Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство образования и науки Российской Федерации

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Национальный исследовательский

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Институт Физико-технический

Направление 140300 «Ядерные физика и технологии»

Специальность 40303 «Физика кинетических явлений»

Кафедра «Техническая физика»

ВЫПУСКНАЯ КВАЛИФИКАЦИОННАЯ РАБОТА

Исследование процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки отработавшего ядерного топлива

на соискание квалификации инженер

ФЮРА.140303.010.ПЗ

Студент гр.0581 В. Ковалев

Руководитель А.Г. Каренгин

доцент каф. ТФ ФТИ

Консультанты

по экономической части Л.Р. Тухватулина

по производственной и

экологической безопасности А Д. Побережников

ассистент каф. ТФ ФТИ

Томск - 2014



ЗАЯВЛЕНИЕ О СОБЛЮДЕНИИ ПРОФЕССИОНАЛЬНОЙ ЭТИКИ ПРИ НАПИСАНИИ ВЫПУСКНОЙ КВАЛИФИКАЦИОННОЙ РАБОТЫ

Я, Ковалёв Андрей Васильевич, студент _____ФТИ, гр. 0581____ заявляю, что в моей выпускной квалификационной работе на тему «Исследование и оптимизация процесса плазменной утилизации шламлигнина», представленной в Государственную аттестационную комиссию для публичной защиты, соблюдены правила профессиональной этики, не допускающие наличия плагиата, фальсификации данных и ложного цитирования при написании выпускных квалификационных работ.

Я ознакомлен с действующим в Национальном исследовательском Томском политехническом университете Положением о выпускной квалификационной работе, согласно которому обнаружение плагиата, фальсификации данных и ложного цитирования является основанием для снижения оценки за выпускную квалификационную работу, вплоть до выставления оценки «неудовлетворительно».



ЗАДАНИЕ

на выполнение выпускной квалификационной работы студенту Ковалеву Андрею Васильевичу гр.0581

1. Тема выпускной квалификационной работы: «Исследование процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки отработавшего ядерного топлива» утверждена распоряжением проректора-директора ФТИ от 28.11.2013 г. №107/р.

2. Срок сдачи студентом готовой работы 27 января 2014 г.

3. Исходные данные к работе: задание, литературные источники.

4. Содержание пояснительной записки (перечень подлежащих разработке вопросов)

4.1 Введение.

4.2 Теоретическая часть.

4.3 Расчет и оптимизация процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки отработавшего ядерного топлива.

4.4 Экспериментальное исследование процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки отработавшего ядерного топлива.

4.5 Экономический расчет.

4.6 Охрана труда и техника безопасности.

4.7 Выводы. Заключение.

4.8 Список использованной литературы.

5. Перечень графического материала (с точным указанием обязательных чертежей)

5.1. Сборочный чертеж. Электрод - 1.

6. Консультанты по разделам выпускной квалификационной работы (с указанием разделов)

6.1 По экспериментальной части - доцент кафедры «Техническая физика» А.Г. Каренгин;

6.2 По экономической части - доцент кафедры Менеджмента Л.Р. Тухватулина;

6.3 По иностранному языку - старший преподаватель кафедры НЯ ИМОЯК О.Е. Хлямова;

6.4 По производственной и экологической безопасности - ассистент кафедры «Техническая физика» А. Д. Побережников.

6.5 По деталированию - доцент кафедры «Техническая физика» Д.Г. Видяев.

7. Дата выдачи задания на выполнение выпускной квалификационной работы 20.10. 2013 г.

Руководитель А. Г. Каренгин

______________ «___» ______ 2013 г.

Задание принял к исполнению А. В. Ковалев

______________ «___» ______ 2013 г.



Реферат

Выпуская квалификационная работа объемом 109 с., 18 рисунков, 20 таблиц, 25 источников, 1 приложение, 36 формул.

Ключевые слова: плазма, факельный разряд, отработавшее ядерное топливо, горючие отходы, водно-органическая композиция, утилизация.

Актуальность: Россия первой в мире приступила к созданию замкнутого ЯТЦ, который предусматривает поставку с АЭС отработавшего ядерного топлива, его переработку и извлечение Pu-239 и U-238, производство на их основе МОКС-топлива и его поставку на АЭС. Однако, в процессе переработки ОЯТ образуются горючие отходы переработки ОЯТ в виде бывших в употреблении экстрагентов для извлечения Pu-239 и U-238, эффективных технологий переработки которых до сих пор нет.

Цель работы: оценка эффективности процесса прямой плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ.

Задачи работы: провести обзор и анализ способов утилизации горючих отходов переработки ОЯТ; определить оптимальные составы горючих водно-органических композиций на основе ГОП ОЯТ; определить оптимальные режимы процесса плазменной утилизации ГОП ОЯТ в виде оптимальных водно-органических композиций.

Структура работы: Выпускная квалификационная работа состоит из 5-и частей: в первой рассмотрены способы переработки ГОП ОЯТ; во второй -моделирование и оптимизация процесса плазменной утилизации ГОП ОЯТ; в третьей - экспериментальные исследования процесса утилизации отходов на модельных водно-органических композициях; в четвертой - приведен экономический расчет затрат на проведение выпускной квалификационной работы, составлен план-график работ; в пятой - рассмотрена охрана труда и техника безопасности при работах с вредными веществами.

Выпускная квалификационная работа оформлена в текстовом редакторе Microsoft Office Word 2010.

Определения

Плазма - частично или полностью ионизированный газ, образованный из нейтральных атомов (или молекул) и заряженных частиц (ионов и электронов). Важнейшей особенностью плазмы является ее квазинейтральность, это означает, что объемные плотности положительных и отрицательных заряженных частиц, из которых она образована, оказываются почти одинаковыми. Плазма иногда называется четвёртым (после твёрдого, жидкого и газообразного) агрегатным состоянием вещества.

ВЧФ-плазмотрон - устройство для генерирования потоков неравновесной плазмы.

Утилизация - использование ресурсов, не находящих прямого применения, вторичных ресурсов, отходов производства и потребления.

Твсп - наименьшая температура летучего конденсированного вещества, при которой пары над поверхностью вещества способны вспыхивать в воздухе под воздействием источника зажигания, однако, устойчивое горение после удаления источника зажигания не возникает.

Твоспл - наименьшая температура вещества, при которой пары над поверхностью горючего вещества выделяются с такой скоростью, что при воздействии на них источника зажигания наблюдается воспламенение.

