8.6.1 Оборудование для люминесцентной сепарации

Дата: 2025-05-01; Просмотры: 9

Оценка:

0.00 из 5.00 — оценок

Скачиваний: 0

Скачать

Рентгенолюминесцентная сепарация позволяет выделять до 40 % отвальных хвостов из руды, поступившей на сепараторы. (табл. Таблица 3, рис. Рисунок 27Ошибка! Источник ссылки не найден.).

Таблица 3 - Рентгенолюминесцентные сепараторы

Рисунок 27 - Схема люминесцентного сепаратора: 1 - питатели; 2 – фотоэлектронный умножитель; 3 – пневмоклапан; 4 – источник рентгеновского излучения; 5 – сборный бункер.

Произво­дительность сепараторов составляет 35...40 т/час.

9.7 Авторадиометрический метод

Метод ос­нован на естественной радиоактивности урановых и ториевых ми­нералов. Разработана теория, создана эффективная аппаратура, кото­рая успешно используется в промышленных условиях. Этот техноло­гический процесс применяется для монацитового и лопаритового сырья и является основный для урановых руд.

Сепарация происходит по раз­нице в интенсивности гамма-излучения.

Из радиологических свойств урановых руд наиболее существен­ное влияние на соотношение интенсивности гамма-излучения и со­держания урана в руде оказывает состояние радиоактивного равно­весия в отдельных кусках руда. Как известно, в урановых рудах ис­точником гамма-излучения, по которому и производится радиомет­рическая сепарация, является не уран, а радий, образующийся в ре­зультате радиоактивного распада урана ²³⁸U. В результате распада радия образуются свинец, висмут и полоний.

Если в руде полностью сохраняются продукты распада урана, то через несколько миллионов лет между количествами радия и урана устанавливается постоянное соотношение радий / уран = 3,34·10^-7, при котором количество распадающихся атомов радия непрерывно восполняется за счет распада атомов урана и оба элемента находятся в состоянии радиоактивного равновесия. Однако под воздействием природных агентов, радий и уран могут мигрировать из руды или приноситься в нее из других участков месторождения. Это приводит к нарушению радиоактивного равновесия.

В результате сортировки такой руды часть кондиционных по ура­ну кусков руды, в которых наблюдается недостаток радия, а, следо­вательно, и понижение интенсивности гамма-излучения, попадает в хвосты. Другая же часть, некондиционная по урану, но с избытком радия, направляется в концентрат.

Таким образом, нарушение постоянства радиоактивного равнове­сия радий / уран в кусках может снизить эффективность радиометри­ческого обогащения или вообще исключить возможность его приме­нения. Избыток радия лучше, так как при этом легче отделить куски руды от пустой породы.

Помимо радиоактивного равновесия на соотношение между ин­тенсивностью гамма-излучения кусков руды и содержанием в них урана может повлиять присутствие тория. Однако на большинстве промышленных месторождений торий отсутствует или содержится в незначительных количествах. Поэтому постоянство отношения ин­тенсивности излучения и содержания урана, обусловленное присут­ствием тория на урановых месторождениях, в большинстве случаев не оказывает существенного влияния на эффективность радиометри­ческой сепарации урановых руд. Эти два фактора могут определить пределы колебаний соотношения между интенсивностью гамма-излучения кусков руды и содержанием в них урана, зависит от контрастности руды.

При радиометрической сепарации материал должен быть клас­сифицирован на узкие классы по крупности. Шкала классификации 1,5 или 2...3. Максимальная крупность кусков не должна составлять более 250...300 мм, так как при большей крупности затрудняется ра­бота исполнительного механизма (шиберного или пневмоклапана). Минимальная крупность - не менее 25... 15 мм, так как при меньшей крупности становится недостаточной чувствительность применяемой аппаратуры и резко снижается производительность сепаратора при покусковой подаче материала. Необходимость классификации руды на узкие классы крупности определяется тем, что в радиометриче­ских сепараторах распределение кусков руды между продуктами обогащения производится по некоторой заданной граничной интен­сивности гамма-излучения. Интенсивность гамма-излучения куска зависит от количества в нем урана. Поэтому интенсивность гамма-излучения богатого, но мелкого куска руды может оказаться ниже граничной интенсивности. В связи с этим часть кондиционно­го, но мелкого материала может быть направлена в хвосты. Наобо­рот, часть некондиционных, но крупных кусков руды, благодаря зна­чительной массе, может обладать интенсивностью гамма-излучения большей, чем граничная интенсивность, поэтому попадет в концен­трат. Таким образом, различие сепарируемых кусков руды по круп­ности, обуславливающее непостоянство в них отношения интенсив­ности излучения к содержанию урана в куске, может привести к ухудшению технологических показателей.

