CC BY
15
На рисунке 1 представлены результаты сравнения расчетных и экспериментальных данных по выходу УНТ по времени процесса при различных температурах пиролиза от 700 до 850°С.
Рисунок 1. Экспериментальные и расчетные кинетические кривые роста УНТ при пиролизе метана с варьированием температуры процесса
Было исследовано влияние кинетических параметров на механизм синтеза углеродных нанотрубок. Так изменение констант адсорбции и дезактивации катализатора влияло на точку положения экстремума зависимости выхода от концентрации водорода в газовой фазе, константы реакций стадий дегидрогенизации оказывали влияние на начальную скорость роста углеродных нанотрубок, а константа гидрогазификации аморфного углерода с образованием метана оказывала влияние на весь ход кинетической кривой роста углеродных нанотрубок.
На основании проведения экспериментальных исследований и расчетов с помощью разработанной математической модели были определены оптимальные условия проведения синтеза углеродных нанотрубок на катализаторе [Feo,45Coo,l5Alo.4o]2Oз: температура пиролиза 775°С, содержание водорода в исходной газовой смеси 40 % об., позволяющие получить многослойные углеродные нано-трубки с внешним диаметром 10-20 нм, с числом слоем 13, длиной ~ 1,23 мкм.
Исследования выполнены при финансовой поддержке РНФ в рамках научного проекта 14-19-00522.
Список литературы:
1. Кольцова Э., Ненаглядкин И. Моделирование синтеза углеродных нанотрубок. Саарбрюкен: LAP LAMBERT Academic Publishing, 2012, 162 c.
2. И.С. Ненаглядкин И.С., Карягин А.В., Иванов И.Г., Блинов С.Н., Раков Э.Г., Кольцова Э.М. Математическое моделирование непрерывного процесса получения углеродных нановолокон // Химическая технология, 2005, № 7, С. 42-48.
3. Кольцова Э.М., Скичко А.С., Женса А.В. Численные методы решения уравнений математической физики и химии: учебное пособие. М.: РХТУ им. Д. И. Менделеева, 2009. 224 с.
2. Скичко Е.А., Ломакин Д.А., Гаврилов Ю.В, Кольцова Э.М. Экспериментальное исследование кинетических закономерностей синтеза углеродных нанотрубок каталитическим пиролизом газовых смесей переменного состава // Фундаментальные исследования, № 3 (2). 2012. С. 414-418.
3. Богдановская В.А., Радина М.В., Лозовая О.В., Та-расевич М.Р., Кузов А.В., Кольцова Э.М., Скичко Е.А. Углеродные нанотрубки - перспективные носители для синтеза катодных катализаторов PtCoCr // Альтернативная энергетика и экология, 2012, № 2 (106), С. 91-106.
СОЗДАНИЕ КОНЦЕПТУАЛЬНОЙ МОДЕЛИ ВЫНОСА РАДИОНУКЛИДОВ
Колябина Дарья Александровна
аспирант, ККХТП НТУУ "КПИ", г. Киев, Украина Безносик Юрий Александрович к.т.н., доцент ККХТП НТУУ "КПИ", г. Киев, Украина Шибецкий Юрий Александрович
к. г.-м. н.,старший научный сотрудник, Научно-инженерный центррадиогидрогеоэкологических
исследований, к. Киев, Украина
Описание хранилища «Буряковка». Пункт захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) "Буряковка" был построен по проекту Ленинградского института "ВНИПИЭТ" и принят в эксплуатацию в феврале 1987 года для ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.
ПЗРО расположен в 12 км на юго-западе от ЧАЭС. Согласно проекту ПЗРО был предназначен для захоронения низко и среднеактивных радиоактивных отходов 1 и 2 группы с мощностью дозы до 1 Р/час. ПЗРО "Буряковка" не рассчитан на захоронение долгоживущих радиоактивных отходов. В зависимости от характеристик, отходы направляются либо на захоронение в траншею, либо на площадку складирования металлических радиоактивных отходов (РАО). В траншее твердые радиоактив-
ные отходы (ТРО) складируются навалом, по мере заполнения уплотняются тяжелой техникой. Уплотненные РАО засыпаются местным грунтом (выравнивающий слой). По выравнивающему слою отсыпается и тщательно уплотняется глиняный экран. На уплотненном экране отсыпается защитный слой из местного грунта, а по нему слой растительного грунта и высеивается трава [7, с.156]. Конструктивно ПЗРО представляет собой тридцать приповерхностных хранилищ траншейного типа, каждое из которых имеет размеры (в плане): 140-160 м в длину, 60-65 м в ширину и глубиной до 5.6 м от уровня поверхности земли. РАО в заполненных траншеях изолированы от окружающей среды слоем утрамбованной глины толщиною 1,0 м по дну и 0,5 м по выравнивающему слою грунта, который укрывает радиоактивные отходы (рис.1).