Тсамовоспл - наименьшая температура горючего вещества, при нагреве до которой происходит резкое увеличение скорости реакций, приводящее к возникновению пламенного горения или взрыва.

Обозначения и сокращения

РАО - радиоактивные отходы

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо

ГОП ОЯТ - горючие отходы переработки отработавшего ядерного топлива

ВОК - водно-органическая композиция

ТБФ - трибутилфосфат

ГХБД - гексахлорбутадиен

ВЧФ-разряд - высокочастотный факельный разряд

ВЧФ-плазмотрон - высокочастотный факельный плазмотрон

ЯТЦ - ядерный топливный цикл

ПД - продукты деления



Введение

Россия первой в мире приступила к созданию замкнутого ЯТЦ, который предусматривает поставку с АЭС отработавшего ядерного топлива, его переработку, извлечение Pu-239 и U-238, производство на их основе МОКС-топлива и его поставку на АЭС. Концепция замкнутого ядерного топливного цикла предусматривает утилизацию всех видов радиоактивных отходов с получением отвержденных продуктов, пригодных для длительного хранения. В процессе переработки ОЯТ образуются не только отходы переработки ОЯТ, включающие продукты деления U-235, но и горючие отходы переработки ОЯТ в виде бывших в употреблении экстрагентов для извлечения из ОЯТ Pu-239 и U-238. К настоящему времени эффективных технологий переработки таких горючих отходов до сих пор нет. Эта проблема широко обсуждается в правительственных, научных и общественных кругах многих стран в связи с необходимостью обеспечения безопасной жизни на Земле в условиях интенсивного развития атомной энергетики [1].

Радиоактивные отходы АЭС и ОЯТ существенно разнятся, так как ОЯТ потенциально является весьма ценным продуктом, позволяющим получить после его переработки новое ядерное МОКС-топливо. Специфика РАО состоит в том, что в настоящее время единственным приемлемым способом их относительного обезвреживания является хранение в течение длительного времени в целях распада содержащихся в них радионуклидов [2].

Около 97% облученного на АЭС ядерного топлива составляют уран U-238 и синтезированный в ядерном реакторе плутоний Pu-239, а доля продуктов деления урана U-235 и изотопов плутония не превышает 3% [1-3].

Оставшиеся после первого экстракционного цикла без урана и плутония отходы переработки ОЯТ в виде слабоконцентрированных водносолевых растворов металлов включают различные нерадиоактивные продукты (РЗЭ, молибден, и др.), конструкционные материалы (цирконий, железо, никель, хром, марганец и др.) и выделение некоторых из них (например, ценных и благородных металлов) представляет потенциальный интерес для дальнейшего использования.

Существующая технология утилизации отходов переработки ОЯТ является процессом многостадийным, длительным, энергоёмким и не предусматривает возможности дальнейшего использования ценных, благородных и других металлов.

Использование низкотемпературной плазмы позволяет увеличить концентрацию энергии в технологическом реакторе на порядки по сравнению с процессами, проводимыми в трёх других агрегатных состояниях вещества.

Важным преимуществом процессов плазменной технологии является их высокий энергетический КПД, обусловленный главным образом высоким КПД многих источников электропитания, особенно ? высоковольтных трансформаторов и современных выпрямителей, а также радикальным сокращением стадий в процессах получения материалов: полный энергетический КПД суммарного процесса определяется произведением КПД промежуточных стадий.

Наконец, в процессах плазменной технологии, где перестройка химических связей при получении продуктов происходит кратчайшим путем, радикально сокращаются затраты реагентов, если не считать реагентами такие исходные вещества, как воздух, водяной пар, а также их составляющие: азот, водород, кислород и др. Затраты реагентов снижаются за счет того, что в плазменном состоянии почти не нужны избытки реагентов для конверсии сырья в продукты.

Настоящая работа посвящена теоретическим и экспериментальным исследованиям процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в условиях воздушной плазмы в виде горючих водно-органических композиций.



1. Способы утилизации горючих отходов переработки ОЯТ

1.1 Образование горючих отходов переработки ОЯТ

Переработка ОЯТ с целью извлечения из него урана и плутония с последующим их превращением в МОКС-топливо для изготовления ТВЭЛов важное звено замкнутого ядерного топливного цикла [2].

Основой технологии переработки ОЯТ радиохимических заводов мира является ПУРЕКС-процесс, обеспечивающий высокую степень извлечения урана и плутония (>99,9%) с высокой степенью их очистки от продуктов деления [1].

Технологический процесс переработки ОЯТ включает:

· механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью вскрытия топливного материала;

· растворение;

· очистку растворов балластных примесей;

· экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;

· выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана;

· переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

Практически все экстракционные технологические схемы переработки отработавшего ядерного топлива предусматривают применение в качестве экстрагента для извлечения целевых компонентов трибутилфосфата (ТБФ). Экстракционная система с ТБФ может быть применена для переработки любых видов ТВЭЛов.

ТБФ достаточно хорошо отвечает технологическим требованиям: малая растворимость в воде, отличная от воды плотность, высокая точка кипения, легкая регенерируемость, устойчивость к радиации и химическим реагентам. ТБФ имеет следующие характеристики: формула

(С4Н9О)3РО, молекулярная масса - 266,32, Твсп = 144 0С; Твоспл = 175 0С; Тсамовоспл = 345 0С

ТБФ используют с различными разбавителями в различных концентрациях. Концентрация ТБФ в растворе экстрагента определяется степенью обогащения перерабатываемого ядерного топлива. Для природного и низкообогащенного урана принята 30%-ная концентрация. В случае переработки высокообогащенного по U-235 топлива или топлива с высоким содержанием плутония концентрацию ТБФ снижают до 2,5-5%, чтобы избежать образования опасных концентраций делящихся нуклидов в экстракте. В качестве разбавителя используют керосин, очищенные углеводороды, четыреххлористый углерод и др.

Процесс экстракционной очистки состоит из трех основных стадий: экстракции, промывок и реэкстракции. Повышение степени насыщения экстрагента ураном способствует повышению коэффициентов очистки урана и плутония от осколочных элементов, оказывая на них вытесняющее действие. Максимально возможная степень насыщения 30%-ого раствора ТБФ (1,1 моль/л ТБФ) составляет 0,55 моль/л U+Pu, или около 130 г U+Pu/л, так как эти металлы экстрагируются в форме соединений, имеющих формулу МО2(NO3)2(ТБФ)2, где М-U(VI) и Pu(VI), а также М(NO3)4(ТБФ)2, где М - PuIV. Содержание U и Pu в экстракте 1 цикла составляет около 85 г U и Pu/л, что соответствует степени насыщения экстрагента, равной 65% [6].

