-
Описан механизм получения шлакоситаллов, содержащих РАО в результате переплавки ТРО и дан анализ преимущества стеклокристаллических структур по сравнению с традиционными плавлеными шлаками и стеклами при долговременном хранении.
-
Разработан опытно-экпериментальный макет безопасной переработки ТРО с получением диспергированного и дезактивированного металла.
Практическая ценность результатов работы:
-
-
-
-
Методом системного анализа и создания логической схемы доказана перспективность непрерывной переплавки и дезактивации МРО циркулирующим синтетическим шлаком с получением дезактивированного диспергированного металла и стеклокристаллических шлакоситаллов для фиксации радионуклидов.
-
Разработана новая технология и оборудование для непрерывной переплавки ТРО, на базе которой спроектирован опытно-промышленный комплекс переработки РАО для предприятия ДВЦ «ДальРАО», отвечающий современным требованиям безопасности.
-
Разработан новый тип газлифтного плавильного комплекса с выпуском диспергированного металла контролируемого по остаточной радиоактивности.
-
Предложены проектные решения по обеспечению безопасных условий труда обслуживающего персонала и создания дополнительных защитных барьеров безопасности за счет зонирования отдельных элементов технологического комплекса.
-
Дана технико-экономическая и экологическая оценка строительства опытно-промышленного комплекса переработки радиоактивных отходов низкой и средней активности, при введении в эксплуатацию которого на предприятии ДВЦ «ДальРАО» снижение количества РАО (в основном Со60, Sr90, Сб137) по МРО в 80 000 раз, по ГТРО в 432 раза.
Автор выносит на защиту:
-
-
-
-
-
Концептуальные решения процесса переработки ТРО.
-
Обоснование использования эффекта циркулирующего высокотемпературного шлакового расплава при переплавке и дезактивации МРО, а также пиролиза и переплавки ГТРО с целью уменьшения объема РАО, их концентрации в шлаковом расплаве и на фильтрах газоочистки, а также создании устойчивых стеклокристаллических матриц РАО.
-
Исследование физико-химических свойств шлака.
-
Методика расчетов конструктивных и режимных параметров плавильного агрегата.
-
Конструкторские и технологические решения переработки ТРО.
-
Технико-экономическая и экологическая оценка эффективности создания новой технологии переработки ТРО на примере предприятия ДВЦ «ДальРАО».
Публикации
По теме диссертации опубликовано 15 научных работ (4 - в научных журналах, рекомендованных ВАК, 10 - в журналах и в сборниках научных трудов и докладов на российских и международных конференциях, 1 - патент РФ).
Апробация результатов работы.
Основные результаты работы доложены на первом международном инвестиционном конгрессе «Новейшие технологии в системе интеграционных процессов территорий стран азиатско-тихоокеанского региона» г. Владивосток, 2000г., на международной научно-технической конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок и развитие ядерной энергетики в регионе» (Экофлот-2002), г. Владивосток, 2002г., на межотраслевом совещании «Технологии и установки для обращения с ТРО», проведенным Международным центром по экологической безопасности Минатома РФ, г. Москва, 2004г., на XI Международном экологическом симпозиуме «Урал атомный, Урал промышленный», г. Екатеринбург, 2005г., на семинаре КЭГ МАГАТЭ «Окончательная ликвидация ядерного наследия на Дальнем Востоке России, г.Владивосток», 2010 г., а также на научно-техническом совете ФГУП «РосРАО» госкорпорации Росатом» 22 декабря 2011 г.
За вклад в укрепление экологической безопасности и устойчивое развитие России проект «Опытно-промышленный комплекс переработки радиоактивных отходов в Приморском крае», руководителем которого является диссертант, награжден дипломом конкурса «Национальная экологическая премия» за 2004г.
Личный вклад автора заключается в подготовке литературного обзора, постановке задач исследования, выполнении расчетов, анализе и обработке полученных результатов для разработки конструкторской документации и технологических решений.
Структура и объем диссертации
Диссертация состоит из введения, главы литературного обзора, концептуального раздела, экспериментально-методической части, конструкторского и проектно-технологического раздела, заключения, библиографического списка и приложений, обосновывающих принятые решения.
Диссертация изложена на 147 страницах машинописного текста, включает 46 рисунков и 12 таблиц.
