CC BY
83
циями: 0,672 - 0,346 - 0,210 % (урановая - смешанная - торий-плутониевая загрузка);
- смешанная загрузка увеличивает эффективность топливоиспользования, степень ядерной и экологической безопасности;
- для стандартной конструкции ВВЭР-1000 водно-топливное отношение составляет 1,8. В случае стандартного UO2 топлива максимум кт достигается при значении отношения около 2,5. С
учетом существования предела линейной тепловой нагрузки значение 1,8 выбрано как оптимальное. В случае смешанной загрузки максимум кт достигается при значительно большем водно-топливном отношении. Это обеспечивает возможность поиска и внедрения более совершенных конструкций ТВЭЛов и ТВС, а также реализации концепции спектрального регулирования.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.М. Использование тория в ядерных реакторах. — М.: Энергоатомиздат, 1983. — 96 с.
2. Пономарев-Степной Н.Н., Лунин ГЛ., Морозов А.Г. и др. Легководный ториевый реактор // Атомная энергия. — 1998. — Т 85. — № 4. —С. 263.
3. Shamanin I.V., Ukhov A.A., Riitten H.J., Haas K.A., Sherer W. The use of (Th,U,Pu)O2 Fuel in a water-water energy reactor
(WWER-1000): Physics and fuel cycle simulation by means of the V.S.O.P.(97) computer code // Forschungszentrum Julich. FZJ — ISR — IB — 1/1999. —40 p.
4. Шаманин И.В., Ухов А.А., Рюттен Г.Й., Хаас К., Шерер В. Результаты моделирования параметров топливного цикла для во-до-водяного энергетического реактора // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. — 2000. — № 4. — С. 53-64.
УДК 621.039.52.034
ДЕФИЦИТ ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ В МАНЕВРЕННОМ РЕЖИМЕ РЕАКТОРА ВВЭР С ПЛУТОНИЕВОЙ ЗАГРУЗКОЙ
В.И. Бойко, И.В. Шаманин, С.В. Кригер, Т.Л. Сафарян
Томский политехнический университет E-mail: [email protected]
Рассмотрены особенности протекания нейтронно-физических процессов в маневренном режиме реактора ВВЭР, вызванные дефицитом запаздывающих нейтронов при замещении стандартного топлива торий-плутониевым. Сформулированы рекомендации для модификации регламентов управления мощностью реактора и обоснованы преимущества смешанной загрузки активной зоны.
Введение
Высокоэффективным путем утилизации плутония оружейной кондиции является его использование в торий-плутониевых оксидных топливных композициях [1, 2]. В данных работах анализируются основные параметры кампании легководного реактора ВВЭР при использовании в составе топлива композиций ТЮ2 и Ри02. Рассмотрен вариант организации замкнутого цикла, требующий значительных конструктивных изменений [1], и вариант организации окрытого цикла на базе серийной конструкции тепловыделяющих сборок [2]. При замещении стандартного оксидного топлива то-рий-плутониевым возникает проблема, обусловленная дефицитом запаздывающих нейтронов. В стационарном режиме они не играют существенной роли. Проблема становится очевидной при рассмотрении переходных процессов. Полная загрузка активной зоны торий-плутониевым оксидным топливом влечет за собой уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов практически в 3 раза. Штатные регламенты изменения реактивности реактора, пригодные для стандартного топлива, требуют существенных изменений. Их ха-
рактер определяется составом загрузки активной зоны. Таким образом, после оптимизации состава и схемы загрузки по определяющим параметрам топ-ливоиспользования, следует вторая оптимизационная задача - по нейтронно-физическим параметрам в маневренном режиме.
Данная работа посвящена сравнительному анализу быстропротекающих процессов, вызванных идентичными изменениями реактивности или мощности реактора ВВЭР, в случаях загрузки стандартным и торий-плутоний-содержащим оксидным топливом.