На рисунках 1.1 и 1.2 представлены упрощенная и подробная схемы ПУРЕКС-процесса.



Рисунок 1.1 - Упрощенная схема ПУРЕКС - процесса

Существо процесса состоит в экстракции Pu (IV) и U(VI) из азотнокислых растворов ОЯТ растворами ТБФ в синтине (или керосине) с разделением элементов на стадии восстановительной реэкстракции плутония и переводом их в конечный продукт - оксиды, гексанитрат, гексафторид - в зависимости от их последующего использования [6]. Он осуществляется на многоступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Растворы ТБФ в синтине (керосине) с течением времени под действием излучения, обусловленного высоким содержанием в растворе продуктов деления, плутония и трансплутониевых элементов, разлагаются с образованием дибутилфосфорной кислоты, затем монобутилфосфорной кислоты и фосфорной кислоты, в результате теряют свою эффективность и превращаются в горючие отходы.



Рисунок 1.2 - Схема ПУРЕКС - процесса

В последние годы экстракцию плутония и урана из азотнокислых растворов ОЯТ осуществляют растворами ТБФ в гексахлорбутадиене ГХБД (С4Сl6), которые с течением времени также теряют свою эффективность и превращаются в горючие отходы [7].

Оставшиеся после первого экстракционного цикла без урана и плутония отходы переработки ОЯТ в виде слабоконцентрированных водносолевых растворов металлов имеют следующий модельный состав

HNO3 - 18,0%, H2O - 81,43%, Fe - 0,07%, Mo - 0,1%, Nd - 0,11%, Y - 0,06%, Zr - 0,058%, Na - 0,04%, Ce - 0,039%, Cs - 0,036%, Co - 0,031%, Sr - 0,026%.

По действующей технологии отходы переработки ОЯТ выпариваются и после добавления необходимых химических реагентов (силикатов, фосфатов, боратов и др.) направляются на операцию остекловывания с последующим захоронением [2]. Эта технология многостадийна, требует значительных энерго- и трудозатрат, химических реагентов и времени.

1.2 Способы утилизации горючих отходов переработки ОЯТ

1.2.1 Способы утилизации ТБФ

Микробиологический способ. Сущность способа состоит в том, что при смешивании ТБФ с углеводородами наряду с разложением углеводородов происходит и разложение ТБФ [6]. Углеводороды относятся к веществам, относительно легко разлагаемым микроорганизмами, в том числе и специализированными штаммами для очистки от нефтяных загрязнений.

Эффективность предложенного способа иллюстрируется нижеследующими примерами.

Пример 1. Проводят микробиологическое разложение смеси ТБФ с водным раствором минеральных солей, необходимых для жизнедеятельности микроорганизмов. В смесь вводят микроорганизмы Rhodococcus sp. Rhodococcus maris, Rhodococcus erytropolis, Candida sp. Pseudomonas stutzeri и углеводородная жидкость. Процесс проводится в условиях аэрации.

Как следует из результатов химического анализа смеси в зависимости от времени разложения ТБФ в отсутствии углеводородной жидкости разложения ТБФ практически не происходит. Смесь ТБФ с углеводородами практически полностью разлагается микроорганизмами.

Использование предлагаемого способа микробиологического разложения ТБФ позволяет провести эффективное обезвреживание отходов, содержащих ТБФ.

Формула изобретения.

1. Способ утилизации ТБФ, включающий применение средств разложения, отличающийся тем, что в качестве средства разложения используют водную среду, содержащую углеводородоокисляющие микроорганизмы, минеральные соли, необходимые для их жизнедеятельности, и углеводороды С8 - С30.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что утилизацию ТБФ проводят в интервале температур 15ч30 oС и от нефтяных загрязнений. Сущность способа заключается в следующем.

Берут смесь ТБФ с водным раствором минеральных солей, необходимых для жизнедеятельности микроорганизмов. В смесь вводят микроорганизмы Rhodococcus sp. Rhodococcus maris, Rhodococcus erytropolis, Candida sp. Pseudomonas stutzeri и углеводородная жидкость. Процесс микробиологического разложения проводится в условиях аэрации.

Как следует из результатов химического анализа смеси в зависимости от времени разложения ТБФ в отсутствии углеводородной жидкости разложения ТБФ практически не происходит. Смесь ТБФ с углеводородами практически полностью разлагается микроорганизмами [9].

Использование предлагаемого способа микробиологического разложения ТБФ по сравнению с известным способом позволяет провести эффективное обезвреживание отходов, содержащих ТБФ.

Жидкофазное окисление ТБФ. Способ очистки отработанного экстрагента на основе ТБФ от продуктов гидролиза и иттрия промывкой водным раствором щелочи, который дополнительно содержит этилендиаминтетраацетат Na (I) и карбонат щелочи металла в концентрации 0,6-0,8 моль/дм3. Процесс ведут при температуре порядка 20 °С в объемном соотношении органической и водной фаз, равном 1:1ч2, до конечной концентрации щелочи 0,6-0,8 моль/дм3.

Однако при использовании данного метода обезвреживания ТБФ происходит образование большого количества жидких токсичных отходов.

Известен способ обезвреживания ТБФ 1,5-2,5 моль/дм 3 раствором NaOH или КОН, содержащий многоатомный спирт жирного ряда C5-C6. В качестве многоатомного спирта предлагается использовать отходы ксилита. Щелочной реэкстракт подкисляется минеральной кислотой до выпадения осадка, который затем отделяют. В реэкстрактор вводят NaOH или КОН до исходной концентрации и возвращают в начало процесса регенерации.

Основным недостатком метода является большой расход щелочи, которая используется для регенерации ТБФ.

Задачей предлагаемого изобретения является обезвреживание отработанного экстрагента ТБФ за счет его анодного и жидкофазного окисления.

Поставленная задача решается тем, что процесс жидкофазного окисления ТБФ проводят окислительной системой, вырабатываемой электрохимическим путем пропускания электрического постоянного тока (с плотностью тока от 0,1 до 1 А/см2) через сернокислотный раствор ТБФ (с концентрацией серной кислоты 30-70 мас.%). Выбор концентрации кислоты обусловлен необходимостью обеспечения низкого давления паров растворителя. ТБФ и промежуточные продукты его окисления в аппарате находятся в виде эмульсии в растворе серной кислоты.