При сепарации каждого класса крупности руды на отдельном се­параторе со своей заданной граничной интенсивностью, верхний и нижний пределы интенсивности гамма-излучения разделяемых кус­ков сближаются.

В промышленной практике в настоящее время применяется авто­радиометрическое обогащение двух видов: крупнопорционная сор­тировка руд при их добыче и покусковая сепарация рядовой руды.

Крупнопорционную сортировку всей рудной массы в процессе добычи в шахтах и карьерах производят с выделением пустой поро­ды, забалансовой руды и товарной руды. Этот процесс обеспечивает снижение потерь руды при добыче и ее разубоживание.

8.7.1 Оборудование для авторадиометрической сортировки

При сортировке урановых руд измерение гамма-излучения прово­дится в ковшах экскаваторов, в погрузочно-доставочных машинах, вагонетках, автосамосвалах (рис.Рисунок 28).

Рисунок 28 - Типовая структурная схема рудосортировочного радиометра: 1 - детектор излучения; 2 - усилитель импульсов; 3 - формирующий каскад; 4 - измеритель скорости счета или устройство абсолютного счета; 5 - пороговый каскад; 6 - исполнительный каскад; 7 - выход к сепаратору; 8 - блок питания; 9 – сеть.

Время измерения излучения составляет всего 3...20 сек в зависимости от чувствительности приборов и массы пробы. Это позволяет иметь большую производительность и приемлемую точность определения среднего содержания ценного компонента в руде.

Радиометрические контрольные станции в последние годы нахо­дят все более широкое применение при переработке нерадиоактив­ных руд: бериллиевых, флюоритовых, апатитовых и других. Покус­ковая сепарация руды проводится на ленточных сепараторах.

Руда подается на ленту конвейера питателем. Скорости ленты и питателя согласованы так, чтобы обеспечить покусковую подачу материала. В приводном барабане конвейера расположен датчик (приемник излучения). Исполнительный механизм шиберного типа направляет кусок в сборник концентрата или в сборник хвостов. Сепаратор работает на материале крупностью 25-200 мм, скорость движения ленты 0,3-0,6 м/с, производительность до 25 т/ч.

Например, авторадиометрический сепаратор КН (рис.Рисунок 29) с автоматической коррекцией массы кусков работает следующим образом. Виброжелоб подает куски руды на конический питатель, при вращении которого они выстраиваются в ряд и попадают на короткий ленточный конвейер, откуда, свободно падая, направляются в зону измерения. Подход куска к датчику фиксируется фотоэлементом. Время затемнения фотоэлемента куском руды характеризует его размер. Результат измерения подается в счетную схему радиометра для корректировки уровня настройки сепаратора.

Интенсивность излучения куска измеряется сцинтилляционным датчиком. В качестве исполнительного механизма используется трехдюзный пневмоклапан, включаемый по сигналу радиометра во время прохождения куска перед соплом клапана. Время дутья клапана зависит от размера куска. Производительность сепаратора по классу –200+50 мм достигает 20-50 т/ч при расходе электроэнергии 3 кВт×ч. На рисунке Рисунок 30 приведена схема обогащения урановой руды.

Рисунок 29 - Авторадиометрический сепаратор

1 – радиометр; 2 – конвейер; 3 – датчик;

4 – экран; 5 – шибер; 6 – электромагнит

Рисунок 30 - Схема авторадиометрического обогащения урановой руды

9.8 Фотонейтронный (гамма-нейтронный) метод обогащения

Данный метод основан на измерении интенсивности искусственно наведенного излучения. Характер первичного излучения фиксирует­ся датчиком различий.

При фотонейтронной, или гамма-нейтронной, сепарации исход­ный материал подвергается облучению гамма-квантами определен­ной энергии с последующим разделением кусков руды по интенсив­ности потока нейтронов. Для возбуждения реакции могут быть применены как изотопные источники гамма-излучения, так и ускорители электронов.