Методика анализа, регламенты изменения
реактивности и мощности
При определении преимуществ (недостатков) той или иной схемы загрузки проводится анализ функций, описывающих поведение во времени нейтронной мощности, которые являются откликом на какой-либо фиксированный закон изменения реактивности. Нестационарный процесс дробится во времени. Связь между реактивностью и нейтронной мощностью задается соотношениями:
Пк - Пк-1 ТТ + nk-l - Пк- 2 v + + П1 - П0
■Ux +-
n=
к "к "к
Пк-1U1 - (Пк-1 - Пк- 2 )U2 - - - (П - П0 )Uk
U1 -рк
где - значение нейтронной мощности на к-ом временном шаге; п0 - стартовый уровень нейтронной мощности; -к - значение реактивности в единицах рэфф; вт=±рэффл - сумма эффективных долей запаздывающих нейтронов /-ых групп; N -количество групп запаздывающих нейтронов; ик в соответствии с [3] - функция линейного отклика.
Функция ик определяет такое изменение реактивности, которое вызывает линейное изменение нейтронной мощности в течение интервала времени Ат и дальнейшее ее поддержание на постоянном уровне. Значение Лк определяется соотношениями:
а (1 - ехр(-Дт))
U = 1
ик=1
i=1
Xi Ат
Nai(1 - exP(-^ Ат))
Xi Ат
exp(-^ (тк - Ат)), т > Ат,
где тк=кАт, а=в/в, £а=1, - постоянная распада
ядер - источников запаздывающих нейтронов /-ой группы. Доли запаздывающих нейтронов определяются соотношением:
Nfjvj,
IN
ГГ f
где N -ядерная концентрация у-ого делящегося нук-микроскопическое сечение деления,
лида,
vj - число вторичных нейтронов после одного акта деления у-ого нуклида. Количество групп запаздывающих нейтронов в расчетах варьируется: стандартное значение - 6 [4] и 20 групп, что необходимо для обеспечения приемлемой точности расчета в случаях малой эффективной доли запаздывающих нейтронов.
Регламенты изменения реактивности определялись по заданным регламентам изменения мощности для случая загрузки активной зоны стандартным оксидным топливом, которые приведены на рис. 1-6.
Регламенты 1 и 2 соответствуют случаям неконтролируемого увеличения реактивности (гипотетические инциденты). Данные быстропротекающие изменения нейтронной мощности вызывают соответствующие изменения температуры резонансных поглотителей, но не успевают вызывать адекватное изменение температуры и плотности воды. Запаздывание изменений температуры воды от изменений температуры топливной композиции составляет 8.. .12 с. Регламенты 3-6 являются штатными. Например, регламент 3 реализуется при изменении электрической нагрузки, когда АРМ изменяет мощность реактора в соответствии с изменением давления во 2-ом контуре, регламент 5 реализуется при превышении уровня потока нейтронов до 112 % номинального в случае подключения неработающей петли.
Рис. 1. Регламент 1: неконтролируемое увеличение мощности, соответствующее гипотетической реактивностной аварии
Рис.
2. Регламент 2: два последовательных увеличения мощности и ее резкое уменьшение под действием СУЗ (системы управления и защиты)
Рис. 3. Регламент3: работа АРМ (автоматического регулятора мощности) при резком изменении электрической нагрузки на 50 % в режиме регулирования частоты в энергосистеме
Рис. 4. Регламент4: отработка СУЗ блока изменений по частоте
Рис. 6. Регламент 6: нормальный пуск с пошаговым увеличением мощности
Решение прямой и обратной задачи
Прямая задача состоит в определении закона изменения реактивности р(0, который обеспечивает заданный закон изменения мощности п(/). Решение проводится с учетом 6 и 20 групп запаздывающих нейтронов. Обратная задача состоит в определении изменений во времени мощности п(0, которые вызваны заданным законом изменения реактивности. Соответствующие схемы приведены ниже.
Число групп запаздывающих _ нейтронов _
п(Г)
Рис. 7. Прямая задача
Ядерное
горючее
-►рг)
Число групп запаздывающих _ нейтронов _
п(г)
п*(Г)
Рис. 8. Обратная задача
^^исло групп запаздывающих * Ядерное
_ нейтронов _ , горючее
На рис. 9 представлен результат решения прямой задачи для регламента 1 по схеме:
6 гр.,235и
пг)
-> рр)
ч ' о
ч:
20 гр. 6 гр. Прямая задача И-235
1 А Л?
|
О
1;, с
10 12 14 16
Рис. 5. Регламент 5: подключение неработающей петли с поступлением холодной воды при пониженной концентрации борной кислоты
Рис. 9. Изменение реактивности во времени
П/По.