Другое отличие состоит в том, что процесс ведут при температуре не ниже 10°С с целью предотвращения накопления промежуточных пероксидных соединений процесса окисления ТБФ и не выше 70°С. Проведение процесса при температуре более 70°С является нецелесообразным, так как из-за образования большого количества газообразных соединений происходит унос части непрореагировавших веществ из реактора [7].

Кроме того, процесс глубокого жидкофазного окисления ТБФ окислительной системой генерируемой электрохимически ведут в бездиафрагменном электролизере, что позволяет одновременно деструктировать отдельные фрагменты молекулы ТБФ за счет их окисления на аноде и в объеме электролита. Для увеличения скорости окисления и предотвращения образования застойных зон в реакторе применяется интенсивное перемешивание.

Способ захоронения отработанного ТБФ. Изобретение относится к способам захоронения жидких радиоактивных отходов, а именно отработанного экстрагента - ТБФ в ГХБД, в глубоко залегающие подземные пласты-коллекторы [9]. Способ захоронения отработанного радиоактивного экстрагента включает его эмульгирование карбонатно-щелочными отходами, полученными на стадии регенерации экстрагента, с добавлением олеата натрия или его смеси с изоамиловым и/или изобутиловым спиртом при следующем соотношении компонентов:

· ТБФ в ГХБД, об. часть - 1;

· карбонатно-щелочные отходы, об. часть - 19;

· олеат натрия, г/л карбонатно-щелочных отходов - 100;

или

· ТБФ в ГХБД, об. часть - 1;

· изоамиловый и/или изобутиловый спирт, об. часть - 0,3;

· карбонатно-щелочные отходы, об. часть - 9;

· олеат натрия, г/л карбонатно-щелочных отходов - 100.

Полученную эмульсию нагнетают через скважину в глубинный пласт-коллектор, предварительно подготовленный нагнетанием карбонатно-щелочных отходов, с последующим оттеснением эмульсии от устья скважины карбонатно-щелочными отходами. Данный способ обеспечивает экономичное и эффективное удаление радиоактивных органических отходов из биологической среды обитания человека.

В современных экстракционных технологических схемах переработки отработавшего ядерного топлива в качестве экстрагента используют ТБФ в смеси с легким или тяжелым разбавителями. В результате гидролиза и радиолиза экстрагента в экстракционной системе происходит накопление продуктов разложения, которые нарушают ход экстракционного процесса. Использование в качестве разбавителя ГХБД обуславливает дополнительные коррозионные проблемы, так как основными продуктами-радиолиза ГХБД являются хлорсодержащие кислоты, которые в контакте с водной фазой подвергаются гидролизу с образованием хлорид-иона [10].

На заводах по переработке отработавшего ядерного топлива на 1 т топлива образуется 0,1-0,01 м3 отработанного экстрагента, который содержит радионуклиды и подлежит утилизации для предупреждения вредного воздействия на человека и окружающую среду.

Для обработки органических отходов предложены различные методы: разложение ТБФ посредством нагревания с концентрированным раствором гидроксида натрия, разделение смеси ТБФ-разбавитель с помощью концентрированного раствора фосфорной кислоты с последующим пиролизом ТБФ или включением его в поливинилхлорид, сжигание органических отходов после промывки их паром и введение ТБФ в качестве пластифицирующей добавки к твердым битумам в процессе битумирования среднеактивных отходов.

Недостатком рассмотренных вариантов переработки жидких органических радиоактивных отходов является высокая стоимость капитальных затрат, образование вторичных радиоактивных отходов.

Задачей изобретения является разработка способа, пригодного для захоронения в глубинный пласт-коллектор отработанного экстрагента - ТБФ в тяжелом разбавителе - ГХБД.

Поставленная задача решается тем, что в способе захоронения отработанного радиоактивного экстрагента, включающем эмульгирование отработанного экстрагента и нагнетание полученной эмульсии через скважину в глубинный пласт-коллектор, предварительно подготовленный нагнетанием водно-щелочных отходов, с последующим оттеснением эмульсии от устья скважины водно-щелочными отходами, отработанный экстрагент эмульгируют карбонатно-щелочными отходами, полученными на стадии регенерации экстрагента, с добавлением олеата натрия или его смеси с изоамиловым (ИАС) и/или изобутиловым (ИБС) спиртом при следующем соотношении компонентов:

· ТБФ в ГХБД, об. часть - 1;

· карбонатно-щелочные отходы, об. часть - 19;

· олеат натрия, г/л карбонатно-щелочных отходов - 100;

или

· ТБФ в ГХБД, об. часть - 1;

· изоамиловый и/или изобутиловый спирт, об. часть - 0,3;

· карбонатно-щелочные отходы, об. часть - 9;

· олеат натрия, г/л карбонатно-щелочных отходов - 100.

При этом для подготовки пласта-коллектора и оттеснения эмульсии используют карбонатно-щелочные отходы.

Анализ основных свойств эмульсий и факторов, влияющих на их устойчивость, применительно к задаче эмульгирования отработанного экстрагента ТБФ в тяжелом хлорсодержащем разбавителе ГХБД позволяет заключить, что основным фактором, определяющим быстрое разрушение водной эмульсии этой смеси является высокая плотность органической фазы, приводящая к ускоренной седиментации капель экстрагирующей смеси даже в присутствии поверхностно-активных веществ (ПАВ) [11]. Разрешение этой проблемы может быть достигнуто одним из следующих способов:

1) использование легкого углеводородного разбавителя для уменьшения плотности органической фазы;

2) использование для эмульгирования водного раствора с высоким солесодержанием, имеющего плотность, близкую к плотности раствора ТБФ с ГХБД, с подбором эмульгатора, работающего в концентрированных растворах электролитов;

3) подбор ПАВ и повышение его концентрации до уровня, позволяющего получить высокодисперсную эмульсию экстрагента.

Выравнивание плотностей водной и органической фаз (варианты 1 и 2) не представляются технически реализуемыми, так как использование легкого углеводородного разбавителя недопустимо с точки зрения взрыво-пожаробезопасности технологии, а вариант 2 требует использования высококонцентрированных (на грани насыщения) нитратно-щелочных растворов. Поэтому при разработке технологии эмульгирования был выбран последний вариант.

