Технологія та комплекс переробки відвалів уранодобувних шахт

Размещено на http://www.allbest.ru/

СЕВАСТОПОЛЬСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГІЇ ТА ПРОМИСЛОВОСТІ

УДК 553.495:531.65:542.9

ТЕХНОЛОГІЯ ТА КОМПЛЕКС ПЕРЕРОБКИ

ВІДВАЛІВ УРАНОДОБУВНИХ ШАХТ

05.17.08 - Процеси та обладнання хімічної технології

Автореферат дисертації

на здобуття наукового ступеня

кандидата технічних наук

Кравченко Віталій Віталійович

Севастополь - 2008

Дисертація є рукопис.

Робота виконана в Севастопольському національному університеті ядерної енергії та промисловості Міністерства палива та енергетики України.

Науковий керівник: кандидат технічних наук, доцент Акімов Олександр Михайлович, Севастопольський національний університет ядерної енергії та промисловості, директор інституту ядерно-хімічних технологій.

Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор Бржезінський Владислав Адамович, Севастопольський національний технічний університет, професор кафедри електронної техніки;

кандидат технічних наук Письменний Борис Васильович Державное підприємство «Східний гірничо-збагачувальний комбінат», завідувач центральної науково-дослідної лабораторії.

Захист відбудеться 27.06.2008 р. о 13 годині на засіданні спеціалізованої Вченої ради К 50.851.03 при Севастопольському національному університеті ядерної енергії та промисловості: 99033, Севастополь-33, вул. Курчатова, 7.

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Севастопольського національного університету ядерної енергії та промисловості: 99033, Севастополь-33, вул. Курчатова, 7.

Автореферат розісланий 25.05. 2008 р.

Вчений секретар спеціалізованої вченої ради О.В. Азаренко

Размещено на http://www.allbest.ru/

Загальна характеристика роботи

Актуальність теми

Накопичені за багато років відвали радіометричних збагачувальних фабрик (РЗФ) виводять з господарського звернення значні території та є небезпечними джерелами дії на навколишнє середовище із-за безперервного виділення радону, винесення радіоактивного пилу, захоплення радіоактивних матеріалів дощовою водою та т.д. В Україні загальна маса радіоактивних відвалів складає близько 11 мільйонів тонн. Проблеми, що створюються радіоактивними відвалами, вимагають раціонального рішення. На порядок денний ставиться завдання ліквідувати накопичені до справжнього моменту відвали, провести рекультивацію території відвалів і зробити її придатною для господарського використання, а також знайти можливості не нарощувати далі об'єм відвалів на діючих РЗФ.

За останні роки у зв'язку з виснаженням родовищ уранових руд, що розробляються, змінилася ситуація в світовій уранодобувній промисловості. На думку провідних світових експертів, для деяких країн стає актуальним питання вже не про ціну концентрату, а про саму можливість його придбання. Для України, яка володіє технологією виробництва концентрату природного урану, стала актуальним завдання отримання додаткової кількості концентрату природного урану з власних відвалів.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Дисертаційна робота виконувалася відповідно до планів дослідно-конструкторських робіт Східного гірничо-збагачувального комбінату «Розробка пересувного радіометричного сепараторного комплексу ПРСК». Фінансування здійснювалося із спеціального фонду Державного бюджету за бюджетною цільовою програмою № 1101080.

Мета та завдання дослідження. Мета роботи - наукове обґрунтування нової технології переробки відходів РЗФ, яка могла б забезпечити повну утилізацію цих відходів шляхом їх розділення на дві частини - бідний концентрат, придатний для подальшого збагачення методом купчастого вилуговування та малоактивний матеріал, відповідно до норм радіаційної безпеки України придатний до промислового використання.

Для досягнення цієї мети необхідно було вирішити наступні завдання:

? вивчити фізико-хімічні, механічні, гідродинамічні та радіаційні властивості існуючих відвалів РЗФ для визначення параметрів, необхідних при розробці та оптимізації технології їх переробки;

? розробити наукові основи нової технології як взаємозв'язаної системи технологічних процесів та устаткування, яка була б здатна забезпечити переробку відходів РЗФ з їх повною утилізацією та рекультивацію території розташування відвалів;

? теоретично оцінити технічну, економічну та екологічну ефективність нової технології переробки відходів РЗФ;

? теоретично обґрунтувати схеми пристроїв, принципи роботи та основні функціональні характеристики технологічного устаткування та вимірювальної техніки, необхідних для реалізації нової технології.

Об'єкт досліджень - урановмістні відвали уранодобувних шахт у районах РЗФ.

Предмет досліджень - багатостадійні процеси, вимірювальна апаратура та технологічне устаткування для переробки рудних відходів РЗФ.

Методи досліджень. При рішенні поставлених наукових задач були використані методи системного та порівняльного аналізу, математичного моделювання, планування та обробки результатів експериментів.

Наукова новизна отриманих результатів. Обґрунтована принципово нова технологія повної утилізації відвалів рудних відходів РЗФ, яка заснована на попередньому розділенні матеріалу на активну та неактивну частини та подальшому купчастому вилуговуванні активної частини (бідного концентрату урану).