галутчьесгем иа генного «ргунгга спооевоит>ае по стоюрасшитого |рукта -1 о и
+0.00
_60и_
Поперечный разрез траншеи хр аиили ца
Рисунок 1. Строение хранилища [1, с.406]
Из них по состоянию на 01.01.2011 года заполнены 28 траншей, из которых законсервированы 27 траншей. [3, с.68]. "Буряковка" является единственным действующим пунктом приемки и захоронения радиоактивных отходов в чернобыльской зоне отчуждения.
Разрешенные виды отходов [6, с.3177]:
твердые радиоактивно загрязненные фрагменты металлических и строительных конструкций, бетона, гравия, почвы, и другие твердые радиоактивно загрязненные материалы
• удельная альфа-активность < 6.0 kBq / kg;
• удельная бета/гамма- активность < 500 kBq / kg ; если альфа активность ТУЭ > 0,1 kBq / kg;
• удельная бета/гамма- активность < 5,000 kBq / kg; если альфа активность ТУЭ < 0,1 kBq / kg;
• полная бета/гамма активность в одной траншее < 60 TBq;
• содержание отходов органического происхождения < 5 % vol.
Исходные данные для построения модели. Для
оценки эксплуатационной безопасности были использованы сценарии в соответствии с [5] и проведена их адаптация к условиям ПЗРО "Буряковка". Предполагается что, со временем происходит отказ инженерных барьеров, происходит увеличение инфильтрации и химической деградации хранилища (с точки зрения коэффициентов сорбции). Эта концептуальная модель выхода нуклидов предполагает, что отходы являются равномерно и однородно распределенными по всему объёму, что диффузия является единственным важным процессом освобождения отходов в окружающий хранилище материал (геосферу). Исходя из [4] были выбраны математические модели, описывающие процессы, что происходят при выносе радионуклидов.
Описание процессов выноса радионуклидов.
Процессы переноса, дисперсии, диффузии, распада и сорбции рассматриваются в одном выражении:
д
д
(Я, ОС,) = дг дх
( дС ОБ, ^ дх
|-|х (^С,)-АвЯС, + Б
(1)
а
Б = Б* +
I е//1 д
П
Я = 1 +
р щ
~О
(2)
где:
С. - содержание ьго радионуклида в водной фазе (Бк/м3) ;
- коэффициент диффузии-дисперсии для /'-го радионуклида (м2/год) ; V - скорость потока (м/год) ;
0 - влагосодержание (б/р) ;
1 - константа распада для /'-го радионуклида (год) ;
Я. - коэффициент задержки для /'-го радионуклида (б/р) ;
5 - объёмный внешний источник, который включает в себя выход из формы отходов (Бк/м3 год) ;
- коэффициент эффективной диффузии для /'-го радионуклида (м2/год) ; а - коэффициент поперечной дисперсии (м) ; Кй, - коэффициент распределения для /'-го радионуклида (м3/кг) ; р - сухая объёмная плотность среды, через которую мигрирует радионуклид (кг/м3). Уравнение переноса в одном измерении:
Я дС _ йх дС
д дС.
- Я 1С
дг 9 дх2 9 дх х - обозначает вектор потока подземных вод; 9 - эффективная пористость; д - скорость потока подземных вод (м/год) ; С\ - концентрация /'-го радионуклида в грунтовых водах (Бк/м3) ; дх - коэффициент продольной дисперсии (м2/год) ; 1 - константа распада для /'-го радионуклида (год) ;
Я. - коэффициент задержки для /'-го радионуклида (б/р), рассчитывается как: Я1 = 1 +
(3)
р Кй .
9
где
р -объёмная плотность насыщенной зоны (кг/м3).