Использование предлагаемого способа захоронения отработанного экстрагента обеспечивает эффективное и экономичное удаление радиоактивных органических отходов из биологической среды обитания человека. Преимуществом данного метода является то, что в процессе нахождения органических компонентов в условиях радиационно-химического воздействия происходит их разложение с образованием в конечном итоге простейших форм - фосфорной кислоты и продуктов разложения углеводородов.

1.2.2 Способы утилизации хлорорганических отходов

При производстве и применении хлорорганических продуктов образуется большое количество отходов. Их общая масса в мировом масштабе оценивается в миллионы тонн.

Обезвреживание хлорорганических отходов затруднительно из-за их высокой химической устойчивости и токсичности, а также дефицита оборудования и коррозионно-стойких материалов для создания установок обезвреживания. Поэтому затраты оказываются значительно выше, чем при обезвреживании обычных органических отходов. Обычно для обезвреживания хлорорганических отходов применяются следующие методы: регенерация, сжигание, окисление, электрокрекинг, химическая и плазмохимическая переработка, захоронение [9, 12]. Наиболее выгодным методом утилизации является регенерация.

Сжигание хлорорганических отходов. Сжигание хлорорганических отходов применяется наиболее широко как в отечественной, так и в зарубежной промышленной практике [12]. Установки, необходимые для сжигания хлорорганических отходов, относительно дешевы. Существует даже убеждение, что при определенных условиях можно добиться полноты сгорания любых хлорорганических продуктов с образованием только оксидов углерода и хлористого водорода [13]. Однако этот процесс сопряжен с потерей углерода, а при отсутствии спроса на соляную кислоту теряется и хлор. К недостаткам огневого метода следует отнести тяжелые условия эксплуатации основного оборудования печей, котлов-утилизаторов, систем охлаждения газов, а также трудности, связанные с получением на этих установках концентрированной и свободной от органических примесей соляной кислоты [14].

Плазмохимический способ переработки хлорорганических отходов. Плазмохимический способ переработки [4, 12, 13] основан на пиролизе или окислении отходов в высокотемпературной струе плазмообразующего газа-водорода, инертного газа или воздуха. При этом в среде водорода или инертного газа образуются хлорорганические вещества, которые можно выделить из продуктов пиролиза с целью их утилизации. Недостатками плазмохимического метода переработки отходов в водороде и в инертных газах являются дороговизна, высокая энергоемкость, многостадийность процесса, сложность фракционирования продуктов пиролиза, неустойчивая работа плазмотронов и плазмохимических реакторов. Плазмохимический способ перспективен для крупнотоннажных хлорорганических производств с отходами постоянного химического состава. Изменения в составе отходов отрицательно сказываются на работе плазмохимического реактора и качестве образующихся продуктов.

плазменный утилизация ядерный топливо



2. Расчет и оптимизация процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ

2.1 Расчет показателей горения горючих отходов переработки ОЯТ

Жидкими горючими отходами считают отходы с низшей теплотой сгорания более 8,4 МДж/кг [17]. Теплоту сгорания отходов следует подсчитывать как теплоту сгорания влажного топлива Qрн (в МДж/кг):

, (2.1)

где - низшая теплота сгорания сухих горючих компонентов отхода, МДж/кг;

W и A - содержание соответственно воды и негорючих минеральных веществ в отходе, %;

2,5 - скрытая теплота испарения воды при 0 оС, МДж/кг.

Жидкие производственные отходы становятся горючими при различных значениях теплоты сгорания в зависимости от теплоты сгорания горючих компонентов и принадлежности их к тем или иным классам соединений.

Рекомендация относить к горючим жидкие отходы при 8,4 МДж/кг является завышенной для многих производственных отходов, содержащих горючие компоненты с низкими значениями .

Более объективным показателем горючести жидких производственных отходов является их адиабатическая температура горения:



, (2.2)

где сотх - средняя массовая теплоемкость жидкого отхода, КДж/(кг•град);

tотх - температура жидкого отхода, 0С;

б- коэффициент расхода окислителя;

0ок - теоретический расход окислителя, м3/м3;

сок - средняя теплоемкость окислителя, (кДж/м3/град);

tок- температура окислителя, 0С.

Как показали опыты по сжиганию жидких горючих отходов некоторых органических веществ, достаточное и полное их сгорание в камерах с небольшими потерями тепла в окружающую среду наблюдается при tад?1200 0С, причем эта температура необходима и достаточна для самостоятельного горения отходов.

Переработка ОЯТ с целью извлечения из него урана и плутония с последующим их превращением в готовый продукт для изготовления ТВЭЛов - важное звено замкнутого ядерного топливного цикла [1-3].

Основой технологии переработки ОЯТ радиохимических заводов мира является ПУРЕКС-процесс [1], обеспечивающий высокую степень извлечения урана и плутония (>99,9%) с высокой степенью их очистки от продуктов деления. Существо процесса состоит в экстракции PuIV и UVI растворами ТБФ в синтине из азотнокислых растворов ОЯТ с разделением элементов на стадии восстановительной реэкстракции плутония и переводом их в конечный продукт - оксиды, гексанитрат, гексафторид - в зависимости от их последующего использования. В последние годы экстракцию плутония и урана из азотнокислых растворов ОЯТ осуществляют растворами ТБФ в ГХБД, которые с течением времени теряют свою эффективность и превращаются в горючие отходы.

Оставшиеся после первого экстракционного цикла без урана и плутония отходы переработки ОЯТ в виде слабоконцентрированных водносолевых растворов металлов имеют следующий модельный состав

HNO3 - 18,0%, H2O - 81,43%, Fe - 0,07%, Mo - 0,1%, Nd - 0,11%, Y - 0,06%, Zr - 0,058%, Na - 0,04%, Ce - 0,039%, Cs - 0,036%, Co - 0,031%, Sr - 0,026%

По действующей технологии отходы переработки ОЯТ выпариваются и после добавления необходимых химических реагентов (силикатов, фосфатов, боратов и др.) направляются на операцию остекловывания с последующим захоронением [6]. Эта технология многостадийна, требует значительных энерго- и трудозатрат, химических реагентов и времени.

Существенное снижение энергозатрат на процесс утилизации горючих отходов переработки ОЯТ может быть достигнуто при их плазменной переработке в виде оптимальных по составу горючих водно-органических композиций, имеющих адиабатическую температуру горения не менее 1200 0С [6,7].

