DE1197630B - Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen - Google Patents
Verfahren zum Trennen von KernbrennstoffenInfo
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- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
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Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
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.
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.
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.
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)
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.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEG40566A DE1197630B (de) | 1963-05-15 | 1964-05-09 | Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen |
Applications Claiming Priority (7)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEK49749A DE1199748B (de) | 1963-05-15 | 1963-05-15 | Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen |
DEK50148A DE1217351B (de) | 1963-05-15 | 1963-07-06 | Verfahren zur Gewinnung von Cs 137-Salzen aus bestrahlten Kernbrennstoffen |
DEG40566A DE1197630B (de) | 1963-05-15 | 1964-05-09 | Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen |
DEG41295A DE1209754B (de) | 1963-05-15 | 1964-08-08 | Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen |
DEG41297A DE1209564B (de) | 1963-05-15 | 1964-08-08 | Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen |
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 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1197630B true DE1197630B (de) | 1965-07-29 |
Family
ID=27561650
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEG40566A Pending DE1197630B (de) | 1963-05-15 | 1964-05-09 | Verfahren zum Trennen von Kernbrennstoffen |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1197630B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3399977A (en) * | 1964-06-10 | 1968-09-03 | Euratom | Process for processing irradiated ceramic reactor fuels |
-
1964
- 1964-05-09 DE DEG40566A patent/DE1197630B/de active Pending
Cited By (1)
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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