1. Розроблена дискретна математична модель кінетики масообмінних процесів, що протікають при купчастому вилуговуванні урану з бідного концентрату, який одержується при сепарації відвалів. Результати моделювання дозволяють визначити оптимальні умови процесу купчастого вилуговування урану.

2. Обґрунтована та запропонована принципово нова схема пристрою сепаратора для багатостадійного розділення та збагачення уранових руд, її принцип роботи та основні конструктивні параметри, яки забезпечують високий ступінь автоматизації, продуктивності та прецизійності розділення потоку шматків уранової руди.

3. Обґрунтований новий принцип роботи спеціалізованих аналізаторів урану в розчинах і на смолі на основі гамма-абсорбційного методу з використанням L-стрибка енергетичної кривої поглинання квантів гамми ураном і гамма-спектрометричного методу з використанням випромінювання урану-235 (лінія 185,6 кеВ) з урахуванням внеску у вимірювальний канал випромінювань ізотопу торій-234 і елементів розпаду ізотопу радій-226.

Практична цінність отриманих результатів. Дисертаційна робота має прикладне значення в області створення та застосування ефективної технології переробки відвалів уранодобувних шахт, зокрема:

1. На підставі результатів досліджень, викладених в дисертації, спроектовані, виготовлені та впроваджені на Східному гірничо-збагачувальному комбінаті технічні комплекси по багатостадійній радіометричній сепарації відвалів радіометричних збагачувальних фабрик. Сумарний економічний ефект від впровадження технології комплексної переробки відвалів на шахтах України складе за попередніми розрахунками близько 500 млн. грн.

2. По розроблених у дисертації пропозиціях спроектовані та виготовлені спеціалізовані аналізатори концентрації урану в розчинах і іонообмінній смолі для контролю технологічних процесів в гідрометалургії. Аналізатори забезпечують можливість повної автоматизації процесу купчастого вилуговування та підтримки режиму процесу в оптимальних умовах.

3. Наукові положення, висновки і принципи нової технології обробки рудних відходів уранодобувних шахт можуть бути використані при розробці проектів нових уранодобувних шахт.

Особистий внесок здобувача. Аналіз світового досвіду по переробці відвалів і рекультивації територій уранодобувних шахт і дослідно-конструкторські роботи Східного гірничо-збагачувального комбінату з тематики, пов'язаної з дослідженнями метрологічних характеристик, розробкою, виготовленням і випробуваннями прецизійних багатостадійних пошматкових радіометричних комплексів для розділення гірської маси відвалів на концентрат і будівельний матеріал виконувалися при особистій участі здобувача.

Здобувач виконав роботи по математичному моделюванню кінетики вилуговування урану з бідного уранового концентрату, математичне та технологічне обґрунтування можливості та необхідності застосування спеціалізованих аналізаторів урану в технологічних розчинах і на іонообмінній смолі безпосередньо в колоні сорбції при купчастому вилуговуванні для досягнення високого рівня автоматизації.

Здобувач виконав необхідні дослідження та розробку конструкторської документації на стабілізовані блоки детектування щільності потоку гамма-квантів сепараторів, а також на аналізатори урану двох типів (гамма-спектрометричний і виборчий гамма-абсорбційний).

Основні теоретичні дослідження, експериментальні дані по сепараторах, процесах купчастого вилуговування, аналізаторах урану одержані безпосередньо автором.

Апробація результатів дисертації. Результати дисертаційної роботи докладалися на V конгресі збагачувачів країн СНД (Москва, 2005), на IV Міжнародній науково-практичній конференції «Актуальні проблеми уранової промисловості» (Алма-Ата, 2006), на III Українській науково-технічній конференції з технології неорганічних речовин «Актуальні проблеми технології неорганічних речовин» (Дніпропетровськ, 2006).

Публікації. Основні результати дисертаційної роботи опубліковані у 15 працях, з них: 9 статей, з яких 4 у наукових журналах, 5 у спеціалізованих виданнях, які входять у перелік ВАК України; в 1 авторському свідоцтві, у 3 звітах про НДР та тезах доповідей 2 наукових конференцій.

Об'єм і структура роботи. Дисертація складається з введення, 5-ти розділів, висновку, переліку використовуваних джерел з 66 найменувань, 30 рисунків і 7 таблиць на 120 сторінках машинописного тексту.

відходи радіометричний збагачувальний утилізація

ОСНОВНИЙ Зміст роботи

У вступі обґрунтовується актуальність теми, сформульовані мета та завдання дослідження, приведена наукова новизна та практична значимість, а також результати апробації та реалізації основних положень дисертації.

У розділі 1 проведен аналіз технологічних особливостей накопичення відвалів уранодобувних шахт та методів нейтралізації дії радіоактивних відходів на навколишнє середовище, використаних в деяких уранодобувних країнах світу, зокрема, у США, Канаді, Франції, Німеччині, Росії та Україні.