По данной методике были проведены расчеты теплоты сгорания влажного топлива (в МДж/кг) и адиабатической температура горения tад следующих водно-органической композиций:

· «Вода - ГОП ОЯТ (ТБФ+ГХБД)»;

· «ОП ОЯТ - ГОП ОЯТ (ТБФ+ГХБД)».

На первом этапе был проведен расчет показателей горения различных по составу водно-органических композиций на основе отходов переработки ОЯТ и горючих отходов, включающих ТБФ и ГХБД.

На рисунке 2.1 показано влияние содержания ТБФ и воды на адиабатическую температуру горения различных по составу водно-органических композиций на основе горючих отходов переработки ОЯТ.



Рисунок 2.1 - Влияние содержания ТБФ и воды на адиабатическую температуру горения различных по составу водно-органических композиций на основе горючих отходов переработки ОЯТ

Из анализа полученных результатов (рисунок 1) следует, что для получения горючей водно-органической композиции «Вода - ГОП ОЯТ» с адиабатической температурой горения ?1200 0С, необходим следующий оптимальный состав водно-органической композиции ВОК-1: 50% Вода : 17,5% ТБФ : 32,5% ГХБД.

На рисунке 2.2 показано влияние содержания ТБФ и отходов переработки ОЯТ (вместо воды) на адиабатическую температуру горения различных по составу водно-органических композиций на основе горючих отходов переработки ОЯТ.



Рисунок 2.2 - Влияние содержания ТБФ и отходов переработки ОЯТ (вместо воды) на адиабатическую температуру горения различных по составу водно-органических композиций на основе горючих отходов переработки ОЯТ

Из анализа полученных результатов (рисунок 2.2) следует, что для получения горючей водно-органической композиции «ОП ОЯТ - ГОП ОЯТ» с адиабатической температурой горения ?1200 0С и максимальным содержанием отходов переработки ОЯТ, необходим следующий оптимальный состав ВОК-2: 50% отходы переработки ОЯТ : 17,5% ТБФ : 32,5% ГХБД.

Таким образом, замена воды на слабоконцентрированные отходы переработки ОЯТ не оказывают заметного влияния на адиабатическую температуру горения водно-органических композиций на основе ГОП ОЯТ.

2.2 Термодинамический расчет процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ

Для определения оптимальных режимов исследуемого процесса проведены расчёты равновесных составов газообразных и конденсированных продуктов плазменной утилизации оптимальных по составу ВОК-1 и ВОК-2 на основе ГОП ОЯТ в воздушной плазме. Для расчётов использовалась лицензионная программа «TERRA».

Расчёты проведены при атмосферном давлении 0,1 МПа, в широком диапазоне рабочих температур (300ч4000 К) и для различных массовых долей воздушного плазменного теплоносителя (0,1ч0,95).

На первом этапе были проведены расчеты равновесных составов продуктов процесса плазменной утилизации только горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме.

На рисунке 2.3 представлены характерные равновесные составы основных газообразных и конденсированных продуктов плазменной утилизации только горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме при массовой доле воздушного плазменного теплоносителя 80%.

а)

Рисунок 2.3 - Равновесный состав газообразных и конденсированных продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме (80% Воздух : 20% ГОП ОЯТ)

Из анализа равновесных составов (рисунок 2.3) следует, что при массовой доле воздушного плазменного теплоносителя 80% основными газообразными продуктами плазменной утилизации только горючих отходов переработки ОЯТ при температурах до 1500 К являются N2, и CO2.

При температурах до 800 K основным конденсированным продуктом является ортофосфорная кислота, эффективно связывающая фосфор.

Незначительное количество сажи C(c), CO, NO, NO2 и HCl указывает на то, что процесс плазменной утилизации только горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме при массовой доле воздушного теплоносителя 80% идет в экологически безопасном режиме. При этом следует отметить, что массовая доля ГОП ОЯТ составляет всего 20%.

На рисунке 2.4 представлены характерные равновесные составы основных газообразных (а) и конденсированных (б) продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде оптимальной по составу водно-органической композиции ВОК-1 при массовой доле воздушного плазменного теплоносителя 65%.

а) б)

Рисунок 2.4 - Равновесный состав газообразных (а) и конденсированных (б) продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме (65% Воздух : 35% ВОК-1)

Из анализа равновесных составов (рисунок 2.4) следует, что при массовой доле воздушного плазменного теплоносителя 65% основными газообразными продуктами плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде ВОК-1 при температурах до 1500 К являются N2, H2O, и CO2..

При температурах до 800 K основным конденсированным продуктом также является ортофосфорная кислота, эффективно связывающая фосфор.

Незначительное количество сажи C(c), CO, NO, NO2 и HCl указывает на то, что процесс плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде оптимальной по составу горючей водно-органической композиции ВОК-1 в воздушной плазме при массовой доле воздушного теплоносителя 65% идет в экологически безопасном режиме.

На рисунке 2.5 представлены характерные равновесные составы основных газообразных (а) и конденсированных (б) продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде оптимальной по составу водно-органической композиции ВОК-2 при массовой доле воздушного плазменного теплоносителя 65%.

а) б)

Рисунок 2.5 - Равновесный состав газообразных (а) и конденсированных (б) продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме (65% Воздух : 35% ВОК-2)

Из анализа равновесных составов (рисунок 2.5) следует, что при массовой доле воздушного плазменного теплоносителя 65% основными газообразными продуктами плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде ВОК-2 при температурах до 1500 К являются N2, H2O, и CO2.

При температурах до 800 K основными конденсированными продуктами являются хлориды металлов FeCl2(c), СoCl2(c) и SrCl2(c), эффективно связывающие хлор. В интервале температур 800-1500 K образуются простые оксиды металлов МoO2(c), Nd2O3 (c), ZrO2(с), Y2O3(c), СeO2(c), а также сложные фосфорсодержащие оксиды металлов (NaPO3(c), СsPO3(c), Sr2P2O7(c) и Sr3P2O8(c), эффективно связывающие фосфор.

Незначительное количество сажи C(c), CO, NO, NO2 и HCl указывает на то, что процесс плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде оптимальной по составу горючей водно-органической композиции ВОК-2 в воздушной плазме при массовой доле воздушного теплоносителя 65% также идёт в экологически безопасном режиме. При этом следует отметить образование в конденсированной фазе магнитной окиси железа.

Дальнейшее увеличение массовой доли воздуха вплоть до 90% не приводит к существенным изменениям равновесных составов основных газообразных и конденсированных продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде оптимальной по составу водно-органической композиции ВОК-2, а только снижает производительность процесса по отходу.

