Исследование накопления трития в реакторе

Основные свойства трития. Реакторы для наработки трития. Пути решения проблемы газовых выбросов. Оценка радиационной опасности трития от различных ядерных объектов. Химические и физические свойства бериллия. Вычисление плотности потока нейтронов.

Рубрика Физика и энергетика
Вид дипломная работа
Язык русский
Дата добавления 20.01.2013
Размер файла 687,9 K

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

1. Теоретическая часть

1.1 Основные свойства трития

Тритий представляет собой радиоактивный изотоп водорода атомной массой 3 (один протон, два нейтрона). Период полураспада трития равен 12.34 года.

Распадаясь, тритий превращается в гелий, выделяя при этом довольно интенсивное бета-излучение. Энергия его бета-частиц относительно невелика, поэтому при нахождении вне организма (внешнее облучение) тритий серьезной угрозы не представляет.

Однако, при внутреннем облучении (при попадании трития внутрь организма человека с воздухом или водой), он может представлять серьезную угрозу для здоровья. Дело в том, что тритий, являясь изотопом водорода, химически ведет себя также как водород, и поэтому способен замещать его во всех соединениях с кислородом, серой, азотом, легко проникая в протоплазму любой клетки. В этом случае испускаемое тритием бета-излучение способно серьезно повредить генетический аппарат клеток.

Тритий - T: Eвmax = 0.018 МэВ; максимальный пробег электрона в воздухе 4.2 мм. В силу большого периода полураспада является глобальным загрязнителем атмосферы. Образуется в атмосфере в результате взаимодействия космического излучения с ядрами атомов воздуха. Средняя скорость образования H3 в атмосфере 0.2 см-2с-1, в литосфере 10-3 см-2с-1 и в гидросфере 10-6 см-2с-1. Всего в год образуется (от 5.5 до 11.0)·1010 МБк космогенного H3. Общее количество его на Земле (от 92 до 185)·1010 МБк, из которых 65% находятся в океане, 27% - в поверхностных водах континентов и в литосфере, 8% - в атмосфере.

Тритий образуется и в результате испытаний термоядерного оружия, в период их проведения наблюдалось максимальное его содержание в атмосфере. С тех пор за счет радиоактивного распада содержание трития уменьшилось в 2.5 раза. В настоящее время примерное среднее фоновое содержание H3 в поверхностных водах составляет 4 Бк/л.

Тритий является одним из наиболее подвижных радионуклидов, обладает высокой миграционной способностью в природных средах. В отличие от других радионуклидов не удерживается никакими очистными барьерами.

Как правило, в атмосфере сразу после образования H3 соединяется с кислородом воздуха в молекулы тяжелой воды HTO (77%), DTO и T2O.

Физические, химические и биохимические свойства подобны таковым для обычной воды H2O. Интегрированный в живой организм тритий эффективно включается в состав биологической ткани, вызывая мутагенные нарушения, как за счет воздействия в-излучения, так и за счет молекулярных изменений, вызванных заменой водорода нейтральным атомом гелия (в результате распада H3 > He3).

Независимо от путей поступления в живой организм H3 распределяется в нем равномерно и находится в нем в виде свободного HTO или в виде связанного H3. Для человека период полувыведения свободного H3 9.7 суток, а для связанного H3 от 30 до 450 суток.

Таблица 1 - Основные свойства трития

Молекулярная масса, а.е.м.

6.04

Температура плавления, °C

-252.5

Температура кипения, °C

-248.1

Энтропия образования, Дж/моль·K

153.22

Мольная теплоемкость, Дж/моль·K

29.2

Критическая температура,°C

-229.45

Критическое давление, Мпа

2.11

Критическая плотность, г/см3

0.112

1.2 Реакторы для наработки трития

С середины 1949 года в России начался период интенсивной работы по созданию водородной бомбы. Теоретические основы термоядерного оружия разрабатывались практически одновременно с работой над первой советской атомной бомбой. Проработки научных коллективов показали, что именно тритий является наиболее энергетически эффективной «взрывчаткой» для этого вида оружия. Первая водородная бомба («слойка» Сахарова) РДС-6 требовала такие материалы как тритий, литий-6, дейтерид лития, тритид урана. С целью промышленной наработки трития на ПО «Маяк» (ранее комбинат №817) был построен уран-графитовый реактор «АИ» (реактор «А изотопный»). Он был запущен спустя три с половиной года после начала эксплуатации первого промышленного уран-графитового реактора «А» на том же предприятии, основным назначением которого было накопление оружейного плутония для ядерных зарядов. Главной целью реактора «АИ» на первом этапе его эксплуатации являлось производства трития для термоядерного оружия. На этом реакторе впервые был освоен режим производства трития (реактивный режим), необходимый для проведения опытных работ по разработке термоядерного оружия и осуществления первого взрыва термоядерной бомбы. На нем были также реализованы научно-технические основы высокоэффективного производства изотопов для народного хозяйства страны, науки и медицины.

В 1950 году окончена разработка проектного задания на реактор, а в августе начато строительство на Комбинате №817. В 1951 году - окончание основных строительно-монтажных работ, начало предпусковых работ по реактору: проверка и опробование систем, пусковые опыты. 12 ноября - достижение критичности реактора «АИ», впервые в СССР начало работ с обогащенным топливом. 22 октября 1952 года - сдача реактора в эксплуатацию. 14 февраля 1952 года - достижение проектного уровня мощности 40 МВт. Декабрь 1952 года - повышение мощности до 57.5 МВт.

Реактор «АИ» - ядерная установка с вертикальной компоновкой активной зоны. Он представлял собой блочную графитовую систему с водяным охлаждением. Активная зона образована вертикальными колоннами графитовых кирпичей с отверстиями в центре для установки технологических каналов. Она установлена на опорную металлоконструкцию, которая имеет боковую и верхнюю биологическую защиту и различные контрольные системы и устройства для выявления и предупреждения аварийных ситуаций. Внутрь технологических каналов загружаются рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждаются на проток химически обработанной водой. Номинальная мощность реактора 40 МВт. Реактор представлял собой вертикальный графитовый цилиндрический блок с проходящими через него трубами-каналами, параллельными оси цилиндра. Общее количество каналов - 248. Шаг квадратной решетки - 200 мм. Размер активной зоны: диаметр - 2800 мм, высота - 3000 мм. В каналы центральной части реактора (около 50% всех каналов) загружаются рабочий блок одного типа, в периферийные каналы - навески другого типа. Ввиду высокой температуры графита (достигающей 500°С) в реактор подавался вместо воздуха азот, препятствующий окислению графита. Загрузка и разгрузка каналов проводилась сверху краном с дистанционным управлением.