У результаті аналізу встановлено, що джерелами утворення відвалів є здобуті порожні породи та забалансові руди, що виділяються при повагоній радіометричній пошматковій сепарації. Вміст урану у відвалах коливається від 0,015 до 0,05% при використанні на РЗФ одностадійних пошматкових радіометричних сепараторів (наприклад, сепараторів типу «Вихор», Україна, або рентгенорадіометричних сепараторів виробництва підприємства «РАДОС», Росія).

Проведені дослідження показали, що основним методом нейтралізації відвалів є переміщення гірської маси в кар'єр або на спеціально підготовлений майданчик з подальшою засипкою бар'єрами з глини, каменів, піску, землі та посадкою зелених насаджень. При цьому вирішуються завдання зниження виділення радону, запобігання зносу радіоактивного пилу та утворення радіоактивних фільтраційних вод. У ряді випадків перед укладанням гірської маси в кар'єр або на майданчик застосовується метод купчастого вилуговування для отримання додаткового урану при достатньо низькій його собівартості.

Доказом найбільш радикального рішення проблеми знищення відвалів, розташованих у межі м. Жовті Води, Україна, є їх поступова та повна переробка без повторної сепарації на гідрометалургійному заводі Східного гірничо-збагачувального комбінату спільно з основною урановою рудою, але це працевитратний та економічно невигідний процес.

До теперішнього часу ніде у світі не застосовувалася технологія повторної сепарації гірської маси відвалів за допомогою прецизійного багатостадійного пошматкового радіометричного сепаратору, який дозволяє виділяти в хвости будівельний матеріал з вмістом урану до 0,006 % та отримати на виході концентрат з вмістом урану 0,05-0,075%, який дозволяє ефективно проводити наступний процес купчастого вилуговування з метою додаткового отримання урану.

У розділі 2 приведен аналіз передумов для створення принципово нових, інноваційних, технологій та апаратів прецизійної пошматковій радіометричної сепарації, побудованих по багатостадійній схемі, для сепарації, як накопичених відвалів, так і уранової руди поточної здобичі. В основному, можливість створення вказаних апаратів визначається сучасним станом точної імпульсної електроніки, швидкодіючої обчислювальної техніки і високим рівнем метрології вимірювань питомої щільності потоку гамма-квантів від шматків руди, які сепаруються.

На відміну від використаних в даний час сепараторів, коли вміст урану у хвостах складає приблизно 0,02%, що робить їх непридатними ні для виробництва щебню, ні для переробки методом купчастого вилуговування, нові технологічні і технічні рішення дозволяють достигнути виділення хвостів з вмістом урану не більш 0,006 %, що відповідає питомій активності не більш 740 Бк/кг, тобто II класу щебню відповідно державному стандарту України БВ.2.7-75-98, та отриманням концентрату з таким вмістом урану, який робить економічно виправданим процес купчастого вилуговування.

Застосування багатостадійності, тобто виділення багатих шматків на попередній стадії сепарації, дозволяє виключити ефект підсвічування гамма-підсвітки, коли шматок руди з високим вмістом урану впливає на блок детектування гамма-квантів одночасно з шматком з незначним вмістом урану.

Основними елементами сепаратора, яки визначають його метрологічні характеристики, є блоки детектування гамма-квантів (БДГК), виконані на основі сцинтиляційних детекторів і фотоелектронних помножувачів, оснащених сучасними точними імпульсними електронними пристроями.

Важливим елементом є також оптичний вимірювач розміру шматка.

Швидкодіючий бортовий комп'ютер, який входить у склад комплексу, сприймає інформацію від БДГК та вимірювача розміру шматка, обчислює питому щільність потоку гамма-квантів та виробляє направлену взаємодію на електропневматичний поділяючий пристрій, здатний проводити до 40 «здувань» в секунду, що забезпечує продуктивність по входу до 25 т/ч.

При відробітку оптимальної геометрії вимірювань досліджувалися залежності чутливості БДГК від ваги та розміру шматків, вірогідність відбору шматків залежно від вмісту урану для різних машинних класів, зміни відліків БДГК при досягненні руху трьох підряд шматків з різноманітними інтервалами і т.д. Результати досліджень використані при розробці конструкторської документації на сепаратор.

Для визначення теоретичних значень параметрів сепарації відвалу, видібранного для випробувань нового сепаратора, були відібрані проби загальною вагою 22 т, визначен їх гранулометричний склад у класах крупності (+250 мм), (мінус 250 + 40 мм), (мінус 40 + 10 мм), (мінус 10 + 0 мм) та вміст урану по класах. Вказано, що вихід класу (минус 250 + 40 мм), найбільш придатного для пошматкової сепарації, складає 67,7%.

Фракційний (за вмістом урану в фракції) склад класу (мінус 250 + 40 мм) приведен у табл. 1.

На рис. 1 приведені криві збагачуваності, побудовані на основі аналізу фракційного складу урановмістних шматків відвалів.

Криві збагачуваності призначені для визначення вмісту урану в хвостах.

