Розробка установки вилучення тритію з уповільнювача ядерного реактора методом низькотемпературної ректифікації
Ескіз недоступний
Файли
Дата
2026-06-10
Автори
Назва журналу
Номер ISSN
Назва тому
Видавець
ОНТУ, кафедра кріогенної техніки
Анотація
Проведено детальний аналіз світового досвіду детритизації та відомих патентних рішень (зокрема комбінацій процесів CECE, LPCE, BHW та низькотемпературної ректифікації). Обґрунтовано оптимальність комплексних схем для глибокого вилучення тритію. Розраховано параметри ключових технологічних точок схеми розділення із загальною продуктивністю за вихідною сумішшю. Визначено витрати дистиляту та кубових залишків для розділення суміші D2+T2 з отриманням товарного концентрату тритію із заданим ступенем чистоти. Проведено гідравлічний розрахунок насадкових ректифікаційних колон. Визначено оптимальні робочі швидкості пари, які лежать нижче межі захлинування апарата (точки інверсії фаз), що гарантує стабільність процесу при коливаннях зовнішніх навантажень. Розраховано геометричні розміри колон (діаметр, висота насадкової частини) та їхній гідравлічний опір. Розраховано теплові навантаження на конденсатори та випарники кріогенних колон. Спроєктовано систему захисту від теплоприпливів навколишнього середовища: розраховано екранно-вакуумну ізоляцію товщиною 30 мм із оптимальною густиною намотки (7 екранів зі склополотна ЕВТІ-15 та алюмінієвої фольги на 1 см). Сумарний теплоприплив до робочих колон зведений до технологічно мінімального рівня. Розглянуто методи безпечного тривалого зберігання вилученого тритію. Доведена перевага фіксації радіонукліда у твердій фазі у вигляді гідриду (тритиду) титану, що повністю виключає неконтрольоване зростання тиску через радіоліз (на відміну від зберігання в рідкій або газоподібній формі).