Рабочие блоки с обогащенным ураном, рассчитанные на повышенные до 106 ккал/(м2ч) тепловые нагрузки изготавливали на базе уран-магниевой керамики, обладающие повышенной стойкостью против распухания. Высокий коэффициент мультипликации - К=1.35 обеспечивался за счет загрузки 3.5 т обогащенного 2% урана. Ядерное топливо с двух процентным обогащением по урану-235 обеспечивает избыток нейтронов для получения трития. Металлокерамический (магний+уран) втулочный рабочий блок диаметром 58 мм по оболочке и длиной 150 мм одностороннего охлаждения, с вытеснителем (магниевым керном), размещаемым внутри втулочного блока, и без него. Впоследствии эти блоки были заменены на другие топливные композиции (интерметаллид десятипроцентный, диоксид урана восьмидесяти и девяностопроцентного обогащения) для улучшения теплотехнических характеристик реактора.

Расход охлаждающей воды - 900 м3ч; скорость охлаждающей воды - 4.5 м/с; температура на выходе из реактора - 65°С; температура графита - 428°С; вес графитовой кладки - 135.5 т. Отличие реактора АИ от реактора «А» заключалось в использовании обогащённого топлива, в результате чего теплотехнические характеристики АИ были более напряженными, чем для реактора «А».

В периферийную часть активной зоны загружались сырьевые блоки с солью лития (Li2SO4). Сырьевые блоки также загружались в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу основной загрузки. Это было сделано для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в центральной зоне, т.е. нейтроны утечки. В реакторе имелась центральная часть активной зоны, которая являлась источником нейтронов, и периферийная зона, в которую устанавливались каналы с сырьевыми блоками (частокол) для улавливания нейтронов утечки и эффективного накопления трития.

Наряду со стандартными каналами с литиевыми блоками в «частокол» были установлены три специальных канала. В каждом канале размещалась герметичная труба, загруженная солью лития, соединенная вакуумными линиями с объемом вне реактора для откачки газов (трития и гелия), образующихся в процессе облучения. Идея трубного метода казалась заманчивой по сравнению с облучением отдельных литиевых блоков, так как позволяла отказаться от ряда технологических операций. Несмотря на перспективность трубного метода он не нашел дальнейшего использования из-за низкой степени извлечения трития из сульфата лития. Однако в дальнейшем идея трубного метода была использована на реакторе «АИ» в виде «шампурного» способа для получения различных радионуклидов.

В технологический комплекс производства трития входил также цех снаряжения магниевых блоков, печное отделение для извлечения из облученных блоков сырого газа, отделения очистки и разделения газа по изотопам и получения готового продукта в виде тритида урана.

После капитального ремонта с разборкой графитовой кладки реактор «АИ» с 24 декабря 1956 года был переведен в изотопный режим по производству радионуклидов С14, Cl36 и короткоживущих радионуклидов. В изотопном режиме средний годовой уровень мощности составлял 125% от проектного (50 МВт), среднее значение плотности нейтронного потока -3·1013 см-2с-1, температура графита - 520°С. Восьмой и девятый радиусы реактора загружались трубами с солью Ca(NO3)2 и KCl для получения радионуклидов С14 и Cl36 соответственно. В плато реактора устанавливались 8 каналов для накопления короткоживущих радионуклидов. В 1958 году реактор переведён на новые керамические блоки десятипроцентного обогащения с повышенным содержанием урана-235, высотой 153 мм для целей увеличения накопления радионуклидов.

Начиная с апреля 1961 года, при работе в реактивном режиме стали использоваться литиевые блоки с семипроцентным обогащением по литию-6, а позднее - двадцатипроцентным обогащением. После капитального ремонта пуск реактора в январе 1967 года был осуществлен на втулочных блоках восьмидесяти процентного обогащения. Начиная с февраля 1969 года, реактор был переведен на загрузку втулочными блоками АИД-90 девяностопроцентного обогащения с повышенным содержанием урана-235 с целью увеличения выгорания и снижения затрат на радиохимическую переработку облученных блоков.

В результате мощность реактора была увеличена до 100 МВт и повышена производительность по тритию и другим радионуклидам. 25 мая 1987 года уран графитовый реактор АИ после 35.5 лет работы был остановлен и выведен из эксплуатации.

В России помимо реактора АИ тритий нарабатывали на реакторе АВ-3, а затем на тяжеловодных реакторах (реактор ОК-180, Людмила и др.) и на легководном реакторе Руслан.

Национальное управление ядерной безопасности (NNSA) США работает над восстановлением возможностей Соединённых Штатов по производству трития, одного из ключевых радиоизотопов для нужд военной ядерной программы.

Тритий имеет относительно короткий период полураспада 12.33 года, и его запасы подлежат периодическому обновлению. Во время холодной войны тритий производился в США на ядерных объектах Саванна-Ривер (Южная Каролина) и Ханфорд (Вашингтон).

Последний из промышленных реакторов-наработчиков трития был остановлен в США в 1988 году по соображениям безопасности. С тех пор, единственным источником пополнения запасов трития остаётся повторное использование трития из демонтированных боеголовок. Разумеется, это всего лишь временное решение.

В 1996 году Соединённые Штаты приняли программу «Тритиевая готовность» (Tritium Readiness Program), за исполнение которой в настоящее время отвечает NNSA. Годовой бюджет программы составляет до 70 миллионов долларов.

Наработка трития ведётся в США сейчас следующим образом. СВП из нержавеющей стали, содержащие алюминат лития и цирконий (tritium-producing burnable absorber rods, TPBAR) облучаются в реакторе «Уоттс Бар-1» (Watts Bar-1), принадлежащем компании TVA.

Период облучения составляет 18 месяцев. После извлечения из активной зоны, стержни TPBAR транспортируются в Саванна-Ривер для переработки и выделения трития и последующей подготовки трития для передачи военным.

Начиная с момента облучения первой партии стандартных TPBAR (2003 год), у американцев возникли технические сложности. Прежде всего, тритий утекает - или «проникает» - через оболочки стержней в теплоноситель, и скорость утечки существенно выше, чем предсказывалось. Выход трития в теплоноситель, а впоследствии, и в атмосферу неминуемо приводит к росту доз на население окружающих районов.