2,0'
К 1,5 н 5 о
Й 1,0 о и
о 0,5
0,0
6 гр. 20 гр. _
> А
\
Х \ —
* - - . I—■—
10 12 14 16
" и с
Рис. 10. Изменение мощности для стандартной загрузки. Состав: 233 и-0; 235и-1; 239Ри-0; 241Ри-0
Результаты расчета в 6-ти и 20-ти групповом приближениях по запаздывающим нейтронам отличаются в среднем на 7...9 %. При этом всплеску нейтронной мощности от 1 до 2 отн. ед. в 20-ти групповом приближении соответствует меньшее значение отрицательной реактивности, чем в 6-ти групповом. Усредненное значение периода полураспада ядер-предшественников запаздывающих нейтронов в 6-ти групповом приближении больше, чем в 20-ти групповом: -2да«1,711 с, -/20рш® 1,460 с. По этой причине при решении обратной задачи по схеме
6 гр., 235и
п(Г)
20 гр.,235и
■рр)
п*(Г)
20 гр.,235и
(1)
‘ п**(Г)
всплеск мощности п**(0 больше всплеска п*(0, определенного в 6-ти групповом приближении (рис. 10).
Для смешанной безториевой загрузки результат решения задачи по схеме
20 гр.,235и 6 гр., 235и, 239Ри
п(Г)
Р)
20 гр.,235и,239Ри"
п*(Г)
' п**(Г)
сильно зависит от соотношения концентраций 235и и 239Ри. Так, в случае, когда 60 % делящихся ядер представлены 235и, а 40 % - 239Ри, в=0,00424. Всплеск мощности п**(0 в 20-ти групповом приближении (рис. 11, а) больше, чем всплеск в 6-ти групповом приближении п*(0.
*
. 11. Изменение мощности для смешанной безториевой загрузки: а) Состав: 233и-0; 235и-0г6; 239Ри-0,4; 241Ри-0; б) Состав: 233и-0; 235и-0г2; 239Ри-0г8; 241Ри-0
Для в=0,00270 (80 % - 239Ри, 20 % - 235и) ситуация обратная (рис. 11, б). Это вызвано существенным отличием 6-ти и 20-ти групповых систем констант запаздывающих нейтронов для 235и и 239Ри (табл. 1).
Таблица 1. Усредненные периоды полураспада Т/2 ядер-предшественников запаздывающих нейтронов, с
Число групп Делящийся нуклид
235и 239Ри
6 1,711 1,946
20 1,460 2,090
20 гр.,235и
6 гр.,239Ри
(2)
20 гр.,235и п(Г) ----------- -------------► рр)
п**(Г)
6 гр.,233и,235и,239Ри,241Р^ п*(Г)
(3)
20 гр.,233и,235и,239Ри,241Р^^ п**(Г)
Нуклидный состав топлива соответствует то-рий-содержащей загрузке, включающей композиции (ТЪ,Ри)02.
Для чистого 239Ри эффективная доля запаздывающих нейтронов примерно в 3 раза меньше, чем для 235и. Это вызывает значительное увеличение темпа изменения мощности при идентичном введении положительной или отрицательной реактивности. В данном случае скорость уменьшения мощности «**(0 и «*(/) для торий-плутониевой загрузки примерно в 1,5 раза больше, чем для стандартной загрузки. Отличие результатов расчета в 6-ти и 20-ти групповом приближениях по запаздывающим нейтронам составило 1,5 %. При образовании к окончанию цикла выгорания нуклидов 233и, 235и и 241Ри отклик нейтронной мощности (рис. 12, б) мало отличается от такового на начало цикла (рис. 12, а). Следует также отметить, что при введении положительной реактивности происходит кратковременное уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов, а при введении отрицательной -увеличение. Это приводит к тому, что при равных по абсолютному значению скачках реактивности, установившийся период реактора в подкритичес-ком состояний больше, чем в надкритическом. В результате, в аварийных регламентах 1 и 2 при р>0 с ростом р установившийся период уменьшается вплоть до значения, определяемого мгновенными нейтронами, а при р<0 он не может быть меньше, чем время жизни наиболее долгоживущих ядер-предшественников запаздывающих нейтронов.