Таким образом, плазменная утилизация горючих отходов переработки ОЯТ в виде оптимальных по составу водно-органических композиций ВОК-1 и ВОК-2 позволяет исключить стадию выпаривания, существенно снизить удельные энергозатраты на процесс, увеличить массовую долю ГОП ОЯТ с 20% до 35%, а также применить магнитную сепарацию для эффективного извлечения дисперсных твёрдых продуктов плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в виде ВОК-2.

С учётом полученных результатов могут быть рекомендованы для практической реализации процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме следующие оптимальные режимы:

· интервал рабочих температур (1200±100) К;

· состав ВОК-2 (50% отходы переработки ОЯТ:17,5% ТБФ:32,5% ГХБД);

· массовое отношение фаз (65% воздух : 35% ВОК).

2.3 Оценка энергозатрат на процесс плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ

Оценка энергозатрат на процесс плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ проводилась с помощью лицензионной программы «TERRA». С помощью этой программы были рассчитаны полные энтальпии Jт продуктов плазменной утилизации водно-органических композиций на основе ГОП ОЯТ. Далее определялись общие энергозатраты на процесс плазменной утилизации по формуле:

[кДж/кг] (2.3)

гдеэнтальпии равновесных продуктов процесса плазменной утилизации при температуре 300 К и Т.

Затем рассчитывались удельные энергозатраты на утилизацию ГОП ОЯТ:

[кДж/кг] (2.4)

Где Z - массовая доля горючего отхода

В таблице 2.1ч2.5 и на рисунке 2.6 представлены результаты расчетов энергозатрат на процесс плазменной утилизации ГОП ОЯТ при оптимальных массовых долях воздушного плазменного теплоносителя в виде ГОП ОЯТ и оптимальных по составу водно-органических композиций ВОК-1 и ВОК-2.

Таблица 2.1 - Энергозатраты на процесс плазменной утилизации ВОК-1 в воздушной плазме (65% воздух : 35% ВОК-1)

T, К	IT, кДж/кг	IT-I300, кДж/кг	Эуд, кДж/кг	Эуд, МДж/кг
300	-4660	0	0	0
500	-4420	240	685,71	0,69
1000	-3730	930	2657,14	2,66
1500	-3020	1640	4685,71	4,69
2000	-2140	2520	7200,0	7,2
2500	-805,8	3854,2	11012,0	11,01
3000	1792,9	6452,9	18436,86	18,44

Таблица 2.2 - Энергозатраты на процесс плазменной утилизации ВОК-2 в воздушной плазме (65% воздух : 35% ВОК-2)

T, К	IT, кДж/кг	IT-I300, кДж/кг	Эуд, кДж/кг	Эуд, МДж/кг
300	-4820	0	0	0
500	-4570	250	1428,57	1,43
1000	-3840	980	5600,0	5,60
1500	-3100	1720	9828,57	9,83
2000	-2240	2580	14742,86	14,74
2500	-963	3857	22040,0	22,04
3000	1714,4	6534,4	37339,43	37,34

Таблица 2.3 - Энергозатраты на процесс плазменной утилизации ГОП ОЯТ в воздушной плазме (80% воздух : 20% Экстрагент (35%ТБФ : 65%ГХБД))

T, К	IT, кДж/кг	IT-I300, кДж/кг	Эуд, кДж/кг	Эуд, МДж/кг
300	-2990	0	0	0
500	-2780	210	1050,0	1,05
1000	-2160	830	4150,0	4,15
1500	-1540	1450	7250,0	7,25
2000	-768,1	2221,9	11109,50	11,11
2500	380,17	3370,17	16850,85	16,85
3000	2314,7	5304,7	26523,50	26,52

Таблица 2.4 - Энергозатраты на процесс плазменной утилизации ГОП ОЯТ в воздушной плазме (80% воздух : 20% Экстрагент (30%ТБФ : 70%ГХБД))

T, К	IT, кДж/кг	IT-I300, кДж/кг	Эуд, кДж/кг	Эуд, МДж/кг
300	-2810	0	0	0
500	-2600	210	1050,0	1,05
1000	-1970	840	4200,0	4,20
1500	-1340	1470	7350,0	7,35
2000	-582,5	2227,5	11137,50	11,14
2500	517,05	3327,05	16635,25	16,64
3000	2399,6	5209,6	26048,0	26,05

Таблица 2.5 - Энергозатраты на процесс плазменной утилизации ГОП ОЯТ в воздушной плазме (80% воздух : 20% Экстрагент (40%ТБФ : 60%ГХБД))

T, К	IT, кДж/кг	IT-I300, кДж/кг	Эуд, кДж/кг	Эуд, МДж/кг
300	-3040	0	0	0
500	-2820	220	1100,0	1,10
1000	-2110	930	4650,0	4,65
1500	-1460	1580	7900,0	7,90
2000	-722,6	2317,4	11587,0	11,59
2500	301,83	3341,83	16709,15	16,71
3000	2244,8	5284,8	26424,0	26,42

Рисунок 2.6 - Удельные энергозатраты на процесс плазменной утилизации ГОП ОЯТ в воздушной плазме

Из анализа полученных результатов следует, что удельные энергозатраты сильно зависят от рабочей температуры процесса.

С учетом полученных результатов могут быть рекомендованы для практической реализации следующие оптимальные режимы:

• состав ВОК-2: (50% ОП ОЯТ : 17,5% ТБФ : 32,5% ГХБД)

• массовое отношение фаз: (65% Воздух : 35% ВОК-2)

• рабочая температура (1200±100 К)

• Эуд=3,5 МДж/кг (ОП ОЯТ + ГОП ОЯТ)



3. Экспериментальное исследование процесса плазменной утилизации горючих отходов переработки ОЯТ

3.1 Описание схемы лабораторного плазменного стенда

Лабораторный плазменный стенд «Плазменный модуль на базе высокочастотного генератора ВЧГ8-60/13-01» предназначен для исследования процессов плазменного горения различных горючих композиций в условиях воздушной плазмы ВЧФ-разряда (рисунок - 3.1).

Плазменный стенд включает высокочастотный генератор ВЧГ8-60/13-01 (колебательная мощность до 60 кВт, рабочая частота 13,56 МГц), от которого через коаксиальный вывод 6 высокочастотная энергия подается на водоохлаждаемый медный электрод 4 ВЧФ-плазмотрона 3, предназначенного для генерирования воздушных плазменных струй со среднемассовой температурой до 4000 K. Разрядная камера ВЧФ-плазмотрона изготовлена из кварцевой трубки диаметром 50 мм и длиной 860 мм [15].