1.3 Пути решения проблемы газовых выбросов трития

Современный уровень технологий и радиационной защиты на ядерных объектах при штатных режимах эксплуатации обеспечивает достаточно низкий уровень содержания трития в производственных помещениях и, следовательно, в вентиляционных выбросах. Однако при проведении ремонтных работ и, особенно в аварийных ситуациях уровень концентрации трития может повышаться на порядки и приводить к большим разовым выбросам в окружающую среду. Для решения этой проблемы необходимы соответствующие системы детритизации.

До недавнего времени на большинстве объектов атомной отрасли России проблема очистки от трития газовых выбросов в окружающую среду не решалась. Это стало одной из причин того, что допустимые выбросы трития в России в соответствии с НРБ-99 примерно на порядок больше, чем в США (7700 Бк/л против 740 Бк/л), и более чем в 75 раз выше норм Евросоюза (100 Бк/л). Отечественные нормативы соизмеримы только с установленными в Канаде, где атомная энергетика, в отличие от российской, основана на использовании тяжеловодных реакторов CANDU (при их эксплуатации образуется на два порядка больше трития, чем в легководных реакторах).

С точки зрения радиационной безопасности тритий как радионуклид (мягкий в-излучатель, Еср.=5.71 кэВ), на первый взгляд, менее значим, чем, например, Sr90 или Cs137. Однако в газовых выбросах он, как правило, содержится в химической форме воды и его попадание в организм человека может привести к крайне опасным последствиям, в том числе и на генетическом уровне.

С точки зрения обращения с радионуклидами следует учесть особенность трития, находящегося в форме воды. По своим физическим и химическим свойствам тритированная вода очень мало отличается от обычной, содержащейся в воздухе. Поэтому ее удаление из воздуха не может быть проведено привычными для тяжелых радионуклидов методами (с использованием селективных сорбентов и т.д.). Из воздуха необходимо удалять всю воду, к примеру, за счет его глубокой осушки на цеолитах. Однако этот процесс является циклическим и требует регенерации сорбента. Последняя, в свою очередь, проводится при температурах выше 300°С, и, следовательно, требует значительных энергетических затрат. Кроме того, необходимо решать технологические проблемы, связанные с организацией потока продувочного газа, необходимого для регенерации, и извлечением из него содержащей тритий воды.

1.3.1 Фазовый изотопный обмен

В настоящее время предложена альтернативная технология очистки воздуха от паров тритированной воды. Она основана на противоточном процессе фазового изотопного обмена паров воды в воздухе с жидкой водой природного изотопного состава. По своему аппаратурному оформлению этот процесс очень прост и освоен в промышленных масштабах для абсорбционной очистки различных газов. Его суть заключается в том, что в колонну, заполненную какой-либо насадкой для развития поверхности контакта между газом и жидкостью, сверху подается природная вода, а снизу - поток очищаемого воздуха. Учитывая, что процесс является противоточным, по высоте колонны концентрация трития в парах воды в воздухе снизу вверх уменьшается, а в воде - увеличивается. Процесс проводится при температуре от 20 до 30°С. Фазовый изотопный обмен воды сопровождается изотопным эффектом, при этом равновесная концентрация трития в жидкой воде при температуре 20°С на 10% выше, чем в водяных парах. Это означает, что количество подаваемой в колонну воды, и, следовательно, образующихся вторичных радиоактивных отходов, меньше, чем количество паров воды в очищаемом воздухе. Изменяя высоту колонны, можно достигать любой требуемой степени очистки воздуха от трития.

Экспериментальные данные доказывают, что для детритизации 1500 м3/ч воздуха (степень очистки равна 1000) необходима колонна диаметром около 600 мм и высотой около 10 м. При этом, если очищаемый воздух имеет относительную влажность 100% при температуре 20°С, количество образующихся вторичных отходов в виде воды, выходящей из колонны, составит около 30 кг/ч.

При небольших концентрациях трития задачу очистки воздуха с использованием этого процесса можно решить и таким образом, чтобы вода, выходящая из колонны, соответствовала нормам, позволяющим сбрасывать ее в спец канализацию. Для этого необходимо лишь увеличить количество воды, поступающей на орошение колонны. Формально в этом случае вообще не образуется отходов, подлежащих переработке или захоронению.

Данную технологию также можно применять в случаях, когда тритий в воздухе содержится не только в виде паров воды, но и водорода. Тогда очищаемый воздух перед его поступлением в колонну фазового изотопного обмена предварительно подается в блок каталитического окисления водорода до воды.

Существуют катализаторы, позволяющие проводить глубокую конверсию водорода в воду даже при комнатной температуре. Таким образом, по сравнению с адсорбционной очисткой воздуха процесс фазового изотопного обмена имеет следующие преимущества:

- количество вторичных тритий содержащих отходов меньше на 6%;

- очистка проводится при температуре окружающей среды и практически не требует энергетических затрат;

- процесс прост в аппаратурном оформлении и управлении, легко регулируется в случае изменения исходных параметров очищаемого воздуха (концентрации трития, величины потока, температуры и влажности).

1.3.2 Комплексная технология

Особого обсуждения требует проблема вторичных отходов, образующихся при очистке воздуха. Задача уменьшения их количества, равно как и переработки накопленных и хранящихся сегодня на разных объектах ЯТЦ больших объемов отходов тритированной воды, в принципе, имеет технологическое решение. В ряде стран, в том числе и в России, разработан метод, основанный на химическом изотопном обмене водорода с водой - так называемый СЕСЕ-процесс (combined electrolysis and catalytic exchange). Для его проведения требуется специальный катализатор, обладающий свойством гидрофобности. Такой катализатор был разработан в 70-х годах прошлого века сначала в Канаде, а затем во многих других странах, включая Россию. В Канаде СЕСЕ-технология применяется для изотопной очистки тяжеловодного теплоносителя реактора CANDU. В России с 1995 года в ПИЯФ имени Б. Константинова (Гатчина) работает опытно-промышленная установка депротизации и детритизации тяжеловодных отходов, в которой до сих пор без замены используется российский катализатор. В обоих случаях использование этой технологии оправдано целью - поддержанием необходимых ядерно-физических свойств теплоносителя либо получением достаточно дорогостоящей кондиционной тяжелой воды.

