Авторадиометрический метод обогащения.

Этот метод, первым получивший промышленное применение, использует естественную радиоактивность урановых и ториевых минералов. Разработана теория, создана эффективная аппаратура, которая успешно используется в промышленных условиях. Это технологический процесс применяется для монацитового и лопаритового сырья и элементов, тесно ассоциирующих с ними и является основным для урановых руд.

Действовавшие в Советском Союзе радиометрические обогатительные фабрики «РОФ» выводили в отвал не менее 35% породы от исходной руды. Помимо этого, на рудничных установках рудосортировочных контрольных станций выделятся порода, количество которой составляет 15 - 35%. Сепарации подвергаются руды в диапазоне крупности -200+50 (25) мм. В настоящее время ведутся работы по конструированию аппаратов для материала крупностью 10-15 мм.

Счетчики сепаратора (газоразрядные и сцинтилляционные) фиксируют жесткое гамма-излучение. Сепарация происходит по разнице в интенсивности гамма-излучения.

Авторадиометрический метод обогащения был предложен в СССР проф. Волковой З.В. и Людовиговским Г.И. в 1947 году, а за рубежом примерно в это же время в I946-1947 гг. Лапоинте К.M. (Канада).

С развитием метода авторадиометрического обогащения чуствительность аппаратуры была увеличена в 10 раз. Применение сцинтилляционных счетчиков вместо газоразрядных пропорциональных позволяет снизить крупность разделяемых кусков до 20-25 мм, а необходимое количество равновесного урана до 25-30 мг. Большие работы по разработке и внедрению обогащения урановых руд проведены советскими исследователями Скриниченко, Ковкой, Андрюшиным, Мокроусовым.

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 этом соотношении 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, но все же селективность процесса радиометрической сепарации, в основном, 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 руды 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, и 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 предел 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.

В таблице 5.1.1 приведен перечень руд, содержащих урановые минералы, при промышленном содержании других полезных компонентов.

Таблица 5.1.1

Виды комплексных урановых руд

Тип руды	Содержание сопутствующих компонентов при промышленном содержании урана; %
Золото-урановые	0,5-1,0 г/т золота
Фосфорно-урановные	5-10 % пятиокиси фосфора
Урано-ванадиевые	0,5-1,0 % пятиокиси ванадия
Урано-медные	0,2-0,3 % меди
Ураносодержащие угли и сланцы	20-30 % горючих сланцев
Урано-пиритные	2-3,0 % серы
Циркониево-урановые	1-2 % двуокиси циркония
Ниобиево-урановые	0,05-0,1 % пятиокиси ниобия
Урано-ториевые	0,05-1,0 % двуокиси тория

При сортировке урановых руд измерение гамма-излучения проводится в ковшах экскаваторов, в погрузочно-доставочных машинах, вагонетках, автосамосвалах.

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, Принципиальная схема радиометра приведена на рис. 5.1.1.

Рис. 5.1.1. 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.

5.2. Фотонейтронный (гамма – нейтронный) метод обогащения.

Данный метод основан на измерении интенсивности искусственно наведенного излучения.

В этом методе 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 (γ, n) могут быть применены как изотопные источники гамма-излучения, так и ускорители электронов. Применение реакции (γ, n) для определения содержания бериллия в рудах предложено в 1937 году советским инженером Горшковым, а впоследствии Дашером и Пеннелом (Англия). В конце 40-х годов предложен ядернофизический метод обогащения бериллиевых руд, использующих эту реакцию. Некоторые положения этого метода были развиты Годеном (США) в применении к бериллиевым рудам.

В СССР была разработана технология и создана соответствующая аппаратура для фотонейтронного обогащения бериллиевых руд на основе использования в качестве источника гамма-излучения изотопа ¹²⁴Sb.

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:

1. Фотоядерная реакция,

2. Фотоэффект,

3. Эффект Комптона,

4. 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 Еγ над энергией отделения нейтронов Еn, т.е. Еγ > Еn. 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:

(5.2.1)

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

Каждый химический элемент характеризуется определенным порогом (γ, n) реакции и ее эффективным сечением σ _ф.я.. 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:

(5.2.2)

где σ (Eγ) - сечение для гамма-излучений с энергией Eγ;

α - коэффициент, изменяющийся от 1,5 до 3 и зависящий от обменных свойств ядерных сил.

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

Таким образом, мощность потока нейтронов зависит от активности источника и содержания определяемого элемента (бериллия, например) 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 (5.2.3)

Энергетический порог этой реакции составляет 1,66 МэВ, а следующий элемент, дающий реакцию (γ, n) - дейтерий - 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, n) на бериллий мало (δ =10^-3 барн, 1 барн = 10^-28 м²). В связи с этим замер излучения необходимо вести в течение 1 - 3 секунд. Это требует применения весьма активного источника гамма-лучей и совершенствования конструкции сепаратора.

В промышленных условиях в СССР сортировка бериллиевых руд производилась с 1966 года. Этот метод при использовании ускорителей электронов применим также для обогащения руд лития, ртути, олова, вольфрама, урана, железа, редкоземельных и других элементов.

Поток нейтронов, образующихся в результате ядерной реакции, должен быть перед регистрацией их счетчиком пропущен через парафин или воду (т.е. достаточно плотные водородосодержащие вещества) для замедления их скорости, т.к. необходимо, чтобы к счетчику подводился поток тепловых нейтронов (см. раздел 5.3).

