DE1032434B - Verfahren zur Gewinnung von hochkonzentriertem Plutonium - Google Patents
Verfahren zur Gewinnung von hochkonzentriertem PlutoniumInfo
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Description
DEUTSCHES
Verfahren zur Gewinnung
von hochkonzentriertem Plutonium
von hochkonzentriertem Plutonium
Anmelder:
Dr. Kurt Diebner,
Hamburg 39, Eppendorfer Stieg 8
Dr. Erich Bagge, Hamburg -Wandsbek,
und Dr. Kurt Diebner, Hamburg,
sind als Erfinder genannt worden
und Dr. Kurt Diebner, Hamburg,
sind als Erfinder genannt worden
Es ist bekannt, daß in einem Reaktor mit natürlichem
oder angereichertem Uran durch Neutroneneinfang ein Teil des im Brennstoff enthaltenen
Urans 238 in Plutonium verwandelt wird. Durch Entnahme des Brennstoffes aus dem Reaktor nach
einer gewissen Betriebszeit kann dieses so erzeugte Plutonium in chemischen Aufbereitungsanlagen gewonnen
werden. Weitergehende Überlegungen führen nun dazu, daß in einem Heterogenreaktor die Erzeugung
des Plutoniums aus zwei Gründen nicht mit gleicher Konzentration über alle Raumbereiche der
Brennstoffelemente erfolgt. Einmal fällt der Neutronenfluß nach der Mitte der Brennstoffelemente hin ab,
und zum anderen ist der Wirkungsquerschnitt für den Einfang der Resonanzneutronen beim Uran 238 so
groß, daß diese praktisch nur in einer sehr dünnen
Oberflächenschicht der Brennstoffelemente festgehal- «
ten werden. Diese scharfe Linienabsorption im Neutronenspektrum läßt Plutonium in hochkonzentrierter Der Erfindungsgedanke besteht nun darin, die oben-Form
mit einem erheblichen Prozentsatz der Gesamt- 20 genannten Gegebenheiten auszunutzen, um durch Abausbeute
in den Oberflächenbereichen der Brennstoff- drehen, Abfräsen, Abätzen oder irgendein anderes
elemente entstehen. mechanisches, elektrisches, elektrochemisches, Gas-
Die Plutoniumausbeute wird durch den Konver- entladungs-oder sonstiges Verfahren das in den Randsionsfaktor
charakterisiert. Er gibt an, wieviel PIu- schichten vorzugsweise gebildete Plutonium vom
tonium aus Uran 238 im Verhältnis zum Verbrauch 25 übrigen Brennstoffelement bzw. U 238 abzutrennen
an Uran 235 entsteht. Der Anteil der Plutonium- und auf diese Weise von vornherein Substanzen mit
ausbeute in der Oberflächenschicht stellt sich um so
günstiger, je größer das Verhältnis der gesamten
Oberfläche des Brennstoffelementes zu seinem Volumen
ist. Diesem Umstand tragen beispielsweise zylindri- 30
sehe oder plattenförmige Brennstoffelemente um so
besser Rechnung, je kleiner der Zylinderradius bzw.
die Plattendicke ist. Unter günstigen Umständen
können bei geeignetem Konversionsfaktor über 20%
günstiger, je größer das Verhältnis der gesamten
Oberfläche des Brennstoffelementes zu seinem Volumen
ist. Diesem Umstand tragen beispielsweise zylindri- 30
sehe oder plattenförmige Brennstoffelemente um so
besser Rechnung, je kleiner der Zylinderradius bzw.
die Plattendicke ist. Unter günstigen Umständen
können bei geeignetem Konversionsfaktor über 20%
des erzeugten Plutoniums auf die Randschicht ent- 35 Konversionsfaktor C als Parameter aufgetragen. In
fallen. der Zeichnung bedeutet
Menge des erzeugten Pu in der Randschicht
höherer Plutoniumkonzentration zu erhalten, als der mittleren Plutoniumbildung im ganzen Brennstoffelement
entspricht.
In Fig. 1 und 2 ist beispielsweise der prozentuale Anteil der Plutoniurnproduktion in den Randschichten
für zylindrische und plattenförmige Brennstoffe aus natürlichem Uran in Abhängigkeit von der halben
Plattendicke bzw. vom Zvlinderradius R0 mit dem
Menge des erzeugten Pu im ganzen Brennstoffelement
Die Randschicht ist dabei eine etwa 0,01 cm dicke Außenhaut der Brennstoffelemente.