Как правило, концентрация трития в хранящихся отходах легководных реакторов невелика, и даже при большом объеме таких отходов его суммарное количество очень мало (например, в 1500 т отходов с исходной концентрацией трития 37 МБк/кг содержится всего 0.15 г. трития). Таким образом, переработка хранящихся тритий содержащих отходов с целью значительного сокращения их объема всегда будет затратной, ее проведение определяется только экологическими соображениями. Однако с термодинамической точки зрения маловероятно появление в будущем технологии, более экономичной, чем та, что основана на изотопном обмене между водой и водородом. В связи с этим можно предложить комплексную технологическую схему переработки тритий содержащих отходов. В основе этой схемы лежат уже рассмотренные выше методы и, на финишной стадии, процесс криогенной ректификации водорода. Его необходимость обусловлена тем, что при использовании химического изотопного обмена в системе «вода-водород» степень концентрирования трития в воде ограничена, поскольку при высоких содержаниях трития идет процесс саморадиолиза воды. Максимальная концентрация трития в этой системе, по разным оценкам, не должна превышать 40 ТБк/кг. Процесс криогенной ректификации, также хорошо освоенный в России, позволяет проводить концентрирование вплоть до практически чистого трития.

В настоящее время подобная схема принята как составная часть системы тритиевой безопасности для проектируемого термоядерного реактора ITER (Кадараш, Франция). Согласно данным литературы в ближайшем будущем она будет реализована в научном центре в Кулхаме (UKAEA, Великобритания) для переработки тритий содержащих отходов, образовавшихся в ходе эксплуатации европейского термоядерного реактора JET.

Оба приведенных примера относятся к термоядерным реакторам, в которых используется или предполагается использовать большое количество чистого трития. В России, как правило, небольшая концентрация трития в отходах, и целесообразность реализации приведенной схемы определяется соотношением затрат на хранение или захоронение отходов и стоимости их переработки, для чего должна быть проведена соответствующая технико-экономическая оценка.

В России разработаны все технологии, необходимые для переработки различных тритий содержащих отходов. В настоящее время наиболее целесообразно предусматривать на действующих или строящихся ядерных объектах создание достаточно простых и недорогих систем детритизации газовых сбросов, предназначенных для аварийных ситуаций или проведения ремонтных работ. Эту позицию разделяют и в ГК «Росатом». В настоящее время планируется начало работ по созданию установок детритизации воздуха с использованием технологии изотопного обмена для нового производственного помещения ФГУП ПО «Маяк» и разрабатываемой установки вскрытия ОЯТ методом волоксидации на Горно-химическом комбинате (Красноярск).

1.4 Оценка радиационной опасности трития от различных ядерных объектов (Предприятия «Маяк», АЭС и ядерных хранилищ)

Установлено, что удельный вклад поступления трития с вдыхаемым воздухом и через кожные покровы составляет от 15 до 20% от дозы, обусловленной фактическим содержанием трития в организме. С продуктами питания и питьевой водой поступает от 80 до 85% этого радионуклида, обладающего большой миграционной способностью.

Дозы облучения детей за счет трития в водной фазе организма находились в пределах от 10 до 63 мкЗв/год и составляли от 1 до 6.5% от предела дозы для населения, установленного НРБ-99, хотя и превышали фоновые величины в 15 раз.

Учитывая создавшееся в изучаемом районе относительно равновесное локальное загрязнение тритием в течение многих лет объектов окружающей среды, необходимо интенсифицировать разработку методики экспрессного определения в биосредах органически связанного трития и развернуть исследование перехода по пищевым цепям органически связанного трития, уровни накопления которого в белковых фракциях организма оцениваются нерепрезентативно, а дозы облучения за счет связанной в молекулах ДНК фракции трития17 могут вносить дополнительно 60% и более к величине дозы, обусловленной поступлением третированной воды. Но именно эти 60%, по современным данным, ответственны за те вредные последствия для здоровья населения, которые заставляют ужесточать нормативы содержания его в виде НТО в экологических объектах.

Исследования радиационно-гигиенической опасности атмосферного трития в районе первого отечественного завода по регенерации ядерного топлива проводятся в течение многих лет и позволяют отметить, что уровни загрязнения воздуха тритием за этот период колебались от 28.3 Бк/м3 (1980 год) до 5.4 Бк/м3 (1999 год) и в 25 раз превышали аналогичные концентрации в контроле.

Концентрации трития в воздухе жилого района вблизи завода РТ-1 несколько уменьшились по сравнению с доконверсионным периодом, что вполне объяснимо снижением объемов переработки.

Влияние завода по регенерации отработанного ядерного топлива (РТ-1) на формирование локального и глобального загрязнения тритием атмосферы и гидросферы в районе его расположения нельзя охарактеризовать однозначно. Так, в предпусковой период завода РТ-1 объемная активность трития составляла 22.5 Бк/м3, а в первый год работы РТ-1 - 12.9 Бк/м3. В последующие годы также не представилось возможным выявить корреляционные связи между величинами вентиляционного выброса в атмосферу из труб РТ-1.

Распространение загрязняющих веществ от водоемов-хранилищ в подземные воды контролируется сетью наблюдательных скважин.

Самые первые годы работы ПО «Маяк» были периодом максимальных выбросов. Ввиду отсутствия системы измерения, вернее разработанных методов измерения, а также отсутствия концепции о негативной роли выбросов соответствующие измерения не проводились. Лишь к 1958-1959 годы были разработаны основные подходы к оценке состояния окружающей среды, к оценке радиоактивных выбросов.

В 1967 году была организована система наблюдений за атмосферными выпадениями службой Гидромета, ОНИСом, лабораторией ПО «Маяк».

В зоне влияния ПО «Маяк» действует система мониторинга ПО «Маяк», в том числе за основными дозообразующими радионуклидами и тритием. Наблюдения за радиоактивным загрязнением подземных вод от озера Карачай и водоема 17 ведет также специализированная гидрогеологическая экспедиция.

Концентрации в 20 раз выше глобального фонового уровня загрязнения поверхностных водоемов тритием в анализируемые годы. В восточном направлении границы распространения загрязнения тритием несколько дальше, так как на данной территории преобладают ветра западной четверти.

Река Теча имеет более высокие концентрации трития в верховьях. По мере удаления от истока концентрации трития в реке падают, что указывает на источник загрязнения, находящийся в верхнем течении реки.

