Топливные таблетки из 233UO2 и Th02 для LWR и CANDU могут изготавливаться дистанционно в камерах с бетонной защитой. Процесс изготовления включает получение порошка, прессование, спекание и шлифование таблеток, описанные в пп. 7.2.2 и относящиеся к изготовлению смешанного оксидного топлива.
Для получения уран-ториевых частиц топлива HTGR применяются химические процессы, протекающие во 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 через пульсационную форсунку и разбрызгивается на капли примерно сферической формы. Капли золя падают в желатиновую ванну, где завершается процесс желатинирования микрошаров (гель). Затем шарики геля моются и сушатся. Полученные микрочастицы спекаются при температуре около 1400 °С. Таким путем получают микрочастицы либо из ThO2, либо из(233U, Th)02. Приготовление урановых микрочастиц требует еще дополнительной ступени кальцинации в кипящем слое для разложения органического соединения. Карбиды получаются утлетермическим 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 (n, 2n) -реакции на 232Th и последующей (п,γ) -реакции на 23\Pa, а также в результате (п,2n) -реакции на 233U.232U образуется также в результате цепочки распадов после (п, γ) -реакций на 235U и 230Th. Последний содержится в природном тории. 233U распадается в 228Th, который, в свою очередь, распадается через цепочку короткоживущих нуклидов в 212Bi и 208T1. Оба конечных продукта являются источниками γ-излучения высокой энергии. Повторно используемый уран в 233U-Тh-топливном цикле будет содержать несколько сотых долей процента 232U. Вскоре после переработки эти ничтожные количества 232U перейдут в 228Th и его γ-излучающие дочерние нуклиды 212Bi и 208Tl. Их высокоэнергетическое γ-излучение вместе с нейтронами, производимыми (а, п) -реакциями (a-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 на несколько десятилетий в хранилище, прежде чем повторно его использовать. Наибольший опыт по изготовлению 233UO2 –ThO2-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 235 UO2-ThO2-топлива для первых установок с HTGR достаточен, но еще не производилась переработка уран-ториевого топлива с содержанием несколько сотых долей процента 232U.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.