Darüber hinaus besteht die Möglichkeit, die ungleichförmige Neutronenflußverteilung über die Brennstoffelemente
hinweg noch weiter wirtschaftlich auszunutzen. Da nämlich die Plutoniumerzeugung proportional
dem Zeitintegral des Neutronenflusses anwächst, wird in den Außenzonen der Elemente relativ
mehr Plutonium produziert. Damit wird z. B. bei den Kernbrennstoffelementen der Sättigungswert
der Plutonium-Konzentration in den Außenzonen früher erreicht als im Innern der Brennstoffelemente.
Eine weitere Bestrahlung würde keine wesentlichen Vorteile mehr bringen. Das aber ist von wirtschaftlicher
Bedeutung, weil die Brennstoffelemente nicht so lange betrieben werden müssen, wie ihrem
im Prinzip möglichen mittleren Abbrand entsprechen würde. Durch mehrfache Anwendung des Verfahrens
kommt man so z. B. jeweils zu einem höheren Abbrand der äußeren Bereiche und zu einem günstigeren
Konversionsfaktor, als dies theoretisch erreichbar wäre, wenn das Plutonium im Innern der Brennstoffelemente
überall mit gleicher Konzentration entstehen würde. Das beschriebene Verfahren läßt sich sinngemäß
auch auf die Gewinnung von Uran 233 übertragen, das bei der Bestrahlung von natürlichem
Thorium mit Neutronen entsteht. Dabei ist noch zu bemerken, daß es gleichgültig ist, ob die das Uran
238 bzw. Thorium enthaltenden Bauelemente sich im Reaktorkern oder in dessen Mantel befinden. Im letz-
809 557/359
teren Fall gilt das für die Außenzonen der Brennstoffelemente
Gesagte sinngemäß bekanntlich auch für die ganze Außenzone des Reaktors.
Claims (3)
1. Verfahren zur fraktionierten Gewinnung von Plutonium aus Uran 238, das in Form von Brennstoffelementen
oder sonstigen Formkörpern oder Reaktorbestandteilen der Neutronenstrahlung eines
Reaktors ausgesetzt war, dadurch gekennzeichnet, daß das vorzugsweise in den Obernächenschichten
dieser Körper gebildete Plutonium mit diesen Schichten auf chemischem oder physikalischem
Wege vom übrigen U 238, dessen Plutoniumgehalt wesentlich geringer ist, abgetrennt und
dann weiter aufbereitet wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß an die Stelle des Urans 238 das
Element Thorium 232 tritt, wobei sinngemäß dem Plutonium dann das Uran 233 entspricht.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Abtrennung der plutonium-
bzw. U 233-haltigen Schichten ferngesteuert bzw. durch Fernbedienung durchgeführt
wird in der Weise, daß die biologischen und/ oder sonst schädlichen Strahlen die Bedienungsstelle nicht erreichen.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Buchreihe »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, New York 1956, Bd. 9, S. 453, 454, 471, 476, 492 ff., 494, 514, 528, 546, 551, 563, 586, 596, 628;
Buchreihe »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, New York 1956, Bd. 9, S. 453, 454, 471, 476, 492 ff., 494, 514, 528, 546, 551, 563, 586, 596, 628;
Buchreihe »Selected Reference Material on Atomic Energy«, 1955, Band »Chemical Processing and
Equipment«, S. 235, 237, 239, 261.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
© 809 557/359 6.58
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED22897A DE1032434B (de) | 1956-05-05 | 1956-05-05 | Verfahren zur Gewinnung von hochkonzentriertem Plutonium |
GB1400457A GB858094A (en) | 1956-05-05 | 1957-05-02 | Method of separating fissile material |
FR737703A FR1226416A (fr) | 1956-05-05 | 1957-05-03 | Procédé pour l'obtention de plutonium à forte concentration |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED22897A DE1032434B (de) | 1956-05-05 | 1956-05-05 | Verfahren zur Gewinnung von hochkonzentriertem Plutonium |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1032434B true DE1032434B (de) | 1958-06-19 |
Family
ID=7037619
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DED22897A Pending DE1032434B (de) | 1956-05-05 | 1956-05-05 | Verfahren zur Gewinnung von hochkonzentriertem Plutonium |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1032434B (de) |
FR (1) | FR1226416A (de) |
GB (1) | GB858094A (de) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2005001849A1 (fr) * | 2003-06-27 | 2005-01-06 | Eremeev, Petr Igorevich | Procede de prise en charge du combustible nucleaire epuise |
-
1956
- 1956-05-05 DE DED22897A patent/DE1032434B/de active Pending
-
1957
- 1957-05-02 GB GB1400457A patent/GB858094A/en not_active Expired
- 1957-05-03 FR FR737703A patent/FR1226416A/fr not_active Expired
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
None * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB858094A (en) | 1961-01-04 |
FR1226416A (fr) | 1960-07-11 |
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