В остальных водотоках концентрации трития ниже, чем в озерах. Это объясняется более быстрыми процессами разбавления вод в реках. Учитывая вышеприведенные результаты авторами цитируемой работы были сделаны следующие выводы:

Тритий и его образующие представляют серьезную опасность для населения, проживающего на территории Челябинской области и особенно вблизи предприятий ядерного топливного цикла ПО «Маяк». Тритий, попадая в окружающую среду, проникает в организм человека через воздух, продукты питания, питьевую воду.

Учитывая достаточно большую подвижность трития в окружающей среде, а также его высокую биологическую активность, можно отметить потенциальную опасность этого радионуклида для окружающих ПО «Маяк» территорий при его воздушно-водном (атмосферном, наземном и подземном) пути распространения из промышленных водоемов. В связи с тем, что по большинству водоемов ПО «Маяк» отсутствуют нормативы, нет возможности сделать вывод о степени воздействия деятельности предприятия и степени его опасности для прилегающих территорий. Отмечается превышение норм ДКб загрязнения подземных вод тритием, в том числе скважин, расположенных в южном направлении от водоема В-9. Необходимо разработать и внедрить на ПО «Маяк» технологии, позволяющие исключить попадание жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в окружающую среду.

Данные многолетних наблюдений показали, что обнаружен высокий уровень концентрации трития в организме детей, проживающих в разных населенных пунктах, удаленных от предприятия на расстоянии более 150 км. Спада концентрации трития в организме детей по мере удаления от источника выбросов не наблюдается. Это еще раз подчеркивает необходимость контроля, ведения постоянного мониторинга на всей территории Челябинской области и за ее пределами.

По заключению специалистов, тритий следует рассматривать как ведущий радионуклид по вкладу в эффективные дозы облучения населения за период деятельности ПО «Маяк».

Кроме того, следует отметить, что потенциальная опасность облучения населения за счет трития будет возрастать при продолжающихся работах на предприятиях ЯТЦ и вводе в эксплуатацию новых реакторов АЭС, особенно на быстрых нейтронах. Если в настоящее время эффективная эквивалентная доза, обусловленная тритием, не превышает в среднем на одного человека 0.05% от естественного фона, то с увеличением числа работающих реакторов во всех странах она может примерно через 65 лет достигнуть 1%. Это без учета потенциальной возможности возникновения радиационных аварий.

1.4.1 Тритий АЭС

Тритий, образующийся при работе АЭС и частично поступающий за ее пределы с газообразными (в атмосферу) и жидкими (обычно в водоем-охладитель) отходами, не представляет радиационной опасности для человека (в том числе для индивидуумов из населения, проживающего вблизи АЭС, индивидуумов из критической группы населения), и потому сбросы и выбросы трития с АЭС в окружающую среду не нормируются практически ни одной страной, развивающей ядерную энергетику (кроме стран, применяющих на АЭС тяжеловодные реакторы).

Основной источник искусственного трития на Земле - испытания термоядерного оружия. В семидесятых годах из-за ядерных испытаний активность трития на земном шаре во много раз превышала активность естественного трития и составляла примерно 1020 Бк. Это привело к тому, что объемная активность трития, например в дождевой воде, в 1973 году в северном полушарии составляла 55 Бк/л и в среднем в разных водоемах северного полушария объемная активность трития была от 10 до 200 Бк/л. Тритий легко окисляется, поэтому на Земле он присутствует в основном в виде воды (в водоемах), в атмосфере тритий содержится в количестве, не более 0.1% общего запаса трития на земном шаре и представлен как газообразным тритием, так и парами тритиевой воды. После прекращения массовых ядерных испытаний содержание трития в атмосфере уменьшилось, уменьшилась и его объемная активность в водоемах и приземной атмосфере. В настоящее время объемная активность глобального, т.е. связанного с ядерными испытаниями, трития в пресноводных водоемах составляет от 5 до 175 Бк/л. Так, в малых озерах Тверской области обнаружено до 75 Бк трития в литре воды, хотя в некоторых - в 10 и более раз меньше. Массовых измерений содержания трития в приземной атмосфере в последние годы не проводили, и содержание трития в атмосферном воздухе в 1994 году не изменилось по сравнению с 1975 годом и составляло примерно столько же, сколько было определено в 1982 году в регионе Чернобыльской АЭС и в это же время в регионе Игналинской АЭС.

При работе АЭС тритий образуется в реакторах:

· как продукт тройного деления ядер горючего (при делении ядер U235 на 1 ГВт электрической мощности в реакторе образуется 1,15х1011 Бк/сут трития);

· в результате (n, г) - реакции на ядрах дейтерия, находящегося в теплоносителе - воде;

· при захвате нейтронов ядрами В и Li, находящимися в теплоносителе - воде (при борном регулировании, коррекции водного режима - на АЭС с ВВЭР) и в стержнях регулирования;

· в результате реакции Не3(n, р) H3 в газовом контуре (в газе, заполняющем графитовую кладку) АЭС с РБМК;

· в результате (n, H3) и (n, р) - реакций быстрых нейтронов на ядрах 14N, 6Li, 10В, 40Са и других, присутствующих в различных материалах, используемых в конструкции реактора.

Часть реакций образования трития протекает непосредственно в реакторной воде (в воде первого контура АЭС с ВВЭР, в воде и пароводяной смеси контура многократной принудительной циркуляции АЭС с РБМК), а часть - в твэлах и стержнях регулирования. Из твэлов и стержней регулирования тритий попадает в реакторную воду при нарушении герметичности оболочек твэлов или стержней регулирования, а также вследствие диффузии - через оболочки или вследствие утечки - через не плотности оболочек. Количество (активность) трития, поступающего из твэлов в теплоноситель, в каждый данный момент различно и зависит как от продолжительности работы реактора, то есть от количества наработанного в твэлах трития, так и от количества негерметичных твэлов, эксплуатируемых в активной зоне реактора.

На АЭС с ВВЭР с борным регулированием основной реакцией образования трития в теплоносителе является реакция В (n, 2б) H3, в отсутствие борного регулирования - реакция активизации дейтерия, т.е. D (n, г) H3. На АЭС с РБМК в теплоносителе тритий образуется в основном по реакции D (n, г) H3. К тритию, образовавшемуся в теплоносителе, по этим реакциям добавляется тритий утечки из твэлов и стержней регулирования.

