Диссертация (1025195), страница 4

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 4)

Блок-схема получения 3He из атмосферного воздухаГодовой объем мирового производства чистого неона составляет 350400 тысяч нормальных кубических метров (нм3). Учитывая, что производствоатмосферного гелия напрямую зависит от производства Ne, продукционныйрасход He составляет приблизительно 170 тысяч нм3/год, и, соответственно,200 нл/год 3He [12, 13].21Объем производства He из природного газа составляет 130 млн нм3/год(без учета реализации из хранилищ США), что в пересчете на 3He составляетприблизительно 13 тысяч нл/год (данные по объемам производства изотопа приучете коэффициента извлечения, равного единице и среднем отношениигелиевых изотопов 10-7).При реализации этих источников можно покрыть половину современногомирового дефицита. Установки по разделению гелия из природного газанеобходимо ставить непосредственно на ожижительных или газификационныхзаводах, что позволит сократить общие затраты на получение изотопа.Heсмотря на то, что доля атмосферного 3He составляет 1,5 %, его извлечениеявляется более экономически выгодным и менее затратным, учитываяотносительную концентрацию (в 12 раз больше, чем в гелии из ПГ).1.2.

Промышленное получение 3He из тритияОсновным источником получения 3He на сегодняшний день являетсяреакция распада трития. Тритий производится для термоядерного оружияпутем облучения 10B и 6Li в ядерных реакторах [14].Источником получения 3He в значительных количествах является реакция6Li + n = 3H + α(1.1)3Н = 3He + β-(1.2)и в дальнейшемИз получаемой таким образом смеси 3He и трития удается простымспособом выделить сравнительно чистый 3He, хотя в нем все еще содержитсятритий в количестве от 10-4 до 10-6 %.В дальнейшем требуется3He, содержащий минимальное количествотрития, и поэтому были разработаны различные способы очистки 3He.

При этомлучший результат отвечал содержанию трития 3·10-9 %.Однако в последние годы в этом отношении определились новыевозможности, которые привели к получению существенно более чистого 3He.22Ахтар и Смит пропускали 3He с содержанием трития 1,49·10-8 % через ловушки,заполненные активированным углем, охлажденным до 78 К. Оказалось, чтотакой простой метод позволил снизить содержание трития до 1,46·10-10 %.Видерхольд и Скурс получили еще более низкое содержание трития(менее4,7·10-11 %),пропускаягазчерезсиликагель,охлажденныйдотемпературы жидкого гелия.Наконец, Ахтар и Смит получили предельно чистый 3He, использовав вкачестве адсорбента охлажденный жидким азотом активированный уголь,предварительно окислив тритий до Т2О.

С этой целью в их установке смесьгазов пропускалась через нагретый СuО. Использовав в качестве исходногопродукта обычный гелий, содержавший 10-2 % трития, авторы снизилиуказанным способом за один прием содержание трития до 9,7·10-12 %.Тритий имеет относительно короткий период полураспада 12,33 года, иего запасы подлежат периодическому обновлению.

Во время холодной войнытритий производился в США на ядерных объектах Саванна-Ривер (ЮжнаяКаролина) и Ханфорд (Вашингтон).Последний из крупных промышленных реакторов-наработчиков тритиябыл остановлен в США в 1988 году по соображениям безопасности. С тех порединственным источником пополнения запасов трития остаётся повторноеиспользование трития из демонтированных боеголовок.Департамент оборонных программ при министерстве энергетики СШАизначально сравнивал два подхода к производству трития. Первый из них –получение трития на ускорителях.

Разогнанный почти до скорости светапротонный пучок должен был облучать вольфрамовые мишени, скалывая сатомов вольфрама нейтроны. Последние, в свою очередь, захватывались бы наядрах гелия, что приводило бы к образованию трития. Однако после долгихразмышлений ускорительная технология была отвергнута.

Второй подход,который и стал применимым, – наработка трития в энергетических реакторах.Удобным местом в активной зоне для производства трития были признаныстержни с выгорающим поглотителем (СВП). Тихоокеанская национальная23лаборатория при поддержке лаборатории Айдахо создала проект стержнейTPBAR, которыми следовало заменять часть СВП.Рисунок 1.2.