Автор выражает признательность д.х.н. Лосеву В.Н. - директору «НИИЦ «Кристалл», д.т.н., проф. Истомину С.А.- глав.науч.сотруднику ИМЕТ УрО РАН, директору Лысенко Н.И. и специалистам предприятия ДВЦ «ДальРАО» за помощь при выполнении диссертационной работы.
Существующие технологии высокотемпературной переработки твердых радиоактивных отходов (ТРО) низкого и среднего уровня активности
Металлические отходы (металлический скрап), образующиеся при ремонте, переоснащении или снятии с эксплуатации АЭС и других ОИАЭ, разделяются на три основные категории: - отходы, подлежащие удалению, так как их рецикл не имеет ни экономического, ни практического значения (высокоактивные отходы); - материал, радиоактивное загрязнение которого может быть понижено до уровня, приемлемого для ограниченного использования под контролем регламентирующих органов; - материал, который не имеет радиоактивного загрязнения или способен подвергаться дезактивации до допустимого уровня и может быть реализован на рынке металла для неограниченного использования.
При демонтаже ядерного реактора электрической мощностью 1200 МВт общая масса стальных элементов составит 18000 тонн [6]. Практически все оборудование, находящееся в здании АЭС, в той или иной мере контактирует с радиоактивными веществами, находящимися в теплоносителе, в дезактивирующих растворах или газовой фазе, т. е. все в большей или меньшей степени загрязнено радионуклидами. Так, если на первый блок АЭС с РБМК-1000 идет около 35000 тонн хромоникелевых сталей, а суммарная металлоемкость составляет 50000 тонн, то при выводе его из эксплуатации должно образоваться эквивалентное количество металлических радиоактивных отходов.
Из приведенных данных следует, что уменьшение затрат по выводу из эксплуатации ядерных энергетических установок следует искать в значительном снижении количества и объема отходов, подлежащих захоронению, а также в рецикле металлов.
По степени радиоактивного «загрязнения» выводимое из эксплуатации оборудование можно условно разделить на три группы [7].
К первой группе относятся корпуса реакторов из теплоустойчивых сталей и все оборудование, находящееся в пределах биологической защиты. Они имеют, как правило, наведенную и смешанную радиоактивность. Радиоактивное загрязнение этих конструкций или изделий определяется в основном радионуклидами кобальта-60, церия-144 и цезия-137 в отношениях 70- 90% и 5 -10% соответственно. Ко второй группе можно отнести оборудование, находящееся вне биологической защиты (теплообменники, циркуляционные насосы, арматура и т. д.). Это оборудование, выполненное в основном из нержавеющей стали, имеет низкую наведенную активность и высокую поверхностную «загрязненность» радионуклидами. Это оборудование имеет значительно больший объем по сравнению с оборудованием, относящимся к первой группе. К третьей группе относятся слабоактивированные и загрязненные системы и конструкции (баки, цистерны биологической защиты).
Состав радиоактивных «загрязнений» зависит от типа ядерной энергетической установки, условий ее эксплуатации и наличия аварийных ситуаций. Для большинства ядерно-энергетических установок с водным теплоносителем радиоактивность металлических отходов определяется активированными продуктами коррозии: 55Fe, 59Fe, 58Со, 60Со, 63Ni, 65Zn, 64Cu, 51Cr, 54Mn и др. Короткоживущие радионуклиды 59Fe, 58Со, 51Сг практически полностью распадаются в течение первого года выдержки ядерной энергетической установки в остановленном состоянии. Радиоактивность отложений на поверхностях первых контуров, охлаждаемых водой под давлением и кипящей водой, обусловленная активированными продуктами коррозии, может составлять 10" - 10" Ки/м . Радиоактивность поверхностей парового и конденсатно-питательного тракта, как правило, значительно ниже [8]. Удельная радиоактивность металла оборудования пароконденсатного тракта (например, сепараторов-пароперегревателей, конденсаторов низкого давления и др.) составляет 10" -НО" Ки/кг. Помимо активированных продуктов коррозии в составе радиоактивных отложений нельзя исключать также продукты деления топлива: 134Cs, wCs, 106Ru, 144Се, 90Sr, попадающие в теплоноситель вследствие нарушений герметичности активной зоны или же в результате аварийных ситуаций.