Используется камерный подход к модели для представления миграции нуклидов в окружающую среду. Система миграции может быть разделена на отсеки (камеры), каждый из которых может представлять собой среду, которая отличается от других задействованных в миграции сред. Предполагается, что, как только радионуклид попадает в отсек, смешивание происходит так, что существует единая концентрация по всему отсеку. Каждый отсек должен быть выбран для представления области окружающей среды, для которых это предположение
является разумным. Миграция описывается коэффициентами переноса, которые представляют изменение активности в том или ином отсеке за единицу времени. Радионуклиды также могут быть выведены из системы в целом (в результате радиоактивного распада). Математическое представление многокамерных процессов переноса принимает форму матрицы коэффициентов переноса, которые позволяют отсекам быть представленными в виде набора линейных дифференциальных уравнений первого порядка. Скорость, с которой содержимое отсека меняется с течением времени определяется по формуле:
йЫ1 йг
X +1мМ, + 5 (г) V у **
Л
( \
X ., + ЛмМ, V у **
(4)
где: . и у - два блока (камеры);
N и М - количество радионуклидов N и М в блоке (М - предшественник N в цепочке распада) (Бк) ; - внешний источник радионуклида N , зависимый от времени, (Бк/год) ; 1м - постоянные распада для радионуклидов N и М,(год-1) ;
и a - коэффициенты переноса, представляющие прирост и потери радионуклида N из блоков I и у,
(год-1).
Решение уравнения (4) обеспечивает зависящее от времени изменение состояния каждого отсека. Предположения для определения состояния каждого отсека состоят в оценке концентрации нуклидов в соответствующих носителях.
Миграция радионуклидов в ближней зоне складывается из выщелачивания радионуклидов из РАО и вертикального потока через искусственные нижние барьеры хранилища. Для заданных радионуклидов, скорость выщелачивания Хвыщ (год-1) определяется по формуле:
и
о qAdv qin (5) ! , p(1 — в) Kd
Яâûù= DR = ^DR (5) R =1 +-в-
(б)
где: ЦАс1У - адвекционная скорость потока (м/год) ;
ды - скорость переноса загрязнителя за счет адвекции от одного блока к другому - от , к/ (эквивалент скорости инфильтрации) (м/год) ;
3№ -активная пористость среды (материала) ;
Б - мощность слоя (м) ; Я - коэффициент задержки; р - удельная плотность материала, (кг/м3) ; К - коэффициент сорбции (м3/кг) ; ды и Ка зависят от времени.
Для моделирования миграции радионуклидов через насыщенную зону в скважину также используется аналитическое решение адвекционного/дисперсионного уравнения:
R
ôC d ô2C
q
ôC
ôt Я ôx2 Я ôx
— R ÄjC + ^^RpÄpCp
(7)
где : х - вектор потока подземных вод; 3и, - эффективная пористость; д - скорость потока подземных вод (м/год) ; С - концентрация /-го радионуклида в грунтовых водах (Бк/м3) ; дх - коэффициент продольной дисперсии (м2/год) ; Лт - константа распада для /'-го радионуклида (год).
Для решения адвекционно-дисперсионных/диф-фузных уравнений необходимо дискретизировать отсеки и оценить потоки между ними. Для одномерного представления потока в геосфере, есть три потока, связанные с каждым отсеком:
адвективный поток от i к j ÄA ^ =
q
3w L R
прямое смешивание (от i к j) ÄD = ~x Я
А
A,ij
обратное смешивание (от j к i) ÄD ^ ÄA jt где: Я.
(8) (9) (10)
■ьА ^ - скорость передачи загрязнения от ад-векционного переноса из отсека , в_/;
// - скорость передачи загрязнения от дисперсионного переноса из отсека , в /;
Ь1 - длина отсека
Ах - расстояние, на котором рассчитывается градиент концентрации радионуклидов.
Была предложена концептуальная модель. При ее создании было учтено геологическое строение Чернобыльской зоны отчуждения [2, с.167-184]. Концептуальная модель создается в виде блоков, в которых указанны объекты (ячейки), которые проходит радионуклид. Связи между блоками показывают процесс, который происходит при переносе радионуклида от блока к блоку (исходя из природы процесса). Отдельно в модели выделены три области - область самого хранилища, насыщенная зона, ненасыщенная зона. Каждая из областей, в свою очередь состоит из своих блоков и процессов. Модель приведена на рис.2.
Дальнейшие расчеты планируется проводить в программной среде Есо^о [8]. Для расчетов необходимо
большое количество данных, таких как среднегодовое количество осадков, состав отходов, свойства каждого слоя (блока модели), значение коэффициентов распределения, и прочих параметров. Без созданной концептуальной модели дальнейшие расчеты невозможны, ибо в первую очередь следует определить процессы, которые происходят, а также блоки, и модели по которым будут производиться расчеты.