Стержень TPBARПереработка TPBAR происходит обычным образом: вскрываютсястержни и выделяется тритий. Образующиеся низкоактивные отходы хранятсяв Саванна-Ривер. Полученный тритий передаётся министерству обороны США.С первых дней производства трития в промышленных масштабахосновной проблемой для персонала АЭС «Уоттс Бар» оказались радиоактивныеутечкивтеплоноситель.Тихоокеанскаялабораториянесколькоразпеределывала проект TPBAR, пытаясь минимизировать утечки, но конечнойцели не достигла. В этой ситуации эксплуатирующая организация былавынуждена пойти на ограничение количества загружаемых стержней – ихоблучается теперь существенно меньше, чем предполагалось исходно [6].На сегодняшний день максимально возможный объем производстватрития можно оценить следующим образом: для изготовления одной партиистержней необходимо 18 месяцев. Максимально возможное количествостержней в партии составляет 2304 шт.

Активность одного стержня 10 000 Ки.Период полураспада трития чуть более 12 лет. Активность трития –3,591014 Бк/г ( 9,693103 Ки/г). В данный момент располагаемое количество24стержней - 240 шт., а в планах на 2017 г. производство составит 544 тритиевыхстержней в год, что эквивалентно 0,165 кг трития.Плотность 3He при нормальных условиях: 0,124кг/м3 , значит,НУпри коэффициенте извлечения 0,5, возможное производство3He составит665 н.л. в год, а к 2017 г. это значение достигнет от 1507 до 4522 н.л. в год.Всего в мире 194 АЭС, по аналогичным расчетам общее производство 3He изтрития по миру может составить 129 010 н.л.

в год, а по условиям максимальноразрешенного хранения 1 238 496 н.л. в год.Стоимость 1 кг трития составляет 30 млн. y.e. Капитальные затраты настроительство специального цеха по изготовлению трития – 500 млн. y.e.Таким образом, ориентировочная стоимость 3He, получаемого из трития,составляет 7440 y.e. за нормальный литр.1.2.1. Паспорта и качество товарного 3HeДля выделения редкого изотопа гелия из природных источников в первуюочередь необходимо ориентироваться на требуемую чистоту конечного(товарного) продукта. Помимо контроля по стандартным компонентам следуетучитывать нормы по содержанию трития, так как тяжелый изотоп водородаявляется сегодня единственным промышленным источником 3He. В наши дни,реализацией редкого изотопа 3He занимается небольшое число компаний, всвою очередь чистота предлагаемого газа отвечает требованиям рынка иуказана в паспортах, представленных ниже:Таблица 2.Паспорт качества 3He компании The Linde GroupХимическаяО 2,N2,pCO2,p CO,pчистота 3He, %ppmpmpm≥99,9995≤1≤1≤0,5Ar,Н2O,pmppmppm≤1≤0,5≤0,1активность≤1,3х10-725Таблица 3.объемная активность Т, Бк/латомная доля Т, %≤1•10-11≤4,8СО2, %≤6•10-4≤ 0,4Первый сорт,H 2, %≥ 99,6марка А≤6•10-4≤ 0,2углеводороды, %≥ 99,8≤6•10-4Первый сорт,O2+Ar, %≤ 0,05≤6•10-4≥ 99,95N 2, %Первая категория≤6•10-4≤ 0,01He+3He, %≥ 99,994атомная доля 4He, %Высшая категория≥99,995атомная доля 3He, %Паспорт качества 3He компании ПО Маяк [4]марка БТаблица 4.Паспорт качества 3He компании Spectra GasesХимическаяИзотопноеО 2,N 2,CO2,4He,Ar,Н2O,чистота 3He,обогащение,ppmppmppmppmppmppm%%99,99999,9910,50,51000,50,199,99999,910,50,5100010,1261.2.2.