При прохождении через вещество гамма-излучение, представ­ляющее собой электромагнитные волны, взаимодействует с атома­ми вещества, т.е. электронами и атомными ядрами. Взаимодействие гамма-излучения с веществом проявляется в следующих формах:

- фотоядерная реакция;

- фотоэффект;

- эффект Комптона;

- образование электронно-позитронных пар.

Вероятность протекания какого-либо из перечисленных процессов зависит от энергии гамма-излучения. Фотоядерные реакции (γ, n), (γ, р) и (γ, α), т.е. реакции с образованием нейтронов, протонов или аль­фа-частиц, называемые также ядерным фотоэффектом, протекают под действием гамма-излучения больших энергий. Протоны и аль­фа-частицы, обладая большой массой и зарядом, имеют низкую проникающую способность и практически не покидают объем облу­чаемого полезного ископаемого. Поэтому для радиометрического обогащения интерес представляет лишь реакция с испусканием нейтронов.

Метод радиометрического обогащения, основанный на исполь­зовании различий в регистрируемой плотности потока нейтро­нов, возникающих при облучении гамма-квантами объемов полезно­го ископаемого, называется фотонейтронным. Разделение про­дуктов производится по плотности потока нейтронов.

Необходимым условием для осуществления фотоядерной реакции является превышение энергии гамма-кванта Е_γ над энергией отделе­ния нейтронов E_n т.е. Е_γ>Е_n. Полное число образующихся фотоней­тронов зависит от активности источника i, сечения фотоядерной ре­акции σ_ф.я., расстояния от источника r, полного коэффициента ослаб­ления гамма-излучения μ и содержания химического элемента С, вступающего в реакцию. В случае точечного источника монохрома­тических гамма-квантов число нейтронов, образующихся в секунду в единице объема вещества на расстоянии r, равно:

(16)

где n₀ - число ядер в единице объема химически чистого расщепляе­мого вещества.

Каждый химический элемент характеризуется определенным по­рогом реакции (γ, n) и ее эффективным сечением σ_фя. Минимальный порог фотонейтронных реакций имеют бериллий и дейтерий, а наи­больший - углерод (18,7 МэВ) и гелий (20 МэВ). Для большей части остальных химических элементов пороговая энергия находится в диапазоне 6... 16 МэВ.

Сечение фотоядерного эффекта определяется по формуле

(17)

где α – коэффициент, изменяющийся от 1,5 до 3 и зависящий от обменных свойств ядер.

Сечение реакции (γ, n) с возрастанием энергии гамма-квантов сначала увеличивается до некоторого максимального значения (об­ласть резонанса), а затем опять уменьшается.

Таким образом, мощность потока нейтронов зависит от активно­сти источника и содержания определяемого элемента в куске, а эф­фективность регистрации потока нейтронов определяется применяе­мыми детекторами и их расположением.

Схемы обогащения бериллиевых руд мало отличаются от схем обо­гащения урановых руд. Они так же включают дробление руды до крупности 200 мм, грохочение руды, промывку и сепарацию материа­ла крупнее 25 мм. Выход хвостов зависит от гранулометрической ха­рактеристики руды и ее контрастности, и составляет 49...63,3 % от се­парируемого материала. Потери бериллия не превышают 3,14...12,6 %. В настоящее время гамма-нейтронный метод получил применение только для бериллиевых руд. Это связано с тем, что для бериллиевых руд имеет место высокая избирательность реакции (γ, n):

⁹Be + γ = ⁸Be + ¹n

Энергетический порог этой реакции составляет 1,66 МэВ, а сле­дующий элемент дейтерий, дающий реакцию (γ, и), имеет порог ре­акции 2,2 МэВ. Для всех остальных элементов этот порог превышает 6 МэВ, поэтому гамма-лучи в диапазоне энергии больше 1,66 МэВ и меньше 2,2 МэВ будут вызывать фотоядерную реакцию только на ядрах бериллия. Низкий энергетический порог этой реакция позволя­ет использовать в качестве источника гамма-лучей ампульный ра­диоактивный изотоп сурьмы ¹²⁴Sb. Сечение реакции (γ, п) на берил­лий мало (8 = 10~³ барн, 1 барн = 10~²⁸ м²). В связи с этим замер излу­чения необходимо вести в течение 1...3 с. Это требует применения весьма активного источника гамма-лучей и совершенствования кон­струкции сепаратора.