Список литературы:
1. Бревитц В., Шибецкий Ю.А., Руденко Ю.Ф., Кастель-
цева Н.Б. Изоляция радиоактивных отходов в недрах Украины (проблемы и возможные решения).- Киев, 200б. -с.398.
2. Ключников А. А., Пазухин Э. М., Шигера Ю. М., Ши-
гера В. Ю. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. АТ "Книга", 2005-496с.
3. Кретинин А. А. Приповерхностные хранилища-могиль-
ники для радиоактивных и токсичных отходов. Сотрудничество для решения проблемы отходов. материалы IV Меж. конф. 31 января -1 фераля -2007г.
4. IAEA: "Derivation of activity limits for the disposal of radioactive waste in near surface disposal facilities (ISAM Programme)". TECD0C-1380, Vienna, 2003.
5. IAEA, Handbook of Parameter Values for the Prediction of
Radionuclide Transfer in Temperate Environments. Technical Reports Series No 3б4 - IAEA, Vienna (1994).
6. Haverkamp B., Krone J., Shybetskyi I. Safety Assessment
for a Surface Repository in the Chernobyl Exclusion Zone - Methodology for Assessing Disposal under Intervention Conditions WM2013 Conference, February 24 - 28, 2013, Phoenix, Arizona USA - 1347б
7. Lee W. E., Ojovan M. I., Jantzen C. Radioactive Waste Management and Contaminated Site Clean-Up: Processes, Technologies and International Experience (Woodhead Publishing Series in Energy) Hardcover - November 14, 2013 .
8. Сайт разработчика: http:IIecolego.facilia.seIecolegoIshowIHomePage
p
из хранилища РАО
ОСОБЕННОСТИ КОНДЕНСАЦИИ ПЕРЕГРЕТОГО ПАРА В НАКЛОННОЙ ТРУБЕ
ПРИ НЕРАВНОМЕРНОМ ОХЛАЖДЕНИИ
Кондратьев Антон Викторович
инженер-испытатель ЗАО «НПВП «Турбокон», Калуга; КФМГТУ им. Н.Э.Баумана, аспирант
Птахин Антон Викторович
рук. группы ЗАО «НПВП «Турбокон», Калуга
участками: с кольцевым охлаждением, полукольцевым охлаждением и разрезного рабочего участка с полукольцевым охлаждением и теплоизоляцией между охлаждаемой и неохлаждаемой половинами трубы.
Цель работы - исследование влияния неравномерности охлаждения стенки трубы на конденсацию движущегося в трубе пара.
Описание экспериментальной установки и методики проведения эксперимента [4].
Схема экспериментального стенда представлена на рис. 1. К однотрубной модели воздушного конденсатора (ОМВК) подается водяной пар от электрического парогенератора 1. Пар с расходом 0.5-6 г/с конденсируется в теп-лообменной трубе 025*2 мм из стали 12Х18Н10Т установленной под углом 60° к горизонту. Теплообменная труба 2 на длине 2.3 м охлаждается с внешней стороны водой, протекающей в кольцевом зазоре. Наружная стальная труба имеет внутренний диаметр 28 мм. Течение воды и пара - противоточное, с расходом 0.04-0.16 кг/с. На выходе из теплообменной трубы установлен конденсато-сборник (нижний коллектор 5) и стеклянная труба (6), по которой конденсат сливается в бак сбора конденсата (7). Температура пара на входе в теплообменную трубу на 10...20°С превышала температуру насыщения пара. При
Введение.
При конденсации водяного пара, внутри оребрён-ных труб воздушных конденсаторов паротурбинных установок [1-3], скоростной напор пара на входе в теплооб-менные трубы
Р"^"ВХ2
--— < 550 Па,
2
число Рейнольдса по пару
Де" =—12500,
V
по конденсату
Ие' = —т < 200, V
где у',у" - кинематические вязкости конденсата и пара, соответственно; w', w"ВХ- скорости конденсата при х2 = 0 и пара на входе в трубу при х1 > 0 по отношению к полному сечению трубы, d = 21 мм - внутренний диаметр труб, х1, х2 - расходные массовые паросодержания на входе и выходе из трубы. В [4] предложена физическая модель течения водяного пара внутри трубы, сочетающая одновременное существование перегретого и конденсирующегося пара с х1 > 0.05 при Де' < 200.
С целью проверки полученной физической модели, были проведены испытания с различными рабочими
