DE1767259A1 - Verfahren zur Rueckgewinnung von Plutonium und Uran aus Kern-Reaktor-Brennstoffelementen - Google Patents
Verfahren zur Rueckgewinnung von Plutonium und Uran aus Kern-Reaktor-BrennstoffelementenInfo
- Publication number
- DE1767259A1 DE1767259A1 DE19681767259 DE1767259A DE1767259A1 DE 1767259 A1 DE1767259 A1 DE 1767259A1 DE 19681767259 DE19681767259 DE 19681767259 DE 1767259 A DE1767259 A DE 1767259A DE 1767259 A1 DE1767259 A1 DE 1767259A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- plutonium
- uranium
- solvent
- selective
- extract
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements 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
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Description
Aktiebolaget Atomenergi LiIjeholmsvägen 32
Stockholm Sv / Schweden
VEKFAIUiEtN* ZUIi RÜCKGEWINNUNG VON PLUTONIUM UIiD URAi\ AUS KERN-
REAKTOR-BEiEiNNSTOFFELtIiEXTEN
Pi-Lori.tat ; vom 21. April I967 aufgrund der schwedischen Patentanmeldung
Nr. 5O7Ö/I967
Die ErfLridun,", betrifft ein Verfahren zur Rückgewinnung von
Plutonium und Uran aus mehreren Kernreaktorbreimstoffelementen,
die, beispielsweise in einem Schnellreaktor, in unterschiedlichem
Maße bestrahlt wurden. Bei der Verwendung des Brennstoffes in einem Keinreaktoi über einen lanzen Zeitraum ist dieser in solchem
Maße abgebrannt oder erschöpft, daß die Wirksamkeit des
__» Reaktors einen Brenns toff austausch erfordei t. Der abgebrannte
cd Brennstoff wird zur Rückgewinnung von Uran und, bei Reaktoren,
00
*** in denen Plutonium gebildet wird, auch zur Rückgewinnung dieses
CO
_ Elementes behandelt. Xn der Regel wird die Rückgewinnung in
_* der Weise ausgeführt, daß die Brennstoffelemente, vorzugsweise
■r·
•ntkapselt, gewöhnlich In Salpetersäure aufgelöst werden und die
resultierende wässrige Lösung mit organ L schon Lösungsmitteln
iiir Uxfjii und Plutonium extrahiert wird, speziell mi L solchen
Lösungsmitteln, die Urai; und/oder Plutonium selekt._iv i;ef,enüber
den äpaltprodukten lösen,, Uran und Plutonium worden in
unterschiedlicher Welse getrennt, gewöhnlich durch selekt/ive
Reduktion von Plutonium in eine nichtextrahjerbare Form, doch
kann die Trennung auch chromatografisch erfolgen, und e.s ist
auch möglich, die unterschiedliche Löslichkeit von Ur ai — und
Plutoniumverbindungen in verschiedenen organischen Lösungsmitteln
auszunützen, so daß die Trennung beispielsweise durcli
Extraktion mit einem Lösungsmittel erfolgt, das selektiv für
Plutonium gegenüber Uranium und vorhandenen Spaltprodukten ist,
In einem Reaktor werden verschiedene Brennstoffelemente Strahlungen
unterschiedlicher Stärke ausgesetzt und brennen daher
in unterschiedlichem Maß und in unterschiedlicher Weise ab.
Bisher wurden bestimmte Folien hieraus nicht beobachtet, doch wurden bei der erneuten Behandlung alle Brei'nstoffe leniente
ohne Unterschied behandeLt. Nunmehr wurde jedoch gefunden, dil3
man wesentliche Vorteile erhält, wenn bei der Wiederbehandlun^
der Tatsache Aufmerksamkeit geschenkt wird, daß die Elemente
in unterschiedlichem Maße bestrahlt wurden.