Создание модели плавильного агрегата
Постановка задачи создания плавильного агрегата исходит из следующих принципов: - непрерывность загрузки металлического скрапа с минимальной разделкой на металлургические куски; - герметичность оборудования; - надежность футеровки; - многоразовое использование шлакового расплава; - модульное исполнение элементов оборудования. Плавильным агрегатом может быть двухзонный трехэлектродный плавильный агрегат непрерывного действия с циркулирующим шлаковым расплавом для создания эффекта тепло-массопереноса в зону непрерывной подачи металлического скрапа.
При постоянной циркуляции шлакового расплава происходит омывание шлаком металлического скрапа, в результате чего оксиды радионуклидов переходят в шлак, а оплавленный металл каплями опускается в донную часть плавильного агрегата. Электроды
Циркуляция шлакового расплава возможна за счет использования газлифтного эффекта подъема жидкости газом (воздухом), то есть создания газожидкостной циркуляции. Основные принципы создания плавильного агрегата приведены в работе [38].
Процесс сжигания радиоактивных органических отходов в традиционных технологиях характеризуется превращением горючей массы в газообразные продукты при термическом разложении и окислении. При этом необходимо обеспечивать минимальный унос продуктов не полного сгорания с газовой фазой, а также максимально возможное концентрирование радионуклидов в золе и иммобилизацию последней в химически устойчивую матрицу. Практически всем процессам сжигания предшествует сортировка, при которой от горючей массы, поступающей на сжигание, отделяются негорючие материалы. Испытания установки сжигания НПО «Радон» [33] показали, что унос твердофазных продуктов неполного сгорания, особенно при сжигании отходов с добавками резины и полимеров, достигает 10-18% массы золы. Соответственно велик и унос радионуклидов, в первую очередь Cs , который составляет 12-19%. При повышении температуры более 1100С унос х 7Cs достигает 30%о.
Таким образом, сжиганию присущи недостатки: значительный унос радионуклидов, в том числе в виде горячих частиц, малая скорость процесса, неравномерные газовые и аэрозольные нагрузки на газоочистную систему.
Анализ подхода к переработке МРО показывает, что аналогичные подходы можно использовать и при обращении с ТГРО с учетом специфики перерабатываемых материалов. При этом создаются предпосылки создания единого перерабатывающего комплекса для всех видов ТРО [33].
Анализ состава ТГРО, приведенный в разделе 1.5 показывает, что твердые горючие радиоактивные отходы состоят в основном из органической ( 95% ) и в меньшей степени из минеральной ( 5% ) частей. При этом органическая часть представлена как легколетучими так и трудносгораемыми веществами. Можно сделать вывод, что наибольший интерес в плане совершенствования технологии переработки ТГРО представляет двухстадийный процесс - газификация и пиролиз органического материала с выходом летучих продуктов; окислительно-восстановительная обработка продуктов пиролиза (пироугля) в шлаковом расплаве с окислением органической составляющей кислородом дутьевого газа (воздуха) и растворением минеральной части в шлаковом расплаве. При этом возможно проведение предварительного низкотемпературного пиролиза для первичной обработки и локализации легколетучих вредных элементов, которые при высокотемпературной обработке могут отрицательно влиять на оборудование ввиду своего агрессивного воздействия. Это позволит упростить как сам высокотемпературный процесс так и систему газоочистки. При этом легколетучие компоненты пиролиза в виде газов возможно подавать в расплав шлака совместно с дутьевым газом (воздухом) с целью их окисления и усвоения шлаковым расплавом. Оставшаяся после пиролиза часть ТРО в виде пироугля может обрабатываться циркулирующим шлаковым расплавом как и в процессе переработки МРО.
При обработке в циркулирующем шлаковом потоке происходит тепловая деструкция органической и минеральной частей пироугля и одновременное протекание окислительно-восстановительных процессов в объеме шлака при отсутствии процесса горения - главного генератора выделения сажистых образований, способствующих адсорбции и повторному образованию полиароматических веществ (диоксинов, бенз апиренов и т.д.).
При таком ведении процесса, создается возможность переработки ТРО с новыми принципами и технологическими решениями, позволяющими создать единый комплекс переработки ТРО, обеспечивающий снижение капитальных и эксплуатационных затрат и экологической нагрузки на окружающую среду.
Изучение физико-химических свойств трехкомпонентной шлаковой системы и выбор оптимального состава синтетического шлака
В данном разделе рассматривается физико-математические исследования гидродинамики опытного газлифтного реактора.
