Помощь студентам в учебе
Исследование процесса плазмохимического синтеза оксидных композиций для дисперсионного REMIX-топлива
|
Реферат 11
Введение 14
1. Обзор литературы 15
1.1. Методы получения топливных оксидных композиций 15
1.1.1. Получение и свойства диоксида урана 15
1.1.2. Получение и свойства диоксида плутония 17
1.1.3. Получение и свойства оксида магния 19
1.2. Золь-гель процесс 20
1.3. Плазмохимический синтез топливных оксидных композиций 21
1.4. Получение топливных оксидных композиций для REMIX-топлива23
2. Расчетная часть 26
2.1. Расчет показателей горючести и состава водно-органических
нитратных растворов 26
2.2. Термодинамическое моделирование процесса плазмохимического
синтеза топливных оксидных композиций из водно-органических нитратных растворов 27
3. Экспериментальная закалку часть 37
3.1. Описание плазменного стенда на базе ВЧФ-плазмотрона 37
3.2. Определение расходов воздушного теплоносителя через ВЧФ-
плазмотрон 39
3.3. Определение расходов воздушного теплоносителя через реактор41
3.4. Плазмохимическая переработка растворов ВОНР 42
3.5. Анализ полученных результатов 43
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 49
4.1 Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения
научных исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения 50
4.1.1 Анализ конкурентных технических решений 50
4.2 SWOT-анализ 51
4.3 Планирование научно-исследовательского проекта 53
4.4 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 55
4.4.1 Расчет материальных затрат 56
4.4.2 Расчет амортизации оборудования для экспериментальных работ .... 56
4.4.3 Затраты на оплату труда исполнителей научно-технического
исследования 58
4.4.4 Отчисления во внебюджетные фонды 60
4.4.5 Накладные расходы 61
4.5 Определение ресурсной эффективности проекта 62
5 Социальная ответственность 64
5.1 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности 65
5.1.1 Специальные (характерные для рабочей зоны исследователя)
правовые нормы трудового законодательства 65
5.1.2 Организационные мероприятия при компоновке рабочей зоны
исследователя 66
5.2 Производственная безопасность 68
5.2.1 Анализ вредных и опасных факторов 68
5.3 Обоснование мероприятий по защите исследователя от действия вредных
и опасных факторов 70
5.3.1 Отклонение показателей микроклимата 70
5.3.2 Повышенный уровень электромагнитного излучения 71
5.3.3 Недостаточная освещенность рабочей зоны 72
5.3.4 Превышение уровня шума 75
5.3.5 Психофизиологические факторы 76
5.3.6 Поражение электрическим током 77
5.4 Экологическая безопасность 79
5.5 Химическая безопасность 80
5.6 Пожарная и взрывная безопасность 81
5.7 Безопасность в чрезвычайных ситуациях 83
5.7.1 Анализ типичной ЧС при проведении исследования 83
Выводы 86
Заключение 88
Список использованных источников 89
Приложение А 91
Приложение Б 97
Приложение В 103
Приложение Г 108
Приложение Д
Введение 14
1. Обзор литературы 15
1.1. Методы получения топливных оксидных композиций 15
1.1.1. Получение и свойства диоксида урана 15
1.1.2. Получение и свойства диоксида плутония 17
1.1.3. Получение и свойства оксида магния 19
1.2. Золь-гель процесс 20
1.3. Плазмохимический синтез топливных оксидных композиций 21
1.4. Получение топливных оксидных композиций для REMIX-топлива23
2. Расчетная часть 26
2.1. Расчет показателей горючести и состава водно-органических
нитратных растворов 26
2.2. Термодинамическое моделирование процесса плазмохимического
синтеза топливных оксидных композиций из водно-органических нитратных растворов 27
3. Экспериментальная закалку часть 37
3.1. Описание плазменного стенда на базе ВЧФ-плазмотрона 37
3.2. Определение расходов воздушного теплоносителя через ВЧФ-
плазмотрон 39
3.3. Определение расходов воздушного теплоносителя через реактор41
3.4. Плазмохимическая переработка растворов ВОНР 42
3.5. Анализ полученных результатов 43
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 49
4.1 Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения
научных исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения 50
4.1.1 Анализ конкурентных технических решений 50
4.2 SWOT-анализ 51
4.3 Планирование научно-исследовательского проекта 53
