|
Производство уран-ториевого топлива |
|
|
Автор Сергей
|
|
29.01.2008 г. |
Топливные таблетки для LWR и CANDU могут изготавливаться дистанционно в камерах с бетонной защитой. Процесс изготовления включает получение порошка, прессование, спекание и шлифование таблеток. Для получения уран-ториевых частиц топлива HTGR применяются химические процессы, протекающие 6о влажной среде. Такая технология , используется потому, что при переработке торий и уран присутствуют в виде соответственно нитрата тория и уранилнитрата. При взаимодействии нитрата тория с гидроксидом аммония будет получаться гидроксид тория и нитрат аммония. Гидроксид тория осаждается в виде аморфной гельной структуры/Первая ступень изготовления состоит в приготовлении раствора нужной вязкости (золь). Затем золь пропускается чррез пульса-ционную форсунку и разбрызгивается на капли примерно сферической формы. Капли золя падайт в желатиновую ванну, где завершается процесс желатинирования микрошаров (гель). Затем шарики геля моются и сушатся. Полученные микрочастицы спекаются при температуре рколо 1400 °С. Таким путем получают микрочастицы либо из Th02, либо из (233U, Th)02. Приготовление урановых микрочастиц требует еще дополнительной ступени кальцинации в4 кипящем слое для разложения органического соединения. Карбиды получаются углетермическим восстановлением при температуре до 2500 °С.
Наружный слой микрочастиц из пиролитического углерода или карбида кремния образуется в кипящем слое в электропечах. Готовые микрочастицы диспергируют в графите для получения твэлов. Изготовление твэлов осуществляется дистанционно в камерах с радиационной защитой. Дистанционное изготовление необходимо, так как урановые микрочастицы загрязнены 232U, а ториевые - 228U. Нуклид 232U образуется в результате (л, 2л)-реакции на 232Th и последующей реакий на 231Ра, образуется также в результате цепочки распадов после реакций на 235U и 230Th. Последний содержится в природном тории. 233U pacnaдается в 228Th. Оба конечных продукта являются источниками λ-излучения высокой энергии. Повторно используемый уран в 233U— Th-топливном цикле.будет содержать несколько сотых долей -процента 232U. Вскоре после переработки эти ничтожные количества 232U перейдут в 228Th и его у-излучающие дочерние нуклиды 212Bi и 208Т1. Их высокоэнергетическое у-излучение вместе с4нейтронами, производимыми реакциями (а-излучение нуклидов урана и тория) на легких элементах, таких, как кислород или углерод, требует в процессе изготовления радиационной защиты.
Торий, отделяемый при переработке, непосредственно для изготовления топлива не применяется. Дело в том, что появляющийся в переработанном тории нуклид 228Th обладает заметной активностью. Поэтому переработанный торий целесообразно поместить на7 несколько десятилетий в хранилище, прежде чем повторно его использовать. Наибольший опыт по изготовлению 233U02-Th02-таблеток получен в США при разработке проекта LWBR. Значимость этого опыта, однако, невелика из-за невысокого содержания 232U (около 0,001%) в перерабатывавшимся материале. Опыт получения свежего 235U02-Th02-топлива для первых установок с HTGR достаточен, но еще не производилась переработка уран-ториевого топлива с содержанием несколько сотых долей процента 232U.
|
Производство уран-ториевого топлива 