Газлифт можно уподобить поршневому насосу, в котором разрежение создается насыщением расплава газом. При насыщении расплава газом в газлифтной камере силы тяжести газожидкостной смеси становятся меньшими по сравнению с силами тяжести, действующими со стороны расплава загрузочной камеры, и поэтому в агрегате возникает газлифтный эффект.
Газожидкостные системы широко применяются в металлургии. В аппаратах металлургии, имеющих барботажный слой, основные технологические процессы происходят в газо-жидкостной струе, так что кинетика этих процессов однозначно связана с гидромеханикой этой струи. Показатели работы печей и высокотемпературных аппаратов с любой схемой продувки зависят, как правило, от величины межфазной поверхности и интенсивности перемешивания ванны, которые в свою очередь, определяются механикой барботажного слоя.
Эта ситуация в пирометаллургических агрегатах задаётся, как известно, большими скоростями химического акта взаимодействия, когда лимитирующим звеном является массо- и геплоперенос в ходе суммарного процесса.
Специфической особенностью механики рассматриваемой системы является то, что газожидкостная система ведёт себя как сжимаемая жидкость. Изучению механики газожидкостных систем посвящено много работ в металлургии, химической технологии, энергетике. Тем не менее, проблема не решена. Это связано со значительными трудностями теоретического и экспериментального исследования в общем случае неустановившихся и неравновесных двухфазных систем. Всё это ещё в большей степени относится к вновь созданным газлифтным пирометаллургическим агрегатам. Практически отсутствуют экспериментальные данные о полях скоростей, газосодержаний, турбулентных характеристиках движения газожидкостных систем.
Различным аспектам гидромеханики аппаратов с барботажным слоем посвящено много работ. Интенсивно исследуются процессы, протекающие в кислородных конверторах. Здесь обращают на себя внимание работы В.Б.Охотского с соавторами, стремящихся создать и инженерную методику расчёта этих агрегатов.
Достаточно широко развиты различные способы интенсификации массообменных процессов в кислородном конвертере. Широко использовались модельные исследования для изучения вопросов донной и боковой продувки /59, 61, 62, 63/. Эксперименты проводились, как правило, на холодных моделях и значительно реже на горячих [64,65 ,66].
Основными особенностями металлургических газлифтов является следующее [67]: - наличие лишь одной барботажной колонны достаточно большого сечения без каких либо разделительных перегородок или насадок (уменьшение сечения канала до 0,01м и менее может привести к замораживанию колонны), увеличение количества барботажных колонн с огнеупорной футеровкой приводит к неоправданному увеличению размеров реактора и повышенному расходу огнеупоров; - весьма малая по отношению к сечению высота барботажной колонны (предполагаемое отношение высоты к эквивалентному диаметру колонны D в металлургических реакторах может составлять 3-25);
- сосредоточенный ввод транспортирующего газа через заглубленную фурму.
Исследованию работы газлифтов и разработке методик их расчета посвящено большое количество работ. Значительная часть работ посвящена исследованию общих закономерностей движения жидкостных систем [66-68 и др.], но не смотря на это до сих пор в распоряжении конструкторов нет надежного универсального метода расчета газлифтов. Подобное положение является следствием чрезвычайной сложности двухфазных систем.
Количественное исследование любого физического явления включает в себя в качестве основных стадий математическое моделирование на основе известной базы данных, построение физической модели и экспериментальное изучение физического механизма.
Целью расчета является анализ оптимальных параметров расхода дутья для обеспечения подачи шлакового расплава в плавильную камеру в количествах, необходимых для температурной обработки перерабатываемого материала, а также определения зависимости исходных и конечных физических параметров газлифтного эффекта.
Строгих теоретических методов построения характеристик газлифтов нет. Наиболее распространенный метод - использование эмпирических уравнений, полученных в результате экспериментальных данных газлифтной циркуляции шлаков полупромышленных и промышленных испытаний в цветной металлургии, рассмотренных в разделе 3.1.
Фракционирование по степени остаточной радиоактивности переплавленных металлических радиоактивных отходов
Остаточная радиоактивность переплавляемого металла обусловлена присутствием в основном Со-60, который на 97% остается в металле, так как имеет сродство к кислороду близкое или ниже чем переплавленный металл. Это показали проведенные на АЭС Karistein (Германия) исследования по переплавке в индукционной печи радиоактивных металлических отходов пакетов труб промежуточного перегревателя [20].