Большой разницы между активностью трития в выбросах АЭС с ВВЭР и РБМК (одинаковой мощности) нет. Это обусловлено особенностями контуров, в которых образуется и циркулирует тритий и организацией эксплуатации активной зоны реакторов. Обычно на АЭС с ВВЭР мощность выброса трития и его активность, выбрасываемая, например, за год работы АЭС, несколько больше, чем на АЭС с РБМК. Мощность выброса трития - максимум порядка 108 Бк/сут с двух энергоблоков. (В формировании этих значений, естественно, участвует глобальный и естественный тритий, задутый на АЭС приточной вентиляцией.) Поскольку мощность выброса трития невелика, для оценок можно принять, что вне зависимости от типа реактора, работающего на АЭС (технологической схемы АЭС), а мощность выброса трития, удаляемая с АЭС в атмосферу, за год составляет не более нескольких единиц 108 Бк/сут. Это создает объемную активность трития в приземном слое атмосферы, равную не более нескольких единиц или нескольких десятков Бк/м3. При такой объемной активности трития в приземной атмосфере дозовая нагрузка на индивидуума из населения (верхняя оценка) составит не более 10 Зв/год.

Прямые измерения концентрации трития в приземной атмосфере в регионе Чернобыльской АЭС (до аварии 1986 года) дали значение порядка 0.5 Бк/м3, в других измерениях, например на Игналинской АЭС - несколько больше, до 1 Бк/м3. Это значит, что оцененная дозовая нагрузка при ингаляции трития примерно в 10 раз меньше указанной ранее и, следовательно, составляет не более допустимой для лиц из ограниченной части населения из-за радиоактивных выбросов АЭС. Примерно такие же значения можно получить по данным для региона Калининской АЭС, где измеренная в 1992 году объемная активность трития в приземной атмосфере составила 10-4 Бк/л.

Таким образом, приведенные оценки показывают, почему выбросы трития в атмосферу не нормируют и почему нет необходимости контролировать мощность выброса трития с АЭС в атмосферу.

Большая часть трития, наработанного на АЭС, а точнее находящегося в воде первого контура или контура многократной принудительной циркуляции до 85%, покидает АЭС с жидкими стоками. Поскольку жидкие стоки на большинстве АЭС сбрасываются в водоем-охладитель, в него и поступает тритий, попавший с протечками в стоки: техническую (используемую для охлаждения турбин, другого оборудования), дебалансную и другие удаляемые с АЭС воды. Вполне можно полагать, что за год работы АЭС вода первого контура или контура многократной принудительной циркуляции обновится, и следовательно, весь наработанный и попавший в эти контуры тритий поступит в водоем-охладитель (естественно, за вычетом трития, который был выброшен в атмосферу, но это сравнительно небольшая его доля - не более 20%).

АЭС и водоем-охладитель - единая система с прямыми и обратными связями между ее блоками - АЭС и водоемом. В этой системе и происходит циркуляция трития, как того, который относится к естественному и глобальному, так и образовавшегося при работе АЭС. Поэтому активность трития, сбрасываемую с АЭС в водоем, можно определить как разность между активностью трития в сбросах жидких стоков с АЭС и активностью трития в воде, забираемой на АЭС из водоема. Добавка трития в воду, взятую на АЭС из водоема, за время ее пребывания на АЭС мала, поэтому сделать это практически не удается. Из-за того, что до пуска АЭС в воде водоема-охладителя активность трития, как правило, не определяли, не удается определить динамику активности во время работы АЭС.

Это определение предполагали сделать на озере Друкшяй - в водоеме-охладителе Игналинской АЭС, для чего была определена нулевая (до начала работы АЭС) объемная активность трития в воде озера: она составляла 25 Бк/л. Объемная нулевая активность трития была определена также в воде водоема-охладителя Чернобыльской АЭС. Она составляла 15 Бк/л. Однако последующие наблюдения в течение почти четырех лет работы Чернобыльской АЭС в пределах погрешности определения активности трития не выявили роста его объемной активности, а следовательно, и полной активности трития в воде водоема.

Тритий по ряду причин занимает особое место в вопросах обеспечения радиационной безопасности АЭС. Во-первых, содержание трития в жидких сбросах при нормальной работе АЭС намного превосходит по абсолютному значению содержание всех остальных нуклидов, а в газообразных выбросах в окружающую среду количество трития уступает только количеству радиоактивных благородных газов. Во-вторых, в отличие от химически инертных РБГ, инкорпорированный тритий эффективно включается в состав биологической ткани, вызывая мутагенные нарушения, как за счет бета-излучения средней энергии 5.8 кэВ, так и за счет нарушения молекулярных связей, вызванных заменой изотопа водорода нейтральным гелием, образовавшимся в результате распада трития.

В-третьих, тритий обладает большим периодом полураспада (12.4 лет) и вследствие этого является глобальным загрязнителем природных комплексов.

Образовавшийся на АЭС тритий, в отличие от других радионуклидов, поступает в окружающую среду, минуя очистные барьеры, с жидкими стоками в виде тритиевой воды и с газовыми выбросами.

С 1987 по 1995 годы проводились систематические исследования содержания трития в водных объектах и приземной атмосфере в районе расположения Калининской АЭС. Измерения выполнялись в аккредитованной Госстандартом России лаборатории с использованием жидко сцинтилляционного бета-счетчика LKB 1220. Предел чувствительности измерений содержания трития в воде составлял 0.4 Бк/л. Погрешность измерений концентрации трития в воде не превышала 30%, в воздухе - 50%.

За период исследований средняя концентрация трития в воде озер-охладителей изменялась в пределах от 140 до 192 Бк/л, имея тенденцию к увеличению. Максимальная концентрация была отмечена в марте 1994 года и составляла 260 Бк/л. Фоновая концентрация трития в воде озер Удомельского района составляет от 4 до 8 Бк/л. Таким образом за счет сбросов КАЭС содержание трития в озере Песьво и Удомля превышает фоновые уровни этого нуклида примерно в 40 раз. Среднегодовой вынос трития из озер с водами реки Сьежа оценивается в 11.1 ТБк/год. Прогноз, показывает, что при пуске третьего блока КАЭС максимальная концентрация трития в воде озёр может достигнуть 370 Бк/л, а при неблагоприятных гидрометеорологических условиях в маловодный год - 440 Бк/л. Приводимые оценки справедливы только в случае продолжения сбросов тритий-содержащих вод в озёра-охладители без учёта закачки в подземные горизонты.