и/П-0 тт пппо/\
т1,о
■ -:0,9 -0,8 ьз
1,00,9 ^0,8-^ 0,7
^0,5 н 0,4-§°’3' В 0,2 о 0,1
2 о,о -0,1 -0,2
а)
о
---Ц-235 (100%)
...6 гр, ------20 гр.
---Реактивность в долях от
Вэфф—0,0021
100
200
К с
300
400
-0,7 0,6 н 0,5 § 0,4 5 0,3 3 0,2 04 ОД 0,0 -ОД -0,2
500
Амплитуды нейтронной мощности превышают таковую для стандартного состава загрузки в 1,6 раз.
На рис. 12 представлены результаты решения задач для регламента 3 по схемам
п/по
1,0
0,9
££ 0,8-<и . 0,1 д
н 0,6 о - 0,5 Л
Н 0,4
§ °’3 В 0,2
5 ОД 0,0 -0,1-0,2-
— Ц-235 (100 %)
... 6 гр., ------20 гр.
Реактивность в долях от Рэфф=0,0022
0
1,0
0,9
0,8
0,7 на
Л ¿г
0,6 р
0,5 3
0,4 §
а
0,3 О
0,2 н
од
0,0
-од
-0,2
б) " .. и с
Рис. 12. Изменение мощности и реактивности для торий-плутониевой загрузки: а) начало цикла выгорания, состав: 233и~0; 235и~0; 239Ри-1; 241Ри-0; б) конец цикла выгорания,, состав: 233и-0,3432; 235и-0г0058; 239Ри-0,5358; 241Ри-0,1233
На рис. 13 представлены результаты расчета для регламента 4 по схемам (2) и (3), соответственно. Нейтронная мощность в случае торий-плутониевой загрузки (рис. 13, а) растет в 3 раза быстрее,
чем в случае стандартной загрузки. При этом решения обратной задачи в 6-ти и 20-ти групповых приближениях отличаются не более чем на 3 %. Решение, соответствующее составу топлива в конце цикла выгорания (рис. 13, б), мало отличается от выше рассмотренного (рис. 13, а).
' П/По
ч:
« 1,3 д н о
й и
о 2 1,0
1,2-
! 0,90,8-
бгр. 9 Ппл
1 1 Р=с 1,0064
1
20-ти групповых приближениях. Отклик мощности «*(/) на возмущение реактивности р(7) в стандартном 6-ти групповом приближении по запаздывающим нейтронам, меньше, чем отклик «**(7) в 20-ти групповом приближении на 7 %. На рис. 14, б приведены результаты расчета данного регламента по схеме (2). В этом случае (торий-плутониевая загрузка) мощность реактора превышает таковую для стандартной загрузки почти в 5 раз. Отличие решений в 6-ти и 20-ти групповых приближениях составляет 5,5 %.
Смешанная ториевая загрузка: (ТИ,Ри)02+(ТИ,235и)02
Смешанная ториевая загрузка образует длинную кампанию, включающую 4 цикла выгорания и 3 частичные перегрузки. Расчет проводится по схеме (3) для состава топлива в начале и в конце каждого цикла выгорания в случае подключения неработающей петли с поступлением холодной воды (регламент 5).
На рис. 15 и 16 приведены результаты расчетов для смешанной ториевой загрузки.
Рис. 15. Изменение мощности в различных циклах выгорания
Рис. 14. Изменение мощности и реактивности для регламента 5: а) стандартная загрузка; б) торий-плутониевая загрузка, состав: 233и-0; 235и-0; 239Ри-1; 241Ри-0
На рис. 14, а представлен результат расчета для регламента 5 по схеме (1), т.е. решения прямой и обратной задачи для стандартной загрузки в 6-ти и
Рис. 16. Изменение периода в различных циклах выгорания
Увеличение доли 239Ри в топливной загрузке приводит к уменьшению доли запаздывающих нейтронов и, следовательно, к ускорению динамики роста мощности и уменьшению периода. Согласно регламенту 4 период реактора при стандартной загрузке составляет не менее 17 с. Для смешанной ториевой загрузки период при наиболее благоприятных условиях (наименьшее содержание 239Ри, рис. 16) составляет 5 с (в начале первого цикла выгорания) и 7 с в конце цикла. В остальных случаях период меньше 5 с. Поскольку для стандартного топлива уставка срабатывания СУЗ составляет 10 с, данный регламент может оказаться причиной аварийного срабатывания без выдержки во времени.