Полученный металл, в зависимости от удельной активности направляется для неограниченного использования в промышленности, использования в ограниченных целях (как конструкционный материал для изготовления оборудования Росатома) или на выдержку до момента естественного распада радионуклидов, находящихся в металле.
Допустимые удельные активности радионуклидов в металле для неограниченного использования регламентируются Приложением 10 ОСПОРБ-99/2010 [78]. Допустимые удельные активности по учитываемым радионуклидам приведены в таблице 4.2.
Традиционно при переплавке МРО расплав разливается в изложницы с получением слитков, являющихся только сырьем для металлургической промышленности.
Поскольку на переплавку поступают МРО с различной степенью загрязненности радионуклидами поверхности металла, выпускаемый расплав металла будет иметь различную остаточную радиоактивность. При таких условиях появляется возможность разделять металл на партии с различной удельной активностью.
В последнее время сформировалось новое перспективное направление гранульной металлургии - получение и комплексное применение металлической дроби, научным фундаментом которого являются закономерности формирования и кристаллизации металлических гранул, их структуры, физико-механических и эксплуатационных характеристик, целенаправленного изменения свойств металлической продукции, полученной с использованием дроби. Внедряются новые эффективные технологии применения дроби в металлургии, машиностроении, литейном и сварочном производствах, которые выдвигают специфические требования, как к качеству гранул, так и к технологии их получения, что, несомненно, способствует развитию дроболитейного производства. Диапазон областей применения дроби значительно вырос. В настоящее время металлическая дробь различных марок применяется в металлургии и в литейном производстве как инокулятор при суспензионной заливке, в сварочном производстве как гранулированный присадочный материал, в материаловедении как армирующая фаза компонентов высокопрочных изделий методом горячего изостатического прессования, в металлообработке - для упрочнения деталей, в атомной энергетике - для биологической защиты, в судостроении - в качестве балласта, в промышленности строительных материалов - для резки и шлифования камня и т. д. Таким образом, металлическая дробь является товаром с высокими потребительскими свойствами.
Диспергирование жидкого расплава металла с получением гранулята из переплавляемых МРО, позволяет фракционировать получаемый гранулят по степени его активности. Этим достигается увеличение выхода металла с нормативно допустимой активностью и, соответственно, снижается выход металла, направляемого на выдержку для естественного распада радионуклидов [90].
Надежность процесса, простая автоматизация, возможность дистанционного контроля и управления делает получение металлического гранулята (дроби) более предпочтительным, чем получение слитков, требующих присутствия обслуживающего персонала при выбивке из изложниц, подготовки изложниц к разливке и т. д.
Технологический процесс получения дроби из расплава металла достаточно изучен. В ИПЛ АН УССР с конца 70-х годов были разработаны технология и комплексы оборудования модели "Град" для получения литой металлической дроби производительностью от 400 до 5000 тонн в год [91]. Основной технологический принцип получения дроби - распыление плоской струи расплава энергоносителями (водой под давлением или сжатым воздухом) в воду.
Эксплуатация комплексов оборудования получения дроби методом распыления расплава металла водой или сжатым воздухом показала недостаточное качество получаемой дроби по следующим параметрам: - высокая степень деформации получаемой дроби; - образование большого количества частиц различных размеров; - образование дроби со значительной пористостью и поверхностными раковинами; - окисление дроби при взаимодействии с энергоносителем.
Кроме того, происходит намерзание частиц (брызг) металла на распиливающем устройстве, головных коллекторах и литниковом канале с образованием настылей. Это приводит к перемерзанню литникового канала и быстрого выхода из строя распиливающего устройства.
Этих недостатков лишена технология центробежного диспергирования металла. По данным авторов работ [91] при диспергировании центробежным способом получают дробь, более однородную по гранулометрическому составу и достаточно плотную с меньшей пористостью. Литниковый канал находится в более благоприятных температурных условиях, а распыливающим устройством является механический центробежный гранулятор из термически стойкого материала. ООО "Новые технологии в металлургии" разработана технологическая схема получения дроби с использованием дроболитейной центробежной машины, опытно-промышленные испытания которой дали достаточно высокие показатели по качеству получаемого гранулята и надёжности её работы.
Похожие диссертации на Совершенствование технологии и оборудования для высокотемпературной переработки твердых радиоактивных отходов
-
-
-
-
-
-
-
-
-
-