В большинстве сельских источниках питьевого водоснабжения cодержание трития находилось на уровне ниже чувствительности метода измерений. Исключение составили пять колодцев, расположенных в береговой зоне озера Песьво, концентрация трития в которых находилась в диапазоне от 2.6 до 19.6 Бк/л. Появление трития в колодцах, по-видимому, связано с загрязнением водоносных пластов в береговой зоне озер Удомли и Песьво. Одной из задач исследований являлось определение концентрации трития в воде малых прудов и водообразований, используемых для водопоя скота. Наибольшее содержание трития - от 11 до 74 Бк/л отмечено в воде прудов, расположенных в непосредственной близости от озер Песьво и Удомля. На удалении 15 км от озер концентрация трития снижалась до фонового уровня.

В штатном режиме работы КАЭС при коэффициенте используемой мощности 0.7 годовой газоаэрозольный выброс трития в атмосферу составляет примерно 11.1 ТБк/год. Среднегодовое поступление трития в атмосферу за счет испарения с поверхности озерах Песьво и Удомля оценивается величиной 5.5 ТБк/год. Таким образом, суммарное поступление трития в атмосферу составляет примерно 16.6 ТБк/год.

Более 80% суммарного трития в пробах воздуха находилось в связанной форме в виде паров тритиевой воды. Максимальные концентрации трития в воздухе отмечались летом вблизи озёр-охладителей со стороны наветренного берега.

Для оценки влияния сбросов трития в озерах Песьво и Удомля были рассчитаны дозовые нагрузки на население. При расчёте суммарной дозы предполагалось, что в воде озёр присутствуют только три нуклида: Cs134, Cs137 и трития, для которых критическим органом является всё тело.

Концентрации Cs134 и Cs137 в воде озёр при работе в штатном режиме и при пуске третьего блока при расчетах считались неизменными и равными среднеизмеренным: 3.7 и 14.8 Бк/м3 соответственно. Расчёты показали, что суммарная доза, создаваемая тремя нуклидами, при вкладе трития 30% составляет 0.03 мЗв/год (3 мбэр/год). При расширении КАЭС до трех блоков доза облучения приблизится к 0.04 мЗв/год и вклад трития составит не менее 50%. В этом случае потребуются систематические наблюдения за содержанием трития в воде озер и реки Съежи, так как любое повышение активности трития в сбросных водах будет приводить к превышению установленных СП АЭС дозовых пределов (0.05 мЗв/год).

Наличие поверхностных водоемов-хранилищ ЖРО приводит к проникновению РВ в грунтовые подземные воды.

Минуя очистные барьеры, образовавшийся на АЭС тритий (или радиоактивный водород) поступает в ОС с жидкими сбросами в виде тритиевой воды и газообразными выбросами. Загрязнение тритием грунтовых вод имеет место практически при нормальной эксплуатации большинства российских АЭС. Наличие трития вокруг АЭС скоро станет главной головной болью. Тритий легко связывается протоплазмой живых клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепочках. Когда тритий распадается, он превращается в гелий и испускает сильное бета-излучение. Эта трансмутация особенно опасна для живых организмов, так как может поражать генетический аппарат клеток.

Однако реактор типа БН-600 (Белоярская АЭС) имеет в плане наработки трития существенное отличие, поэтому постоянный контроль выброса, сброса трития и концентрации трития в Белоярском водохранилище не вызывает особых вопросов. Не дает возможности отказа от постоянного контроля трития и близость Белоярской АЭС и ПО Маяк. Представлены данные биофизической станции (поселок Заречный), которая осуществляет контроль трития около Белоярской АЭС. Источниками поступления трития в Белоярское водохранилище также являются промливневый и обводной каналы. Наблюдения за содержанием трития в первом, проводившиеся систематически в течение длительного времени (с 1980 по 1988 годы) показали, что во всех пробах концентрация трития в среднем в 2 раза выше, чем по водохранилищу в целом. Содержание его в обводном канале оказалось выше, чем в промливневом. При этом самая высокая концентрация радионуклида обнаружена в этом канале - напротив водоочистных сооружений (5700 Бк/л). По мере продвижения вдоль канала содержание радионуклида снижается в результате разбавления водой из котельной и впадающих в него небольших ручьев. В месте впадения в водоем-охладитель концентрация трития остается достаточно высокой (580 Бк/л).

Таким образом, обводной канал, считающийся радиоактивно чистым, загрязняет водоем радионуклидами даже больше, чем промливневый.

Как известно, тритий - один из наиболее подвижных радионуклидов. Он плохо сорбируется растениями и грунтами, находится преимущественно в воде. Поэтому в природных условиях этот радионуклид может переноситься водным потоком на большие расстояния. Поскольку в окрестностях Белоярской АЭС наиболее крупной водной артерией является река Пышма, изучали изменение содержания трития в ней на всем ее протяжении. Как уже говорилось, Белоярское водохранилище расположено в 75 км от истока реки Пышмы. Ниже по течению в нее впадает река Ольховка, вытекающая из Ольховского болота, в которое в течение более, чем 25 лет производится контролируемый сброс дебалансных промышленных вод Белоярской атомной электростанции. По содержанию трития в воде реке Пышмы наиболее низкая его концентрация до впадения этой реки в водохранилище, а на участке от плотины до места впадения реки Ольховки концентрация несколько возрастает (до 50 Бк/л). После впадения реки Ольховки она увеличивается до 95 Бк/л за счет притока загрязненной воды из Ольховского болота. Ниже по течению реки Пышмы на расстоянии до 120 км от места слияния ее с рекой Ольховкой концентрация трития остается более высокой по сравнению с водой до впадения реки в водохранилище.

Как известно, одним из возможных путей поступления трития в окружающую среду являются газоаэрозольные выбросы АЭС. В связи с этим исследовали содержание трития в дождевых и снеговых осадках на разном расстоянии от АЭС.

1.4.2 Тритий ядерных хранилищ

В 2000-2005 годах проводилась оценка содержания трития в зоне строго режима и районе расположения Благовещенского, Нижегородского, Мурманского, Свердловского и Челябинского спецкомбинатов Радон.

Контакт воды с РАО в емкости хранилищ ТРО приводит к образованию жидких тритиевых отходов. Тритий выходит за пределы хранилища твердых радиоактивных отходов и обнаруживается в воде контрольных скважин санитарно-защитной зоны предприятия в количествах превышающих не только фоновые значения, но и уровень вмешательства, достигая в отдельных случаях уровня тритиевых отходов.

Однако это не привело к загрязнению тритием поверхностных водоемов и источников питьевого водоснабжения в пятикилометровой зоне расположения спецкомбинатов.