У нас выпускают три типа фотонейтронных сепараторов (табл. Таблица 4).

Таблица 4 - Фотонейтронные сепараторы

На одном отечественном бериллиевом месторождении установка радиометрического метода обогащения позволяет выделить 60 % товарной руды при извлечении до 91 % металла. При этом в отвал выводится 20 % хвостов с поте­рями 2,1 %. Одновременно выделяется и складируется 20 % некон­диционной руды.

9.9 Нейтронно-активационный метод обогащения

Этот метод основан на облучении руды потоком тепловых ней­тронов с последующим разделением кусков по интенсивности гам­ма-излучения.

Характер взаимодействия нейтронов с веществом зависит от свойств ядер вещества и энергии нейтронов:

- химические элементы с атомным весом менее 25 составляют группу легких;

- элементы с атомным весом более 25, но менее 80 - средние эле­менты;

- тяжелые элементы имеют атомный вес более 80.

Взаимодействие нейтронов с ядрами определяется их волновыми свойствами, играющими главную роль при малых энергиях. В облас­ти этих значений энергий нейтронов длина его волны λ_nнм, выража­ется формулой

(18)

При столкновении нейтрона с ядром происходит либо его захват, либо отклонение от первоначального направления движения, т.е. рассеяние. При захвате нейтрона образуется составное ядро, которое за счет выделяющейся при захвате энергии связи нейтрона оказыва­ется в возбужденном состоянии. Переход ядер из возбужденного в более низкое энергетическое состояние может происходить путем распада с испусканием каких-либо частиц или гамма-квантов, либо тех и других. Наибольшее распространение при захвате нейтрона имеет ядерная реакция с испусканием гамма-излучения, т.е. реакция, называемая радиационным захватом. Радиационный захват нейтрона протекает при любой энергии и на любом ядре. Из ста­бильных ядер, неспособных к захвату нейтрона, известно только яд­ро гелия (α-частица). Для нейтронов с энергией от 0,1 до 10 эВ сече­ние радиационного захвата является наибольшим (т.е. для медлен­ных и особенно для тепловых нейтронов). Наблюдается также увели­чение сечения реакции при переходе от легких к тяжелым эле­ментам. Уравнение реакции при радиационном захвате имеет вид:

(19)

где Z и А - соответственно атомный номер и массовое число элементов.

Время жизни ядра, возникшего при радиационном захвате, со­ставляет около 10^-14 с. Это время соответствует испусканию гамма-кванта, после чего ядро возвращается в основное состояние.

Интенсивность и энергия гамма-излучения реакции являют­ся специфическими свойствами для каждого элемента, что может быть использовано для радиометрического обогащения.

У большинства ядер радиационный захват приводит к образо­ванию нестабильных (радиоактивных) изотопов. Это явление по­лучило название искусственной радиоактивности, а способ ее обра­зования - активацией. Образующиеся при этом радиоактивные изо­топы отличаются по виду и энергии излучения, периоду полураспада и другим свойствам. Обычно эти изотопы излучают гамма - кванты, электроны или позитроны. Количество образовавшихся в веществе ядер радиоактивного изотопа N при облучении потоком нейтронов плотностью Ф₀ можно определить по выражению

(20)

где σ - сечение активация элемента;

γ_и - доля изотопа в естественной смеси изотопов;

m - масса химического элемента в облучаемом объеме вещества;

λ - постоянная радиоактивного распада образующегося изотопа;

t - время с момента начала облучения;

А - атомная масса вещества.

Наведенная радиоактивность J_t, (число распадов в секунду) при этом равна

(21)

где σ_γN_Aγ_иm - активационная способность элемента, называемая мак­роскопическим сечением активации.

Таким образом, в выбранных условиях облучения и регистрации, интенсивность наведенной радиоактивности зависит от сечения ак­тивации и содержания интересующего химического элемента в облу­чаемой массе полезного ископаемого.

Метод радиометрического обогащения, основанный на использо­вании различий разделяемых компонентов полезных ископаемых в интенсивности наведенного излучения, называется нейтронно-активационным.