На основі аналізу кривих збагачуваності передбачається рішення наступних задач:

? виділення частини відвалів у хвости, при вмісті урану до 0,006% (що відповідає питомій активності 618 Бк/кг при придільному значенні для будівельного матеріалу II класу згідно норм радіаційної безпеки України 740 Бк/кг);

? виділення концентрату, який містить уран до 0,073%.

Таблиця 1. Фракційний склад класу (мінус 250 + 40 мм)

Номер фракції по вмісту урану	Середній вміст урану в фракції, у.о.	Вихід фракції, %	Кількість шматків	Наростаючим підсумком
			штук	загальна вага, кг	середня вага шматків, г	вихід %	вміст у.о.
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13	40 14,3 24,6 35,3 44,9 54,4 64,7 76,6 87,9 119,3 169,7 245,8 439,5	66,94 11,66 5,10 2,81 2,54 2,02 2,18 2,14 1,13 1,82 0,61 0,51 0,54	2371 447 198 108 96 79 88 80 49 79 46 40 48	2062,4 359,2 157,1 86,6 78,3 62,2 67,2 65,9 34,8 56,1 18,8 19,7 16,7	870 804 793 802 816 787 764 766 710 710 409 393 348	66,94 78,6 83,7 86,51 89,05 91,07 93,25 95,39 96,52 98,34 98,95 99,46 100,0	4,0 5,5 6,7 7,6 8,7 9,7 11,0 12,4 13,3 15,3 16,2 17,4 19,7

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 1. Криві збагачуваності вмісту відвалу.

Проведений аналіз досліджень показав, що при пошматковій сепарації вихід концентрату складає 19% (при вмісті урану 0,073%), а вихід хвостів (будівельного матеріалу) - 81% (при вмісті урану 0,006%). При цьому поріг розділення експериментальним шляхом встановлен 0,022%.

За період досвідчено-промислових випробувань сепаратору для машинного класу (мінус 250 + 90 мм) на протязі 12 місяців отримані наступні результати:

? вихід хвостів - 79,7 %;

? вміст урану у хвостах - 5,6 %;

? вихід концентрату - 20,3 %;

? вміст урану в концентраті - 69 у.о.

Згідно розробленої документації виготовлен та випробуван сепаратор, в основу якого покладен принцип багатостадійності. Результати випробувань сепаратору близькі по своїх значеннях до теоретичних.

У розділі 3 проаналізовані експериментальні дослідження по можливості ефективного ведення процесу купчастого вилуговування бідних концентратів урану, отриманих при радіометричній сепарації відвалів. Доведена доцільність дрібнення до класу мінус 10 мм концентрату перед закладкою в штабель.

Розроблена математична модель кінетики вилуговування урану (рис. 2). Шляхом математичних викладень та аналізу хімічних процесів показано, що бідний урановий концентрат, складений уранінітом, настураном і бранеритом, є сприятливим матеріалом для хімічної технології купчастого вилуговування розчином сірчаної кислоти у присутності кисню повітря та з використанням каталізатору у вигляді двоокису марганцю.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 2. Математична модель вилуговування урану з гірських відвалів уранодобувних шахт

;

;

.

;

;

;

, ;

, ;

- ln (1 -, ln (1 - ) = -

1- = е ^{- і 1-е-К}

.

На підставі проведених лабораторних досліджень і даних досвідчено-промислової експлуатації штабелю в 30 тис. т визначені основні характеристики процесу вилуговування.

Параметри купчастого вилуговування урану порівняно з математичною моделлю приведені на рис. 3. Технологічна схема купчастого вилуговування приведена на рис. 4.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 3. Параметри купчастого вилуговування урану з відвалів: 1 - теоретична залежність витягання урану зі штабелю; 2 - експериментальна залежність витягання урану; 3 - зміна концентрації урану в продуктивному розчині (перші 15 діб - концентрація Н2SO4 була підвищеною).

Алгоритм технології купчастого вилуговування передбачає послідовність операцій:

? радіометрична сепарація і дроблення відвалів гірських мас;

? формування рудного штабелю;

? вилуговування урану зрощуванням штабелю розчином Н₂SO₄ з додаванням окислювачу;

? сорбція урану з продуктивних розчинів на слабоосновний аніоніт;

? десорбція урану зі смоли розчином соди;

? відмивання смоли і повернення її в процес сорбції;

? підкислення товарного десорбенту та осадження урану їдким натром з утворенням діураніта;

? промивка та нейтралізація відпрацьованого рудного матеріалу;

? видалення осаду вузла очищення стоків;

? розбирання штабелю хвостів;

? перевезення та закладка (утилізація) хвостів у складі твердіючої суміші у вироблені простори шахти як інертний наповнювач замість піску.

Рис. 4 Технологічна схема купчастого вилуговування Смолінськой шахти.