Различие амплитуд мощности, определенных в 6-ти и 20-ти групповом приближениях, составляет 1,5.7 % в зависимости от нуклидного состава топлива.
Регламент 6 (рис. 6) соответствует случаю медленного пошагового увеличения мощности. В расчетах принималось, что температура резонансных поглотителей и воды изменяются, как показано на рис. 17. Изменения полного запаса реактивности Акэфф в течение подъема мощности приведены на рис. 18. Они обусловлены изменениями температуры резонансных поглотителей и воды.
Рис. 17. Изменения температуры воды и резонансных поглотителей
Рис. 18. Уменьшение полного запаса реактивности
Регламенты изменения реактивности, соответствующие ранее приведенным регламентам изменения нейтронной мощности для стандартного оксидного топлива (загрузка и), приведены на рис. 19 и 20.
Рис. 19. Изменение реактивности для n(t) по регламенту: а) 1; б) 2
Рис. 20. Изменение реактивности для n(t) по регламенту 6
Приведенные регламенты определялись без учета отрицательной обратной связи, обусловленной Допплер-эффектом. Затем они использовались для расчетов соответствующих изменений нейтронной мощности в случаях смешанной торий-уран-плуто-ниевой (схема TUP) и торий-плутониевой (схема TP) загрузок. Динамика изменений мощности, обусловленных изменениями реактивности (рис. 19 и 20), представлена на рис. 21 и 22.
Результаты расчетов показывают, что амплитудные значения мощности, развиваемой при тех же регламентах изменения реактивности, в случае смешанной загрузки (схема TUP) в 2 и более раза превышают таковые в случае стандартной загрузки (схема U). Для изменений реактивности, приведенных на рис. 19 значения освобожденной реактивности, приемлемые для стандартной загрузки, также допустимы для смешанной ториевой загрузки, поскольку возможности СУЗ обеспечивают адекватный отклик компенсаторов реактивности на
увеличение мощности. Более того, с учетом отрицательной обратной связи за счет Допплер-эффекта, приведенные скорости увеличения реактивности можно считать ядерно-безопасными. В случае схемы TP (торий-плутониевая загрузка без возможности стандартной СУЗ недостаточны для подавления резкого увеличения нейтронной мощности. С учетом Допплер-эффекта и большой скорости роста температуры резонансных поглотителей данную ситуацию можно считать самоустраняющейся.
П/По 5,5-1
. 5,0 ^45
(D
щ 4>°
S3’5
„3,0 н 2,5 о 2,0
X 1 г
a h5
о 1,0
Л
Л
/ \
/ \ Схем a TUP
/
/ \
/ \
/ ^ \
" Сх ема U \\
Ч
Рис. 21. Изменение мощности для р(Х): а) по регламенту 1 (см. рис. 19, а); б) по регламенту 2 (см. рис. 19, б)
10
9
8
7
^6
5
'ад 4 3 2 1 0
Схема ТР
/
I
/ Схем a TUP
/ I ' Сх ема U
/^
Г
0
1
t, час
7
превышает допустимые значения. Таким образом, регламенты освобождения реактивности для нормального пошагового увеличения мощности должны быть изменены.
На рис. 23 и 24 приведены регламенты изменения реактивности, которые обеспечивают идентичные регламенты изменения нейтронной мощности для различных схем и составов топливных загрузок.
По сравнению со стандартной загрузкой смешанная ториевая и безурановая торий-плутониевая загрузки обеспечивают значительно большую чувствительность к изменениям реактивности. Пропорция между амплитудами освобождаемой реактивности, которая вызывает идентичное изменение мощности, равна пропорции между значениями Д#. В случае неконтролируемого увеличения реактивности это является негативным фактором, но в случае необходимости резкого сброса мощности этот фактор играет положительную роль
- эффективность СУЗ при той же скорости погружения компенсаторов реактивности возрастает.