4.4 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 55
4.4.1 Расчет материальных затрат 56
4.4.2 Расчет амортизации оборудования для экспериментальных работ .... 56
4.4.3 Затраты на оплату труда исполнителей научно-технического
исследования 58
4.4.4 Отчисления во внебюджетные фонды 60
4.4.5 Накладные расходы 61
4.5 Определение ресурсной эффективности проекта 62
5 Социальная ответственность 64
5.1 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности 65
5.1.1 Специальные (характерные для рабочей зоны исследователя)
правовые нормы трудового законодательства 65
5.1.2 Организационные мероприятия при компоновке рабочей зоны
исследователя 66
5.2 Производственная безопасность 68
5.2.1 Анализ вредных и опасных факторов 68
5.3 Обоснование мероприятий по защите исследователя от действия вредных
и опасных факторов 70
5.3.1 Отклонение показателей микроклимата 70
5.3.2 Повышенный уровень электромагнитного излучения 71
5.3.3 Недостаточная освещенность рабочей зоны 72
5.3.4 Превышение уровня шума 75
5.3.5 Психофизиологические факторы 76
5.3.6 Поражение электрическим током 77
5.4 Экологическая безопасность 79
5.5 Химическая безопасность 80
5.6 Пожарная и взрывная безопасность 81
5.7 Безопасность в чрезвычайных ситуациях 83
5.7.1 Анализ типичной ЧС при проведении исследования 83
Выводы 86
Заключение 88
Список использованных источников 89
Приложение А 91
Приложение Б 97
Приложение В 103
Приложение Г 108
Приложение Д
В настоящее время в связи с исчерпанием запасов U235(как рудных, так и складских) все большее внимание привлекает Pu239как основа будущего реакторного топлива, поскольку 1 грамм плутония эквивалентен 100 граммам извлеченного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) урана, 1500-3000 кубометрам природного газа, 2-4 тоннам угля или 1 тонне нефти. На момент 2014 года в мире работали 430 ядерных реакторов, из которых ежегодно выгружали около 10 000 тонн (ОЯТ), содержащего 70 тонн плутония.
Согласно приблизительным оценкам 92 тонны оружейного плутония достаточно для замены 11040 тонн природного урана. 252 тонны энергетического плутония позволяют заменить 30240 тонн природного урана. В то же время плутоний является опасным радиоактивным материалом, который может быть использован и для создания ядерных зарядов. Поэтому его накопление не только расточительно, но и опасно. Общее количество плутония, хранящегося в мире на начало XXI в. во всевозможных формах, оценивается в 1239 тонн, из которых значительная часть находится в отработанном ядерном топливе АЭС. В 2014 году более 120 тысяч тонн ОЯТ находилось в хранилищах, а в 2020 г. - 450 тысяч тонн.
Проблема обращения с плутонием является частью общего процесса ядерного разоружения, в ходе которого в России и США высвобождаются значительные количества оружейных делящихся материалов - высокообогащенного урана и плутония. Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива в реакторе, утилизация отработанного топлива, промежуточное хранение, вместе взятые составляют так называемый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) [1].
Согласно приблизительным оценкам 92 тонны оружейного плутония достаточно для замены 11040 тонн природного урана. 252 тонны энергетического плутония позволяют заменить 30240 тонн природного урана. В то же время плутоний является опасным радиоактивным материалом, который может быть использован и для создания ядерных зарядов. Поэтому его накопление не только расточительно, но и опасно. Общее количество плутония, хранящегося в мире на начало XXI в. во всевозможных формах, оценивается в 1239 тонн, из которых значительная часть находится в отработанном ядерном топливе АЭС. В 2014 году более 120 тысяч тонн ОЯТ находилось в хранилищах, а в 2020 г. - 450 тысяч тонн.
Проблема обращения с плутонием является частью общего процесса ядерного разоружения, в ходе которого в России и США высвобождаются значительные количества оружейных делящихся материалов - высокообогащенного урана и плутония. Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива в реакторе, утилизация отработанного топлива, промежуточное хранение, вместе взятые составляют так называемый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) [1].