Одна з основних технологічних операцій по вилуговуванню металу з гірської маси - процес її зрошування розчином Н₂SO₄, який характеризується наступними параметрами:

? щільність зрошування - 25 л/м² * година;

? режим зрошування періодичний, інфільтраційно-капілярний;

? концентрація кислоти в робочому розчині при закислянні - 50 г/л, при зрошуванні -

10 г/л, сульфатів в циркулюючому розчині - до 50 г/л.

У розділі 4 розглянуте обґрунтування побудови спеціалізованих аналізаторів урану в технологічних розчинах і на іонообмінній смолі. Обґрунтовано, що прийнятними є гамма-спектрометричний метод вимірювання швидкості рахунку гамма-квантів з енергією 185 кеВ (випромінювання урану-235) та гамма-абсорбційний метод з використанням енергетичного стрибка поглинання загального урану. Енергетичний спектр гамма-випромінювання природного урану та торія приведен на рис. 5. Залежність масових коефіцієнтів поглинання урану, міді, заліза у діапазоні енергій від 15 до 20 кеВ приведена на рис. 6.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 5. Енергетичний спектр гамма-випромінювання природного урану та торія.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 6. Залежність масових коефіцієнтів поглинання урану, міді заліза у діапазоні енергій від 15 до 20 кеВ: 1 - уран; 2 - мідь; 3 - залізо.

Приведені результати експериментальних досліджень дослідних зразків аналізаторів урану. Показано, що запропоновані аналізатори здатні вимірювати концентрації урану в діапазонах, що мають місце при технології купчастого вилуговування, з достатньою точністю та вибірковістю. Так, наприклад, гамма-спектрометричний аналізатор урану в продуктивному розчині на вході сорбції при роботі в діапазоні 0,100 мг/л має основну погрішність вимірювань ±5 мг/л, гамма-абсорбційний аналізатор урану на іонообмінній смолі при роботі у діапазоні 0,50 г/кг має основну погрішність вимірювань ±2,5 г/кг та коефіцієнт вибірковості по залізу не менш 500.

Робоча формула концентратомеру, що реалізовує гамма-абсорбційний метод із застосуванням трьох потоків гамма-квантів з енергіями:

Е₁(16, 58 кеВ), Е₂(17,44 кэВ) та Е₃(19, 24 кеВ),

коли L_III - стрибок масового коефіцієнта поглинання урану розташований між значеннями Е₁ та Е₂ і рівний 17, 17 кеВ, виглядає таким чином:

,

за умови, що

LC_i [(µ_2i - µ_1i) - K(µ_3i - µ_2i)] = 0

де С - концентрація урану в розчині або на іонообмінній смолі, г/дм³ (г/кг);

C_i - концентрація i-го елементу, г/дм³ (г/кг);

N₁₀, N₂₀, N₃₀ - швидкості рахунку блоку детектування квантів гамми, відповідні потокам квантів гамми з енергіями Е₁, Е₂, Е₃ після проходження через кювету з водою, імп/с;

N₁, N₂, N₃ - швидкості рахунку блоку детектування квантів гамми, відповідні потокам квантів гамми з енергіями Е₁, Е₂, Е₃ після проходження через кювету з розчином урану або із смолою, імп/с.

µ₁, µ₂, µ₃ - масові коефіцієнти поглинання для урану при енергіях Е₁, Е₂, Е₃, см²/г;

µ_1i, µ_2i, µ_3i - масові коефіцієнти поглинання для i-го елементу, см²/г.

Робоча формула концентратомеру, що реалізовує гамма-спектрометричний метод вимірювань, виглядає таким чином:

С = K₁( N₁ - K₂N₂ - K₃N₃) ± C₀,

де N₁ - швидкість рахунку блоку детектування гамма-квантів у каналі випромінювання ізотопу уран-235, імп/с;

N₂ - швидкість рахунку в каналі випромінювання ізотопу торій-234, імп/с;

N₃ - швидкість рахунку в каналі випромінювання елементів розпаду радію, імп/с;

K_1, K_2, K_3, C₀ - коефіцієнти, значення яких визначаються при градируванні концентратомера.

За наслідками досліджень розроблені і виготовлені аналізатори урану двох типів. Виконані дослідження їх метрологічних характеристик. Результати досліджень довели можливість застосування аналізаторів урану у складі системи автоматичного управління процесом купчастого вилуговування.

Показано, що для вимірювання залишкової концентрації урану в матеріалі штабелю можливо застосування рентгенфлуоресцентного методу з реєстрацією L-серії випромінювання урану напівпровідниковим кремній-літієвим детектором.

У розділі 5 досліджені техніко-економічні та екологічні аспекти повторної сепарації відвалів і купчастого вилуговування. Загальний прибуток при переробці відвалів двох шахт України оцінюється в 500 млн. грн.

У процесі реалізації пропонованої технології комплексної переробки відвалів частина прибутку, яка одержується за рахунок низьких витрат при виробництві готової продукції та щебню, може бути направлена на виконання власне рекультивації території промділянок, що, в умовах звичайного браку бюджетних коштів на подібні завдання, може стати вирішальним аргументом на користь рекультивації у такий спосіб.