Рис. 22. Изменение мощности для p(t) по регламенту 6 (см. рис. 20)
Регламент изменения реактивности, приведенный на рис. 20, приемлем для всех рассматриваемых схем загрузки топлива. Но в случае смешанной ториевой загрузки (схема TUP) требуемый уровень мощности достигается за 2 шага освобождения реактивности, а в случае торий-плутониевой загрузки (схема TP) - за 1 шаг. В результате, скорость роста температуры активной зоны в случаях TUP и TP
Рис. 23. Допустимые изменения реактивности для n(t) по регламенту: а) 1; б) 2
2,0т 1,81,6Т М2 1>2-,-°-0,80,60,40,20,0-
Схем aU
/
/
А А \
\ \Схем a TUP \ \\
\у \\ \\\
...х VVV
Схема i ,
0
1
X, час
Рис. 24. Допустимые изменения реактивности для n(t) по регламенту 6
Заключение
Анализируя полученные результаты, можно
сформулировать следующие выводы:
- в случаях смешанной ториевой загрузки и безу-рановой торий-плутониевой загрузки реактор становится более чувствительным к резким изменениям реактивности, чем при загрузке стандартным и02 топливом;
- смешанная ториевая загрузка позволяет при маневрировании мощностью реактора избежать сложностей, обусловленных дефицитом запаздывающих нейтронов;
- кратковременные неконтролируемые увеличения реактивности, допустимые при загрузке активной зоны стандартным и02 топливом, также допустимы при смешанной ториевой загрузке: (ТЬ,Ри)02+(ТЪ,235и)02. В случае безурановой торий-плутониевой загрузки эти же скачки ре-
активности могут быть подавлены за счет сильного Допплер-эффекта на тории;
- для пошагового увеличения мощности реактора величины высвобождаемых реактивностей должны быть уменьшены пропорционально уменьшению величины ß^;
- при модификации регламентов управления реактором следует принимать во внимание, что результаты решения прямой и обратной задач теории управления (n(t)^p(t) и p(t)^n(t)) зависят от количества групп запаздывающих нейтронов, принимаемых во внимание. В рассмотренных случаях они отличаются на 1,5.12 % в зависимости от состава топлива;
- с точки зрения ядерной безопасности при стандартных конструкциях активной зоны, тепловыделяющих сборок и системы управления и защиты предпочтительной является смешанная ториевая загрузка: (Th,Pu)O2+(Th,235U)O2.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Пономарев-Степной Н.Н., Лунин ГЛ., Морозов А.Г. и др. Легководный ториевый реактор // Атомная энергия. — 1998. — Т 85. — № 4. —С. 263-277.
2. Шаманин И.В., Ухов А.А., Рюттен Г.И., Хаас К., Шерер В. Результаты моделирования параметров топливного цикла для во-до-водяного энергетического реактора // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. — 2000. — № 4. — С. 53-64.
3. Кузнецов И.А. Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. — М.: Энергоатомиздат, 1987. —176 с.
4. Овчинников Ф.Я., Голубев Л.И., Добрынин В.Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. — М.: Атомиздат, 1979. —288 с.
УДК 621.039.542.34
ПОДГОТОВКА ПОРОШКОВ ДИОКСИДА УРАНА К СУХОМУ ПРЕССОВАНИЮ ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК. Ч. 2
И.И. Локтев, А.Б. Александров, К.Ю. Вергазов, В.В. Гузеев*
ОАО Новосибирский завод химконцентратов. г. Новосибирск *Северский государственный технологический институт. г. Северск E-mail: [email protected]: [email protected]
Обсуждаются способы подготовки порошков диоксида урана, предназначенных для изготовления топливных таблеток методом порошковой металлургии с использованием сухой связки. Предлагается алгоритм анализа свойств порошка, способа его обработки перед прессованием и режимы прессования и спекания.
Введение
Качество получаемых таблеток зависит от морфологии и других свойств порошка. Большое влияние на готовую таблетку оказывают технологические приемы смешения, прессования, спекания порошка.
Как показала в ОАО "НЗХК" практика изготовления таблеток прямым их прессованием из порошков диоксида урана, полученным после осаждения и прокалки полиуранатов аммония, восстановления до диоксида урана, структура исходных порош-
ков может изменяться от партии к партии и заметно влиять на свойства таблеток. Поскольку производство порошков полиуранатов аммония (ADU) не устойчиво по своей природе, эта нестабильность при сухом прессовании может приводить к невосп-роизводимости свойств таблеток. Поэтому некоторые партии диоксида урана нуждаются в специальной подготовке перед прессованием таблеток.
В данной части статьи обсуждаются варианты обработки порошка для изготовления качественных таблеток на основе диоксида урана [1].