В настоящее время разработан также комплекс методов и аппаратура, позволяющая проводить первичную сортировку руд в емкостях (автомашинах, вагонетках, ящиках) и выполнять экспресс-анализы.

Изучена возможность использования ускорителей электронов для обогащения бериллиевых руд фотонейтронным методом. Лабораторные исследования показали, что при этом можно увеличить чувствительность фотонейтронного метода на 1 - 2 порядка по сравнению с вариантом, использующим изотопные источники излучения.

Сортировка бериллиевых руд в емкостях до 50 кг применяется с 1966 года, а в вагонетках - с 1970 года. 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.

5.3. 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.

Нейтроны по своей энергии делятся на:

Наименование	Энергия, [эВ]
Медленные	Ультрахолодные	< 10^-7
Очень холодные	От 10^-7до 10^-4
Холодные	От 10^-4до 5*10^-3
Тепловые	От 5*10^-3до 0,5
Резонансные	От 0,5до 10^4
Промежуточные	От 10^4до 10^5
Быстрые	От 10^5до 10^8
Высокоэнергичные	От 10^8до 10^10
Релятивистские	> 10^10

Взаимодействие нейтронов с ядрами определяется их волновыми свойствами, играющими главную роль при малых энергиях.

В области этих значений энергий нейтронов длина его волны λ_п выражается формулой:

[нм] (5.3.1)

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. (n, γ) - 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 (n, γ) - реакции при переходе от легких к тяжелым элементам. Уравнение реакции при радиационном захвате имеет вид:

(5.3.2)

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

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

У большинства же 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 Ν при облучении потоком нейтронов плотностью Ф_о можно определить по выражению:

, где (5.3.3)

σ - сечение активация элемента;

γ_u - 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:

, (5.3.4)

Величина σ_γN_Аγ_um в формуле характеризует активационную способность элемента и называется 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 многие другие.

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 на основе (α, n) реакции, генераторы нейтронов и ядерные реакторы. Эти источники испускают в основном быстрые и промежуточные нейтроны, тогда как процесс активации наиболее эффективенпри 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./сек*см².

Основной вклад в общую радиоактивность - до 90% и более - обычно создают 1 - 3 изотопа. Однако, используя различные приемы («остывание» кусков руды до распада мешающих изотопов, спектрометрирование, выбор типа излучения для регистрации и т.п.) разделение кусков руды во многих случаях можно осуществить по излучению требуемого компонента или по излучению изотопа, корреляционно связанного с основным компонентом. Принципиальная оценка возможностей нейтронной активации в применении к обогащению руд дана в работах английских исследователей в 1952 году. Разработка теоретических и экспериментальных вопросов возможности применения этих методов в СССР и других странах проводится для обогащения флюоритовых руд, т.е. для отделения кусков, содержащих флюорит. Первичный поток нейтронов пропускают через замедлители. Поток тепловых нейтронов мощностью 10⁶ - 10⁹ нейтр./сек*см² обычно используется при облучении материала.

Интенсивность наведенной радиоактивности определяется уравнением

, где (5.3.5)

где Ф - плотность облучающего потока нейтронов, нейтр./сек*см²

(В 1951 г. Годэн определил эту величину потока нейтронов, при котором наведенная активность становится достаточной для порционной сепарации при времени облучения до 1 с);

σ - эффективное сечение активации, т.е. эффективное сечение взаимодействия излучения с веществом (единица измерений - барн);

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

n - количество атомов данного химического элемента в 1 см³;

t - время облучения, сек (время облучения материала не превышает 1сек).

Этот метод, основанный на измерении интенсивности излучения радиоактивных изотопов, образующихся при облучении руды потоком нейтронов, используется в промышленности России.

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

В СССР была создана установка «СО-2» для обогащения мелких классов -30 +10 мм для руд и углей нейтронно - активационным способом. Установка создана на основе нейтронного размножителя СО-2М, где возбуждение и поддерживание деления ядер урана осуществляется при введении внешнего источника нейтронов. Плотность потока тепловых нейтронов в экспериментальных каналах составляет 1*10⁸нейтр./сек*см².

Нейтронно - активационный метод применяется на нескольких отечественных месторождениях для экспресс-анализа флюорита в вагонетках с 1968 г. Под влиянием воздействия потока нейтронов атомы фтора превращаются в радиоактивный атом азота. В качестве источника быстрых нейтронов служит ампульный полониево - бериллиевый источник активностью 10⁷ нейтр./сек*см². Детектором гамма - излучения являются 17 газоразрядных счетчиков СИ-22Г, 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 сек, а время выдержки 3,5 сек. 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: режим активации - 25 сек, выдержка - 5 сек, измерение - 20 сек, диаметр кусков не более 250 мм, толщина около 50 мм.

Количество отсортированной на контрольных станциях пустой порода составляет:

- до 25% - в вагонетках,

- в ковшах экскаваторов-до 18%,

- в автомашинах - до 20%.

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

5.4. Гамма – абсорбционный метод обогащения.

Метод основан на различии в поглощении или рассеивании излучений, разделяемых компонентов руды. В этом методе характер первичного и регистрируемого излучений одинаковый, изменяется только его интенсивность.

Наибольшее применение находят гамма - (рентгеновское) и нейтронное излучение. Согласно этому, различают гамма (рентгено) - абсорбционный и нейтронно - абсорбционный методы.

Дата добавления: 2015-07-18