Екологічні дослідження показали, що результатом робіт, які можливо виконати протягом 10 років, буде звільнена від усіх радіоактивних речовин територія, засипана чорноземом, окрім тієї частини, де буде заскладована залишкова частина відвалу та знятих забруднених ґрунтів при дотриманні всіх вимог сучасної екологічної науки.

Згідно проектної документації, капітальні витрати на будівництво полігону КВ, полігону зберігання слабоактивних відходів, комплексу по радіометричному пошматкового та мілкопорційного сортуванню відвалу, придбання автотракторної техніки та дробильно-сортувальних комплексів для виробництва щебню та подрібнення бідної руди перед укладанням у штабелі оцінюються в 60 млн. грн. з освоєнням цієї суми протягом перших двох років.

Згідно з даними, одержаними при досвідно-промислових експериментах, витрати на 1 кг готової продукції можливо регулювати в межах від 40 до 60% від собівартості готової продукції, що одержується при стандартній технології. При середньому значенні витрат в 50% і продуктивності технології переробки відвалів в 550 тис. тонн в рік загальної маси по входу з урахуванням вироблюваного щебеня при витратах, рівних 40% від продажної ціни, термін окупності складає 3 роки з подальшим отриманням прибутку протягом 7-8 років переробки всього відвала.

Методика оцінки економічної ефективності переробки відвалів може бути застосована по відношенню до будь-яких відвалів. Основними чинниками, що визначають економіку, є: вихід концентрату (у % від загальної кількості гірської маси); вміст урану в концентраті; собівартість переробки 1 т гірської маси на радіометричному сепараторному комплексі; собівартість отримання урану при переробці бідного концентрату на полігоні купчастого вилуговування; загальна кількість одержаного урану і ціна продажу на спотовому ринку.

Висновки

В результаті дисертаційної роботи виконано:

1. Літературний аналіз світової практики при рішенні проблеми відвалів, який показав, що до теперішнього часу ніхто в світі не застосовував розділення відвалів на концентрат і будівельний матеріал з подальшим проведенням купчастого вилуговування на високоавтоматизованих полігонах.

2. Розроблена математична модель купчастого вилуговування бідних концентратів урану, розрахована теоретична залежність вилуговування урану від часу.

3. Проведений промисловий експеримент по вивченню процесу купчастого вилуговування, одержані експериментальні залежності, співпадаючі з теоретичними. За наслідками досліджень розроблений проект полігону купчастого вилуговування.

4. Виконано математичне і технологічне обґрунтування можливості застосування гамма-абсорбційної та гамма-спектрометричної технології при побудові нових концентратомерів урану на розчинах і сорбентах купчастого вилуговування. Результати використані в конструкціях двох типів концентратомерів, аналогів яким в світовій практиці не виявлено.

5. Виконані дослідження по оптимізації процесу радіометричного розділення потоку шматків на концентрат і будівельний матеріал. Результати досліджень покладені в основу конструкції нового прецизійного багатостадійного комплексу, що не має аналогів. В даний час комплекс знаходиться в експлуатації з позитивними результатами.

Список праць, опублікованих по темі дисертації

1. Кравченко В.В., Акимов А.М., Куча П.М., Перьков П.Г. Пути переработки и утилизации отвалов уранодобывающих шахт // Вопросы химии и химической технологии. - Днепропетровск, 2006. - № 6. - С. 69 - 72.

2. Кравченко В.В., Акимов О.М., Куча П.М., Перьков П.Г. Концепція комплексної переробки й утилізації гірської маси уранодобувних шахт // Збірник наукових праць СНУЯЕтаП. - Севастополь: СНУЯЕтаП, 2006. - Вип. 2(18). - С. 106 - 111.

3. Кравченко В.В., Акимов А.М. Анализ опытно-промышленного эксперимента кучного выщелачивания концентрата урановых руд // Збірник наукових праць СНУЯЕтаП. - Севастополь: СНУЯЕтаП, 2006. - Вип. 4(20). - С. 194 - 199.

4. Кравченко В.В., Акимов А.М. Кинетика процесса кучного выщелачивания бедных урановых руд // Збірник наукових праць СНУЯЕтаП. - Севастополь: СНУЯЕтаП, 2007. - Вип. 1(21). - С. 93 - 99.

5. Кравченко В.В., Акимов А.М., Перьков П.Г., Куча П.М. Физико-химические факторы, определяющие возможность повторного извлечения урана из хвостохранилищ предприятий урановой отрасли // Вопросы химии и химической технологии. - Днепропетровск, 2007. - № 1. - С. 44 - 47.

6. Измеритель расхода сорбента: А.с. 1501683 СССР, МКИ G 01 F 13/00 / В.В. Кравченко, Е.Д. Кохов, А.К. Майстренко, П.П. Святный. - № 1255865; Заявл. 29.04.85. - 3 с.

7. Кравченко В.В., Майстренко А.К., Михайлов В.В., Степневский В.Н. Цифровой уровнемер "Дельфин-Ц" // Приборы и техника эксперимента. - 1986. - № 4. - С. 232.