Нормы по содержанию тритияВ процессе распада тритий превращается в 3He с испусканием электронаи антинейтрино (β-распад), период полураспада - 12,32 года. Доступная энергияраспада очень мала (18,59 кэВ), средняя энергия электронов 6,5 кэВ.МаксимальныйпробегВ-частицв биологической ткани 6,5 мкм.тритияПоэтомув воздухе 5,8β-частицыммтритияпри20 ̊C,полностьюпоглощаются роговыми слоями кожи и внешнее облучение организма тритиеми его соединениями не представляет опасности. Тритий опасен при попаданиив организм через кожу, легкие или при приеме пищи и воды. Периодполувыведения трития при поглощении в виде газа 3,3 мин, а в виде воды 1012 суток.Удельная массовая активность трития: 3,591014 Бк / г .Активность одного нормального литра трития: 4,8081013 Бк / л .К радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшемуиспользованию вещества, материалы, смеси, изделия, удельная активностьтехногенных радионуклидов в которых превышает МЗУА (сумма отношенийудельных активностей техногенных радионуклидов к их МЗУА превышает 1).При неизвестном радионуклидном составе отходы являются радиоактивными,если суммарная удельная активность техногенных радионуклидов в нихбольше:- 100 кБк/кг - для бета-излучающих радионуклидов;- 10 кБк/кг - дляальфа-излучающихрадионуклидов(заисключениемтрансурановых);-1,0 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов [15]:Таблица 5.Категории тритий-содержащих отходовудельная активность, Бк/кгНизкоактивныеОт 109 до 1010СреднеактивныеОт 1010 до 1014Высокоактивныеболее 101427При уровнях активности радионуклидов, меньше приведенных вТаблице 5 и условии применения МЗУА и МЗА одновременно, эффективнаяиндивидуальная годовая доза облучения лиц из персонала и населения непревысит 10 мкЗв и в аварийных случаях 1 мЗв, а коллективная эффективнаядоза - 1 Зв/чел при любых условиях использования.

Для трития МЗУА и МЗА(группа радиационной опасности Г (по другим данным группа Д - изотопы снаименьшей радиотоксичностью)): МЗУА  106Бк, МЗА  109 Бк .гПри превышении одновременно МЗУА и МЗА требуется разрешение наиспользование источника.Допустимая среднегодовая объемная активность для трития [16]:ДОАперс Г 1  4,4105Бк- пары тритированной воды;м3ДОАперс Г 2  4,4109Бк- газообразный тритий;м3ДОАперс Г 3  4,4107Бк- тритированный метан.м3Рекомендуемая Международной комиссией радиологической зашитыусловная граница допустимого содержания трития в воде (при которомпрактически не наблюдается ее саморазложение): 3,71012Бк.лОтносительная объемная концентрация трития в сухом атмосферномвоздухе: 5,510 21 .Плотность трития при НУ: T 2 ну  0,123кг.м3Содержание трития в воздухе по разным источникам от 6,8•10-22 до1,6•10-14 г/л (при абсолютной влажности 10 мг на литр).Далее ведем расчет по наибольшему значению:y3 He  7,21012 - относительное содержание 3He в воздухе;xНТ  1018 - относительное содержание водорода к тритию в воздухе;28Таблица 6.Основные характеристики соединений тритияВид соединенийДозовыйтритиякоэффициент( eВНУТРi ),ПределЗвБкДопустимаягодовогопоступления объемнаяактивность( ПГП ПЕРС ),Бкгод( ДОАПЕРС ),Бкм3Оксид тритияHTO, ДТО, Т2Опары тритиевой1,810111,11094,41051,810 131,110134,41071,810 151,110134,4109водыТритированный(CH3T)Газообразныйтритий (HT, ДТ,Т2)Таблица 7.Значения допустимых концентраций трития в воздухе рабочей зоныДля категории А:ПДП ,БкгодДК А ,Для категории Б:БклПДП ,БкгодДК А ,БклГаз5,55101222,21055,510117,4104НТО (Т2О)4,41083,710 27,41073,710 2yH 2  0,00005% - относительное содержание водорода в воздухе;y4 He  0,000524% - относительное содержание гелия в воздухе;mHe  0,000073%mH 2  0,00008%- массовые содержания в воздухе.Рассмотрим сырую неоно-геливую смесь с содержанием водорода ~2 %29(при 100 % извлечении водорода и трития):QT  3,591014Бк- удельная активность трития.гСодержание трития в Ne-He смеси при Н.У.:XТ2%кг 6, 41010 3yH 2мПримем среднюю плотность сырой Ne-He смеси  NeHe  0,9(1.3)кг.м3Удельная активность Ne-He смеси при Н.У.

Характеристики

Список файлов диссертации