Нейтронно-активационный метод целесообразно применять в том случае, когда сечение взаимодействия не ниже 1...3 барна, что необ­ходимо для надежной регистрации вторичных излучений, являю­щихся разделительным признаком. Этому условию удовлетворяют руды, содержащие хром, марганец, железо, никель, медь, серебро, золото, редкоземельные элементы и др.

При облучении минерального сырья при определенных условиях в ядрах элементов образуются радиоактивные изотопы, которые из­лучают гамма-кванты, бета-частицы, запаздывающие нейтроны и т.п.

После прекращения облучения наведенная радиоактивность умень­шается по закону радиоактивного распада. По интенсивности наве­денной активности можно не только выявить присутствие в куске ру­ды того или иного химического элемента, но и оценить его содержа­ние. Благоприятными факторами для концентрации минералов нейтронно-активационным методом являются большие эффективные се­чения ядерных реакций для химических элементов, входящих в состав минерала, малый период полураспада образующихся изотопов и воз­никновение в результате ядерной реакции проникающего излучения.

В качестве источников первичного нейтронного излучения могут быть использованы ампульные источники нейтронов, генераторы нейтронов и ядерные реакторы. Эти источни­ки испускают в основном быстрые и промежуточные нейтроны, то­гда как процесс активации наиболее эффективен при воздействии тепловых и медленных нейтронов. В связи с этим первичный поток ней­тронов (быстрых и/или промежуточных) пропускают через замедли­тели (вещества, содержащие водород - парафин или воду). Обычно при нейтронно-активационном методе используются потоки тепловых (замедленных) нейтронов мощностью 10⁶…10⁹ нейтр/(с∙см²)

Интенсивность наведенной радиоактивности определяется урав­нением

α=Фσλnt (22)

где Ф - плотность облучающего потока нейтронов, нейтр/(с-см²)^-1;

σ - эффективное сечение активации, т.е. эффективное сечение взаимодействия излучения с веществом, барн;

λ - постоянная полураспада радиоактивного изотопа (образу­ются изотопы с малым периодом полураспада);

n - количество атомов данного химического элемента в 1 см³;

t - время облучения (время облучения материала не превышает 1 с), с

В качестве источников используются нейтронные размножители, генераторы нейтронов, ускорители электронов. Эти источники ис­пускают быстрые и промежуточные нейтроны, тогда как процесс ак­тивации наиболее эффективен при действии тепловых нейтронов и медленных.

При плотности потока 10⁶ нейтр/(с∙см²) наведенная активность низка для большинства элементов, за исключением индия, диспро­зия, радия, серебра, скандия, иридия. При увеличении облучающего потока до 10⁷...10⁹ нейтр/(с∙см²) становится возможным осуществить сепарацию руд, содержащих алюминий, медь, марганец, титан, желе­зо. Поток нейтронов с плотностью 10⁶ нейтр/(с∙см²) может быть обеспечен ускорителем заряженных частиц в сочетании с бериллиевой мишенью или атомным реактором, однако они имеют высокую стоимость и сложны в эксплуатации.

Нейтронно-активационный метод применяется с 1968 года на не­скольких отечественных месторождениях для экспресс-анализа флюо­рита в вагонетках. Под влиянием воздействия потока нейтронов атомы фтора превращаются в радиоактивный атом азота. Рас­пространителем быстрых нейтронов служит ампульный полониево-бериллиевый источник активностью 10⁷ нейтр/(с∙см²). Детектором гамма-излучения являются 17 газоразрядных счетчиков, рас­положенных в два слоя в кассете размером 300x190x80 мм.

Облучение и измерение производится с одной боковой стенки ку­зова вагонетки объемом 1 м³. Время активации и измерения состав­ляет по 20 с, а время выдержки - 3,5 с. На одном месторождении этим методом удается отделить 10...20 % пустой породы и забалан­совой руды. Среднеквадратичная ошибка составляет ±3,6 %.

Этим методом можно в вагонетках опробовать апатитовые руды по фтору, входящему в состав апатита. Счетчики - сцинтилляционные: измерение - 20 с, диаметр кусков не более 250 мм, толщина около 50 мм.

Количество отсортированной на контрольных станциях пустой порода составляет:

- в вагонетках - до 25 %;

- в ковшах экскаваторов - до 18 %;

- в автомашинах - до 20 %.

Уменьшение потерь металлов за счет сортировки достигает 5...6%.