8. Кравченко В.В., Майстренко А.К., Колтунов Б.Г., Степневский В.Н., Никулин Г.Н. Концентратомер «Сейм-10» // Горно-металлургическая промышленность. - 1980. - № 1. - С. 26 - 28.

9. Кравченко В.В. Цифро-аналоговый преобразователь с промежуточным преобразованием число-импульс // Приборы и техника эксперимента. - 1983. - № 5. - С. 108-109.

10. Кравченко В.В., Колтунов Б.Г., Майстренко А.К. Простой преобразователь двоичного кода в постоянный ток // Приборы и техника эксперимента. - 1979. - № 3. - С. 94.

11. Кравченко В.В., Копанев А.В., Куча П.М., Перьков П.Г., Пильчик А.В., Синчук В.В. Реабилитация территорий уранодобывающих предприятий с помощью инновационных технологий // Материалы V конгресса обогатителей стран СНГ. - М., 2005. - С. 34-37

12. Кравченко В.В. Обеспечение контроля ведения технологического процесса СПВ приборами производства ГП «ВостГОК» // Актуальные проблемы урановой промышленности: Сборник тезисов докладов IV Международной научно-практической конференции. - Алма-Ата, 2006. - С. 25 - 26.

13. Опытные установки кучного и блочного выщелачивания. Этап 3.1. «Полигон опытно-промышленного освоения технологии кучного выщелачивания»: Отчет о НИР / УкрНИПИ. - № 213. - Желтые Воды, 1999. - 87 с.

14. Создание технологии кучного и блочного выщелачивания урановых руд месторождений ГП «ВостГОК» за 2000-2002 г.г. Отчет о НИР (промежуточ.) / ГП «ВостГОК». - № 293. - Желтые Воды, 2002. - 115 с.

15. Лабораторные исследования по очистке промывных вод кучного выщелачивания: Отчет о НИР / ЦНИЛ ГП «ВостГОК». - № 309. - Желтые Воды, 2002. - 73 с.

Анотація

Кравченко В.В. Технологія та комплекс переробки відвалів уранодобувних шахт. - Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук по спеціальності 05.17.08 - Процеси та обладнання хімічної технології. Севастопольський національний університет ядерної енергії та промисловості, Севастополь, 2008.

Дисертація присвячена науковому обґрунтуванню нової технології переробки відходів радіометричних збагачувальних фабрик уранодобувних шахт, яка могла б забезпечити повну утилізацію цих відходів шляхом розділення на дві частини - бідний концентрат, придатний для подальшої переробки методом купчастого вилуговування, та малоактивний матеріал, придатний до промислового використання.

Вивчені фізико-хімічні, механічні, гідродинамічні і радіаційні властивості існуючих відвалів для визначення параметрів, необхідних при розробці та оптимізації технології їх переробки. Розроблені наукові основи нової технології як взаємозв'язаної системи технологічних процесів і устаткування, яка була б здатною забезпечити переробку відвалів з їх повною утилізацією.

Теоретично обгрунтовані схеми пристроїв, принципи роботи та основні характеристики технологічного устаткування та вимірювальної техніки, необхідних для реалізації нової технології.

Розроблена дискретна математична модель кінетики массообменных процесів, які протікають при купчастому вилуговуванні урану з бідного концентрату, отриманного при радіометричному розділенні гірської маси відвалу.

Показано, що при визначенні технологічних параметрів купчастого вилуговування бідного концентрату при проведенні промислового експерименту на досвідному полігоні практичні результати близькі до теоретичних. Отримані теоретичні та практичні результати покладені в основу проекту купчастого вилуговування.

Обґрунтована та запропонована принципово нова схема пристрою сепаратора для багатостадійного розділення і збагачення уранових руд, її принцип роботи та основні конструктивні параметри, які забезпечують високий ступінь автоматизації, продуктивності та точності розділення потоку шматків уранової руди машинного класу.

На підставі результатів досліджень спроектовані, виготовлені та впроваджені багатостадійні прецизійні пошматкові радіометричні роздільні комплекси. Результати випробувань та експлуатації в промислових умовах позитивні.

Обґрунтован новий принцип роботи спеціалізованих аналізаторів урану у розчинах купчастого вилуговування та на іонообмінній смолі та на основі гамма-абсорбційного методу з використанням L-стрибка енергетичної кривої поглинання гамма-квантів та гамма-спектрометричного методу з використанням випромінювання урану-235.

Розроблені аналізатори урану у розчинах та на іонообмінній смолі. Дослідні зразки пройшли випробування з позитивними результатами. Вказано, що аналізатори урану, а також спеціальні рівнеміри, витратоміри розчинів, витратоміри смоли можуть бути застосовані в системі АСУТП купчастого вилуговування.

Ключові слова: радіометричний сепаратор, купчасте вилуговування, гамма-спектрометричний метод, гамма-абсорбційний метод.

Аннотация

Кравченко В.В. Технология и комплекс переработки отвалов уранодобывающих шахт. - Рукопись.