Спецкомбинаты Радон представляют потенциальную опасность загрязнения окружающей среды тритием и нуждаются в радиоэкологическом мониторинге трития как в санитарно-защитной зоны, так и за ее пределами.

1.5 Химические и физические свойства бериллия

Бериллий - стратегический металл, необходимый для ядерной и аэрокосмической промышленности и используемый в производстве телекоммуникационного оборудования. В настоящее время имеющиеся потребности России в бериллии удовлетворяются за счет импорта.

Продукция проектной компании сможет покрыть весь отечественный спрос, что позволит обеспечить 100% выполнение государственных заказов и коммерческих поставок для всех отраслей промышленности в России, в том числе для космической отрасли в рамках Федеральной космической программы (рост 7.5% в год), гражданской и военной авиации (рост 6.5% в год), развивающегося автомобилестроения (рост 2.5% в год), телекоммуникационной отрасли (рост 10% в год).

К 2015 году объем мирового рынка бериллия в количественном выражении достигнет 465 тонн. Планируется, что доля проектной компании к этому моменту, в пересчете на чистый бериллий в металлическом эквиваленте, будет составлять порядка 24%. Основные драйверы роста - увеличение спроса на бериллий со стороны телекоммуникационной и оборонной отраслей.

В рамках проекта будет создана новая проектная компания на базе Ермаковского бериллиевого месторождения (Республика Бурятия). Основным продуктом проекта станет гидроксид бериллия. Дальнейшая переработка будет происходить в Казахстане на Ульбинском металлургическом заводе (УМЗ). Предприятие входит в число крупнейших в мире производителей изделий из урана, бериллия и тантала и является единственным на Евразийском континенте предприятием, выпускающим все виды бериллийсодержащей продукции от черновых слитков до готовых изделий.

Основная часть выручки будет приходиться на продукты с максимальной добавленной стоимостью - металлический бериллий и наноматериалы из бериллия (59% выручки). В рамках проекта будет создана лаборатория по разработке и подготовке к производству наноматериалов из бериллия (композиционные материалы и керамика). К участию в исследованиях планируется привлечь специалистов Национального исследовательского центра «Курчатовский институт», Национального исследовательского Томского политехнического университета, ОАО «Композит», ОАО «ВНИИНМ имени академика А.А. Бочвара», Московского физико-технического института.

Переход к наноразмерам позволяет получать сплавы прочнее многих специальных сталей, которые при этом, будут в 1.5 раза легче алюминия. Они не утрачивают полезных свойств при температуре 700-800°C и могут работать в условиях таких температур. Нанокерамика на основе оксида бериллия обладает уникальными физико-химическими свойствами, проявляя высокую химическую, термическую и радиационную стойкость, а так же теплопроводность.

Бериллий (лат. Beryllium), Be, химический элемент II группы периодической системы Менделеева, атомный номер 4, атомная масса 9.0122; легкий светло-серый металл. Имеет один стабильный изотоп 9Ве.

Открыт в 1798 году в виде оксида ВеО, выделенной из минерала берилла Л. Вокленом. Металлический бериллий впервые получили в 1828 году Ф. Велер и А. Бюсси независимо друг от друга. Так как некоторые соли бериллия сладкого вкуса, его вначале называли «глюциний» (от греч. glykys - сладкий) или «глиций». Название Glicinium (знак Gl) употребляется (наряду с бериллием) только во Франции. Применение бериллия началось в сороковых годах 20 века, хотя его ценные свойства как компонента сплавов были обнаружены еще ранее, а замечательные ядерные - в начале тридцатых годов 20 века.


Подобные документы

  • Пути повышения служебных характеристик современных материалов. Методы управления процессами, в которых используются жидкие металлы. Физико-химические характеристики металлических расплавов. Технологии извлечения трития из литийсодержащих расплавов.

    автореферат [1,1 M], добавлен 12.10.2008

  • Управляемый термоядерный синтез при синтезе ядер дейтерия и трития. Преодоление кулоновского барьера путем нагрева и сжатия вещества. Выполнение критерия Лоусона. Подходы к решению проблемы управляемого термоядерного синтеза. Пороговая энергия лазера.

    презентация [49,7 K], добавлен 19.02.2014

  • Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов размножения нейтронов. Схема процессов в ядерном реакторе, его основные элементы. Построение и запуск первых ядерных реакторов.

    презентация [559,1 K], добавлен 24.03.2011

  • Определение эффективных сечений для тепловых нейтронов. Расчет плотности потока нейтронов в однородном гомогенном реакторе; состава и макроскопических констант двухзонной ячейки. Критические размеры реактора. Коэффициент размножения в бесконечной среде.

    курсовая работа [364,2 K], добавлен 10.12.2013

  • Исследование источников ультрахолодных нейтронов на стационарном реакторе. Анализ гамма-излучения продуктов активации. Расчет плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал. Определение радиационного нагрева в различных материалах дефлектора.

    дипломная работа [1,2 M], добавлен 08.06.2017

  • Первые ядерные реакторы, их принцип работы как устройств, в которых осуществляется управляемая реакция деления ядер. Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов их деления.

    презентация [627,4 K], добавлен 26.02.2014

  • Свойства материалов: механические, физические, химические. Виды деформаций: растяжение, сжатие, сдвиг, кручение и изгиб. Расчет плотности, теплопроводности и теплоемкости материалов. Огнестойкость материалов: несгораемые, трудносгораемые, сгораемые.

    презентация [32,0 M], добавлен 10.10.2015

  • Магнитная жидкость как коллоидная система магнитных частиц и ее физико-химические свойства. Статистические магнитные свойства МЖ. Физические основы метода светорассеяния. Методика проведения экспериментов по светорассеянию. Коэффициент деполяризации.

    дипломная работа [740,7 K], добавлен 20.03.2007

  • Истории открытия, исследования и применения гелия, принципы его накопления в земной коре, физико-технические, электрические и химические свойства, а также анализ его места во Вселенной. Общая характеристика гелиевого воздуха, его достоинства и недостатки.

    реферат [33,4 K], добавлен 13.11.2010

  • Понятие и виды сушки, особенности ее статики и кинетики. Определение плотности, количества и энтальпии водяного пара. Цели и физико-химические способы осушки газов. Физические основы и методы кристаллизации, расчет ее материального и теплового баланса.

    презентация [2,5 M], добавлен 29.09.2013

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.