1. Проведен расчет показателей горючести водно-органических нитратных растворов, включающих водные нитратные растворы делящихся металлов (уран, плутоний), металла матрицы (магний) и органический компонент (ацетон, этанол) и определены оптимальные по составу растворы ВОНР, имеющие адиабатическую температуру горения -1500 K и обеспечивающие их энергоэффективную плазменную переработку.
2. По результатам термодинамического моделирования процесса плазменной переработки растворов ВОНР в широком диапазоне температур (300-4000) К и массовых долей воздуха (10-90 %) установлены закономерности влияния массовой доли воздушного теплоносителя на состав образующихся продуктов и определены условия, обеспечивающие в воздушной плазме синтез топливных оксидных композиций «диоксид плутония - диоксид урана - оксид магния» для REMIX-топлива: массовая доля воздуха - не менее 61 %; температура - 1500±100 K; удельные энергозатраты - 25-31 МДж/кг.
3. В ходе экспериментальных исследований определены режимы работы плазменного стенда на базе ВЧФ-плазмотрона, обеспечивающие эффективную плазменную переработку диспергированных модельных растворов ВОНР в воздушно-плазменном потоке: мощность ВЧФ-разряда -
14,5 кВт; расход раствора ВОНР - 300 л/ч; расход воздуха - 1,2 кг/с; частота вращения ротора диспергатора - 50 Гц; расход воды на «закалку» ОК- 2,8 кг/с.
4. Осуществлен плазмохимический синтез оксидных композиций в воздушно-плазменном потоке из диспергированных модельных водно-органических нитратных растворов самария (вместо плутония), неодима (вместо урана), магния и ацетона и исследованы их свойства. Установлены закономерности влияния массовой доли матрицы (оксид магния) на площадь удельной поверхности и размер получаемых оксидных композиций. Показано, что при постоянном расходе воды на «закалку» (2,8 кг/с) и частоте диспергатора (50 Гц) увеличение массовой доли оксида магния в составе ОК «оксид самария - оксид неодима - оксид магния» от 5 % до 50 % (при а=0,034 и 0,054) приводит к увеличению удельной поверхности порошков ОК с 7,9 до 11,9 м2/г и уменьшению размера кристаллитов в их составе с 110 до 86 нм.
2. По результатам термодинамического моделирования процесса плазменной переработки растворов ВОНР в широком диапазоне температур (300-4000) К и массовых долей воздуха (10-90 %) установлены закономерности влияния массовой доли воздушного теплоносителя на состав образующихся продуктов и определены условия, обеспечивающие в воздушной плазме синтез топливных оксидных композиций «диоксид плутония - диоксид урана - оксид магния» для REMIX-топлива: массовая доля воздуха - не менее 61 %; температура - 1500±100 K; удельные энергозатраты - 25-31 МДж/кг.
3. В ходе экспериментальных исследований определены режимы работы плазменного стенда на базе ВЧФ-плазмотрона, обеспечивающие эффективную плазменную переработку диспергированных модельных растворов ВОНР в воздушно-плазменном потоке: мощность ВЧФ-разряда -
14,5 кВт; расход раствора ВОНР - 300 л/ч; расход воздуха - 1,2 кг/с; частота вращения ротора диспергатора - 50 Гц; расход воды на «закалку» ОК- 2,8 кг/с.
4. Осуществлен плазмохимический синтез оксидных композиций в воздушно-плазменном потоке из диспергированных модельных водно-органических нитратных растворов самария (вместо плутония), неодима (вместо урана), магния и ацетона и исследованы их свойства. Установлены закономерности влияния массовой доли матрицы (оксид магния) на площадь удельной поверхности и размер получаемых оксидных композиций. Показано, что при постоянном расходе воды на «закалку» (2,8 кг/с) и частоте диспергатора (50 Гц) увеличение массовой доли оксида магния в составе ОК «оксид самария - оксид неодима - оксид магния» от 5 % до 50 % (при а=0,034 и 0,054) приводит к увеличению удельной поверхности порошков ОК с 7,9 до 11,9 м2/г и уменьшению размера кристаллитов в их составе с 110 до 86 нм.