Диссертация на соискание научной степени кандидата технических наук по специальности 05.17.08 - Процессы и оборудование химической технологии. Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности, Севастополь, 2008.

Диссертация посвящена научному обоснованию новой технологии переработки отходов радиометрических обогатительных фабрик уранодобывающих шахт, которая могла бы обеспечить полную утилизацию этих отходов путем разделения на две части - бедный концентрат, пригодный для последующей переработки методом кучного выщелачивания, и малоактивный материал, пригодный к промышленному использованию.

Изучены физико-химические, механические, гидродинамические и радиационные свойства существующих отвалов для определения параметров, необходимых при разработке и оптимизации технологии их переработки. Разработаны научные основы новой технологии как взаимосвязанной системы технологических процессов и оборудования, которая была бы способной обеспечить переработку отвалов с их полной утилизацией.

Теоретически обоснованы схемы устройств, принципы работы и основные характеристики технологического оборудования и измерительной техники, необходимых для реализации новой технологии.

Разработана дискретная математическая модель кинетики массообменных процессов, протекающих при кучном выщелачивании урана из бедного концентрата, получаемого при радиометрическом разделении горной массы отвала.

Показано, что при определении технологических параметров кучного выщелачивания бедного концентрата при проведении промышленного эксперимента на опытном полигоне практические результаты близки к теоретическим. Полученные теоретические и практические результаты положены в основу проекта кучного выщелачивания.

Обоснована и предложена принципиально новая схема устройства сепаратора для многостадийного разделения и обогащения урановых руд, ее принцип работы и основные конструктивные параметры, обеспечивающие высокую степень автоматизации, производительности и точности разделения потока кусков урановой руды машинного класса.

На основании результатов исследований спроектированы изготовлены и внедрены многостадийные прецизионные покусковые радиометрические разделительные комплексы. Результаты испытаний и эксплуатации в промышленных условиях положительные.

Обоснован новый принцип работы специализированных анализаторов урана в растворах кучного выщелачивания и на ионообменной смоле на основе гамма-абсорбционного метода с использованием L-скачка энергетической кривой поглощения гамма-квантов и гамма-спектрометрического метода с использованием излучения урана-235.

Разработаны анализаторы урана в растворах и на ионообменной смоле. Опытные образцы прошли испытания с положительными результатами. Показано, что анализаторы урана, а также специальные уровнемеры, расходомеры растворов, расходомеры смолы могут быть применены в системе АСУТП кучного выщелачивания.

Ключевые слова: радиометрический сепаратор, кучное выщелачивание, гамма-спектрометрический метод, гамма-абсорбционный метод.

Annotation

Kravchenko V.V. “Technology and complex of processing dumps in uranium mines”. Manuscript.

Dissertation on competition of graduate degree of candidate engineering sciences on speciality 05.17.08 are Processes and equipment of chemical technology. Sevastopol national university of nuclear energy and industry, Sevastopol, 2008.

Dissertation is devoted to the scientific ground of new technology of redoing offcuts of radiometric enriching factories of uranium mines, which would provide complete utilization of these offcuts by the division on two parts is a poor concentrate suitable for the subsequent redoing by the method of the grouped lixiviating, and low-level material suitable to the industrial use.

Physical and chemical, mechanical, hydrodynamic and radiation properties of existent dumps are studied for determination of parameters necessary at development and optimization of technology of their processing. Scientific bases of new technology are developed as the associate system of technological processes and equipment, which would be able to provide redoing of dumps with their complete utilization.

The charts of devices, principles of work and basic descriptions of technological equipment and measuring technique necessary for realization of new technology, are grounded in theory.

The discrete mathematical model of kinetics masexchange processes, flowing at the grouped lixiviating of uranium from the poor concentrate got at the radiometric division of mountain mass of dump, is developed.

It is rotined that at determination of technological parameters of the grouped lixiviating of poor concentrate during the leadthrough of industrial experiment on an experimental ground practical results are near to theoretical. The got theoretical and practical results are fixed in basis of project of the grouped lixiviating.

Principle new chart of device of separator for the division and ore-dressing uranium's grounded and offered, its principle of work and basic structural parameters, providing the high degree of automation, productivity and exactness of division of stream of pieces of uranium ore of machine class.

On the basis of results of researches projected made and inculcated many stages precision piece radiometric dividing complexes. Results of tests and exploitation pilot-scale positive.

New principle of work of the specialized analyzers of uranium is grounded in solutions of the grouped lixiviating and on ion-exchange resin on the basis of gamma-absorption method with the use of L-jump of power curve of absorption of gamut-quanta and gamma-spectrometric method with the use of radiation of uranium-235.

The analyzers of uranium are developed in solutions and on ion-exchange resin. Pre-productions models passed the tests with positive results. It is rotined that the analyzers of uranium, and also special level-measure and expense-measure of solutions, level-measure of resin, can be applied in the system of the ASMTP grouped lixiviating.

Keywords: radiometric separator, grouped lixiviating, gamma-absorption method, gamma-spectrometric method.

Размещено на Allbest.ru

...