DE1197630B - Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen - Google Patents

Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen

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DE1197630B
DE1197630B DEG40566A DEG0040566A DE1197630B DE 1197630 B DE1197630 B DE 1197630B DE G40566 A DEG40566 A DE G40566A DE G0040566 A DEG0040566 A DE G0040566A DE 1197630 B DE1197630 B DE 1197630B
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Germany
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melt
uranium
separating
precipitate
plutonium
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DEG40566A
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English (en)
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Dipl-Chem Dr Phil Werner Baehr
Dr Rer Nat Hubert Vo Dipl-Chem
Dr Rer Nat Wilhelm O Dipl-Chem
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Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
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Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
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    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
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    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
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Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. CL:
C22b
Deutsche Kl.: 40 a - 3/00
Nummer: 1197 630
Aktenzeichen: G 40566 VI a/40 a
Anmeldetag: 9. Mai 1964
Auslegetag: 29. Juli 1965
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen, wie z. B. Uran von Plutonium bzw. Uran von Thorium.
Bei den bisher bekannten Trennverfahren werden die Brennstoffe gemeinsam in Säure (HNO3) aufgeschlossen und dann in mehreren Verfahrensstufen extrahiert. Schließlich wird das Plutonium zur Wertigkeit 3 reduziert, wodurch die Trennung erst möglich wird. Diese Verfahren sind aber mit erheblichem Aufwand verbunden, da sie verhältnismäßig viele Einzelverfahrensschritte benötigen.
Durch die vorliegende Erfindung soll ein wesentlich einfacheres Trennverfahren geschaffen werden. Erfindungsgemäß werden die Kernbrennstoffe in einer oxydierenden alkalischen Schmelze aufgeschlossen, worauf der Schmelzkuchen mit Wasser ausgelaugt, die Lauge vom Niederschlag abgetrennt und der Niederschlag mit Säure, z. B. verdünnter Salpetersäure, aufgenommen wird.
Will man Plutonium und Uran oder Thorium und Uran voneinander trennen, so ist die Verwendung einer reinen Nitrat- bzw. Nitritschmelze als oxydierende alkalische Schmelze ausreichend. Dabei geht das Uran bei etwa 500° C in Uranate über, die leicht durch verdünnte Salpetersäure aufgelöst und abgetrennt werden können. Plutonium und Thorium bilden unter den genannten Reaktionsbedingungen Oxyde, die in schwacher Salpetersäure unlöslich sind und deshalb im Rückstand zurückbleiben.
Das erfindungsgemäße Verfahren ist in den folgenden Beispielen näher erläutert. Die darin enthaltenen Größen- und Zahlenangaben sollen jedoch keine Beschränkung der Erfindung bedeuten. Vielmehr kann man unter den vorstehenden Richtlinien das Verfahren auch in abgewandelter Form mit Erfolg durchführen.
Beispiel 1
1,097 g PuO2/UO2 (hergestellt durch inniges Vermischen von 137 mg PuO2 und 960 mg UO2) wurden in eine oxydierende Schmelze eingesetzt, die aus 3 bis 4 g NaNO3 besteht. Die Schmelze wird während der Reaktion auf einer Temperatur von 500 bis 550° C gehalten. Nach erfolgtem Aufschluß wird der Schmelzkuchen erkalten gelassen und mit Wasser ausgelaugt. Nach der Trennung von Niederschlag und Mutterlauge wurde der Niederschlag mit Wasser gewaschen. Die U-Pu-Konzentration in der wäßrigen Mutterlauge sowie im Waschwasser war gleich Null. Anschließend wurde der Niederschlag mit 10 ml l-m-HNOg gelöst, wobei das Uran (durch Reaktion Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen
Anmelder:
Gesellschaft für Kernforschung m. b. H.,
Karlsruhe, Weberstr. 5
Als Erfinder benannt:
DipL-Chem. Dr. phil. Werner Bahr, Speyer;
Dipl.-Chem. Dr. rer. nat. Hubert Vogg,
Leopoldshafen über Karlsruhe;
Dipl.-Chem. Dr. rer. nat. Wilhelm Ochsenfeld,
Karlsruhe-Durlach
in der Schmelze als Na2U2O7 vorliegend) zu 99,9% in Lösung ging, während das Plutonium als PuO2 quantitativ unlöslich im Rückstand verblieb.
Beispiel 2
Wie Beispiel 1, nur an Stelle von NaNO3 3 bis g NaNO2. In diesem Fall genügte eine Reaktionstemperatur von 300° C. Der Verlauf der Reaktion und die Ergebnisse waren dieselben wie im Beispiel 1.
Beispiel 3
Analog Beispiel 1, nur an Stelle von UO2 ThO2 und an Stelle von PuO2 UO2. 1,35 g UO2-ThO2 (hergestellt durch inniges Vermischen von 1,15 g ThO2 und 0,2 g UO2) wurden in einer Schmelze, bestehend aus 3 bis 4 g NaNO3, zur Reaktion gebracht. Die weitere Behandlung erfolgte analog Beispiel 1. Uran ging mit verdünnter Säure quantitativ in Lösung, Thorium blieb als ThO2 quantitativ im Rückstand.

Claims (2)

Patentansprüche:
1. Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen, wie z. B. Uran von Plutonium bzw. Uran von Thorium, dadurch gekennzeichnet, daß die Kernbrennstoffe in einer oxydierenden alkalischen Schmelze aufgeschlossen werden, worauf der Schmelzkuchen mit Wasser ausgelaugt, die Lauge vom Niederschlag abgetrennt und der Niederschlag mit Säure, z. B. verdünnter Salpetersäure, aufgenommen wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, insbesondere zum Abtrennen des Plutoniums oder Thoriums, dadurch gekennzeichnet, daß der Kernbrennstoff aus einer Nitrat- oder Nitritschmelze als in verdünnter Säure unlösliches Oxyd gewonnen wird.
DEG40566A 1963-05-15 1964-05-09 Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen Pending DE1197630B (de)

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DEG41296A DE1194582B (de) 1963-05-15 1964-08-08 Verfahren zur Vordekontamination von aufzubereitenden Kernbrennstoffen
DEG42442A DE1206594B (de) 1963-05-15 1964-12-31 Verfahren zur Vordekontamination von aufzubereitenden Kernbrennstoffen

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3399977A (en) * 1964-06-10 1968-09-03 Euratom Process for processing irradiated ceramic reactor fuels

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