DE1464978A1 - Verfahren zum Wiederaufarbeiten gebrauchten Spaltstoffes von Atomreaktoren - Google Patents

Verfahren zum Wiederaufarbeiten gebrauchten Spaltstoffes von Atomreaktoren

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DE1464978A1
DE1464978A1 DE19641464978 DE1464978A DE1464978A1 DE 1464978 A1 DE1464978 A1 DE 1464978A1 DE 19641464978 DE19641464978 DE 19641464978 DE 1464978 A DE1464978 A DE 1464978A DE 1464978 A1 DE1464978 A1 DE 1464978A1
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fissile material
fissile
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nuclear reactors
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Application number
DE19641464978
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Dipl-Ing E L Kaba
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Kaba Dipl Ing E L
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Kaba Dipl Ing E L
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Description

  • Verfahren zum Wiederaufarbeiten gebrauchten Spaltstoffes von Atomreaktoren In den Atomreaktoren wird der gebrauchte Spaltstoff nach einer bestimmten Zeit durch unverbrauchten ersetzt. Die bestrahlten Brennelemente werden zu einer Wiederaufarbeitungsanlage transportiert, in der man die Spaltstoffe wie Uran und Plutonium und die Spaltprodukte voneinander trennt. Für die Wiederaufarbeitung der gebrauchten Spaltstoffe sind verschiedene Verfahren ausgearbeitet wuraen. Die pexanntesten Verfahren sind die chemischen Verfahren, bei denen der Spaltstoff von dem mit ihm verbundenen Konstruktionsmaterial durch chemisches Auflösen des Spaltstoffes befreit und dann aus der Lösung extrahie'r1 wird. Bei diesem Verfahren hat man gelegentlich die Tragkonstruktion nicht mit in das Lösungsmittel gebracht sondern mechanisch von den Spaltstoffen abgetrennt. In diesem Fall werden die Brennstoffstäbe (Hülle und Spaltstoff) durch eine Säge von der Tragkonstruktion befreit und in große Stücke zerkleinert; diese Stücke werden dann in ein Lösungsmittel gebracht, das geeignet ist, die Spaltstoffe und Spaltprodukte aufzulösen, während sich das Material der Hülle nicht auflöst. Bei einem anderen Verfahren wird ein Lösungsmittel benutzt, in dem sich nur das Hüllenmaterial löst und dadurch vom nicht gelösten Spaltstoff abgetrennt werden kann. Die Auflösung des Spaltstoffes findet ausschließlich in einem zweiten Lösungsmittel statt. Die Erfindung bezweckt, den Wiederaufarbeitungsprozeß des Spaltstoffes wesentlich zu beschleunigen und wirtschaftlich zu machen. Nach der Erfindung@wird der Spaltstoff von allen mit ihm verbundenen anderen Materialien mechanisch getrennt, fein zerkleinert und in das Lösungsmittel gebracht. Dabei wird der Spaltstoff auch vom Hüllenmaterial mechanisch befreit. Vorzugsweisefindet die Zerkleinerung des Spaltstoffes durch Zerspanen oder Schleifen statt. Eine besonders zweckmäßige Atasführungsweise der Erfindung besteht darin, daß der Spaltstoff von seiner Hülle in Form von Spänen, z.B. durch achsiales Herausbohren oder mittels Flüssigkeitsstrahlen abgetrennt wird. Beispielsweise kann der Spaltstoff mittels eines Bohrers herausgebohrt werden, in dem eine Flüssigkeit strömt, die bei ihrem Rücklauf den abgetrennten Spaltstoff aus der Hülle herausspült. Infolge der kleinen Größe der so gewonnenen Späne lösen sie sich in einem Lösungsmittel erheblich schneller als abgesägte Stücke der mit Hülle versehenen Brennelementstäbchen, die dem Lösungsmittel nur eine im Verhältnis zu ihrem Volumen kleine Angriffsfläche bieten. Bei Verwendung siedender konzentrierter Salpetersäure dauerte das Auflösen des Spaltmaterials aus abgesägten Brennstoffstäbchen mehrere Stunden; bei dem VNrfahren gemäß der Erfindung jedoch nur Minuten; somit wird durch die Erfindung eine kontinuierliche Aufarbeitung der gebrauchten Brennelemente ermöglicht. Man kann überdies das Lösungsmittel unter Bedingungen, z.B. geringerer Temperatur oder Konzentration benutze: die die Arbeit erleichtern sowie die Kosten und die Beanspruchung der Geräte wesentlich vermindern. Gemäß der Erfindung kann der Spaltstoff auch zusammen mit dem Hüllenmaterial zerspant werden, insbesondere dann, wenn eine mechanische Trennung nicht wirtschaftlich durchgeführt werden kann. Die Späne können dann entweder sämtlich in ein Lösungsmittel gebracht werden
    tation oder Windsichter getrennt worden sind.

Claims (1)

  1. PATENTANSPRÜCHE 1.) Verfahren zum Wiederaufarbeiten gebrauchter Spaltstoffe von Atomreaktoren durch Einbringen in ein Lösungsmittel, dadurch gekennzeichnet, daß der Spaltstoff von den mit ihm verbundenen Konstruktionsmaterialien mebhanisch getrennt, zerkleinert und in ein Lösungsmittel gebracht wird. 2.) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Spaltstoff von seiner Hülle dadurch getrennt wird, daß er in Späne zerlegt, z.B. aus ihr herausgebohrt oder herausgeschliffen wird. 3#) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Spaltstoff zusammen mit dem Hüllenmaterial in Späne zerlegt und die Spaltstoffspäne dann, z.B. chemisch, von den Spänen des Hüllenmaterials abgetrennt werden.
DE19641464978 1964-11-13 1964-11-13 Verfahren zum Wiederaufarbeiten gebrauchten Spaltstoffes von Atomreaktoren Pending DE1464978A1 (de)

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DE (1) DE1464978A1 (de)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2820060A1 (de) * 1977-05-11 1978-12-07 Atomic Energy Authority Uk Verfahren zur rueckgewinnung von nuklearem brennstoff
EP0039815A1 (de) * 1980-05-08 1981-11-18 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Aufbereitung von Kernbrennstoffen
DE3409707A1 (de) * 1984-03-16 1985-09-19 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von keramischen kernbrennstoffen von metallischen huell- oder traegerkoerpern

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2820060A1 (de) * 1977-05-11 1978-12-07 Atomic Energy Authority Uk Verfahren zur rueckgewinnung von nuklearem brennstoff
EP0039815A1 (de) * 1980-05-08 1981-11-18 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Aufbereitung von Kernbrennstoffen
DE3409707A1 (de) * 1984-03-16 1985-09-19 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von keramischen kernbrennstoffen von metallischen huell- oder traegerkoerpern

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CH442545A (de) 1967-08-31

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