Высоконапорный вытяжной вентилятор ВР12-26 (№4) 9 обеспечивает прокачку плазмообразующего газа (воздуха) через ВЧФ-плазмотрон 3, а также прокачку воздуха через реактор.

Узел ввода плазмообразующего газа, установленный на входе в ВЧФ-плазмотрон, снабжен импеллером для закрутки поступающего плазмообразующеого газа и позволяет регулировать входную площадь импеллера в пределах SШР = 0ч25 см2.

Импеллер 7 с шибером, установленный на входе в реактор, предназначен для закрутки поступающего в реактор воздуха и позволяет регулировать входную площадь импеллера 7 в пределах SШР = 0ч1650 см2.



Рисунок 3.1 - Схема лабораторного плазменного стенда «Плазменный модуль на базе высокочастотного генератора ВЧГ8-60/13-01»: 1 - диспергатор, 2 - ВЧФ-разряд, 3 - ВЧФ-плазмотрон; 4 - медный электрод; 5 - корпус; 6 - коаксиальный вывод; 7 - импеллер реактора; 8 - узел «мокрой» очистки отходящих газов; 9 - вытяжной вентилятор (ВР 12-26, №4), 10 - воздуховод, 11 - газоанализатор «Quintox» КМ 9106, 12 - пробоотборник; 13 защитный кожух пирометра, 14 - пирометр IPE 140/45, ВЧГ - высокочастотный генератор ВЧГ8-60/13-01

Газоанализатор 11 с пробоотборником 12, предназначен для определения содержания в отходящих после реактора газах загрязняющих веществ (CO, NO, NO2, SO2, CxHy) и измерений с помощью трубки Пито скорости воздушного потока после реактора в газоходе диаметром 250 мм (Sгхд=500 см2), а также измерений скорости плазмообразующего газа (воздуха) через ВЧФ-плазмотрон.

Пирометр 14 предназначен для бесконтактного измерения температуры плазменного горения в реакторе горючих диспергированных водно-органических композиций по линии поглощения образующегося диоксида углерода.

3.2 Исследование режимов работы системы «ВЧГ-генератор - ВЧФ-плазмотрон»

На первом этапе была проведена оптимизация режимов работы системы «ВЧ-генератор - ВЧФ-плазмотрон». Для этого были определены потери тепловой мощности на водоохлаждаемых теплонапряженных элементах генератора (анод генераторной лампы и сеточная индуктивность) и плазмотрона (электрод и корпус).

При расчете потерь тепловой мощности использовались следующие соотношения.

Мощность, потребляемая генератором от промышленной сети

(3.1)

где Ia - ток анода, А;

Uа - напряжение анода, кВ.

Мощность, выделяемая на аноде

, кВт (3.2)

где - массовый расход воды, кг/c;

Ср - теплоемкость воды, ккал/кг·оС.

?tа - разность начальной и конечной температуры охлаждающей воды, 0С;

Мощность, выделяемая на сеточной индуктивности:

, кВт (3.3)

где mc - массовый расход воды, кг/c;

Ср - теплоемкость воды, ккал/кг· оС.

?tc - разность начальной и конечной температуры охлаждающей воды, 0С;

Мощность, выделяемая на электроде

, кВт (3.4)

где - массовый расход воды, кг/c;

Ср - теплоемкость воды, ккал/кг· оС.

?tэл - разность начальной и конечной температуры охлаждающей воды, 0С;

Мощность, выделяемая на корпусе плазмотрона:

, кВт (3.5)

где - массовый расход воды, кг/c;

Ср - теплоемкость воды, ккал/кг· оС.

- разность начальной и конечной температуры охлаждающей воды, 0С;

Мощность ВЧФ-разряда рассчитывалась по формуле:

Рразр=Р0 - ( Ра + Рс + Рэ ), кВт (3.6)



Мощность плазменной струи есть разность между мощностью ВЧФ-разряда и мощностью, выделяющейся на корпусе плазмотрона:

Рстр = Рразр - Ркп , кВт (3.7)

Энтальпия плазменной струи:

НТ = Н300 + Рразр/Qпг, кДж/кг (3.8)

где Qпг - массовый расход плазмообразующего газа, кг/с.

Коэффициент полезного действия ВЧФ-плазмотрона:

(3.9)

Установочный коэффициент полезного действия плазменного стенда:

(3.10)

Среднемассовая температура воздушной плазменной струи определялась из графической зависимости энтальпии воздуха от его температуры [17], представленной на рисунке 3.2.



Рисунок 3.2 - Зависимость энтальпии воздуха от его температуры

Измерение расхода плазмообразующего газа через разрядную камеру ВЧФ-плазмотрона.

Для проведения измерений расхода плазмообразующего газа через ВЧФ-плазмотрон на его входе был заменён узел ввода плазмообразующего газа с импеллером, имеющем входную площадь Sпг = 25 см2, на равноценную по входной площади трубку из фторпласта диаметром 55 мм (Sтр = 24,2 см2) и длиной 300 мм, в нижней части которой через отверстие диаметром 8 мм устанавливалась по центру трубка Пито и после ориентирования приемного отверстия строго навстречу потоку воздуха она закреплялась. Трубка Пито определяет давление набегающего потока по следующей формуле:

(3.11)

где - полное давление;

- статическое давление;

- плотность воздуха при температуре Т;

- напор, создаваемый набегающим потоком.

Из формулы (3.11) определяется скорость набегающего потока

(3.12)

Далее рассчитывался объёмный расход плазмообразующего газа (воздуха) через ВЧФ-плазмотрон по формуле

(3.13)

где - скорость плазмообразующего газа через фторпластовую трубку;

- площадь поперечного сечения фторпластовой трубки.

С учетом полученных данных определялся расход воздуха через реактор по следующей формуле

(3.14)

где - расход воздуха через реактор;

- расход плазмообразующего газа через газоход;

- расход плазмообразующего газа через ВЧФ-плазмотрон.

Измерения скорости плазмообразующего газа через ВЧФ-плазматрон в процессе опытов производились при различной входной площади импеллера реактора, которая изменялась путем перекрытия шибером сегментов импеллера реактора (например, 3х6 означает, что открыты восемнадцать сегментов единичной площадью 55 см2 и общей площадью 990 см2).