Demnach ist es Aufgabe der Erfindung, Plutonium in wirksamerer
Weise als bisher aus dem Brennstoff von einem und demselben
Kernreaktor, wenn erwünscht, in verschiedenen Isotopen-Anteilen zu gewinnen. Ein anderes Ziel der Erfindung ist es, den
Betrieb auf Bedingungen unter den kritischen Bedingungen ein·* zustellen, speziell' bei Kernreaktoren, wie Schnellreaktoren,
in denen hohe Prozentsätze an Plutonium auftreten können.
103833/0714
Das Verfahren n;tch der Erfindun; besteht darin, daß man getrennt,
stärker bestrahlte Brennstoffelemente und weniger
«tark bestrahlte Brennstoffelemente beispielsweise in wässriger Siüpotersäure löst und die Lösung des stärke bestrahlten
Materials mit einem Lösuiiisnii ttel extrahiert, das für
l'lutonium gegenüber Uran und Spaltprodukten selekt/iv ist,
Plutonium aus dew Extrakt gewinnt, die restliche Lö«un/ mit
der Lüpuii,", des weuigei· stark bestrahlten Materials vereinift
und die vei e j iii g ten Lösungen mit einem Lös mi;, smittel extrahiert,
welches für Plutonium und Uran selektiv gegenüber Spaltprodukt
en ist, worauf dann der so gewonnene Extrakt einer
Urali-Plutoiii uiti-Trei.tiunc unterzogeji wi rd . Es ist dann bequem,
da« Plutonium in dem Ur ai>—Plutoniumextrakt in eine Form umzuwandeln,
die in dem für Uran und Plutonium selekt/iven Lösungsmittel
unlöslich ist, und dan Plutonium von dem Uran zu
trennen. Das Uran w4. rd dann aus dem von Plutonium befteiten
Lösungsmittel gewonnen, während das Plutonium getrennt gewonnen
wi jx3,
So wird es nach dem Verfahren der Erfindun," möglich, einerseits
im wesentlichen nur Plutonium aus dem stark bestrahltet:
Material zu gewinnen, da« einen relativ hohen Prozentsatz ai>
Plutonium besitzt, so daß dieses Plutonium getrennt gewonnen werden1 kann, wenn dies enviinscht ist, und andererseits die
kritischen Bedingungen in dem Rest der Behandlung auf milde
BediiijUn/en zu reduzieren. Außerdem ist es möglich, für dje
Lösuii/· oder den Extrakt von Plutonium aus den plutoniumre i clien
Lösunren spezielle Lösungsmittel zu verwenden, die für Plutonium selektiv sind und gute V.i dors tandsi'ähi Vkeit i.c;giM· .stärkere
109833/07U
Bestraljlun-sbedingunp.eri während der Behandlung der Lösungen
von dem stark bestrahlten Material besitzen.
Als Plutonium-selektives Lösungsmittel wird vorteilhafterweise
ein tertiäres oder quaternäres Amin, wie Trilauryl— ami η und Trilaurylmethylamin, verwendet, während als Uran-Pluto
tii urn-selekt ives Lösungsmittel vorteilhafterweise Tribut
y!phosphat, Dibutylcarbitoi, Diamylbutylphosphonat oder
Dibutylphejjylpho sphonat verwendet wird.
Die Erfindung kann in folgender Weise durchgeführt werden.
In einem bestimmten Fall wird berechnet, daß 20 bis 30 %
der gesamten Brennstoffmenge des Reaktors als stark bestrahltes
Material in dem inneren Reaktorkern anzusehen sind und eine Strab IUn.:7, von 100000 MVD je metrische Tonne aufnahmen.
Demnach, umfaßt der äußere Reaktorkern 70 bis 80 %
der gesamten Brennstoffmenge, wobei berechnet wurde, daß
dieser Brennstoffanteil eine Strahlung von etwa 5000 MWD je
metrische Tonne aufnahm, was bedeutet, daß die resultierende durchschnittliche Bestrahlung 25000 bis 30000 MWD je metrische
Tonne beträgt, d.h. in der gleichen Größenordnung liegt, die
in wenig angereicherten thermischen Kraftreaktoren erreicht
wird. Die Brennstoffeinheiten aus dem inneren Reaktorkern,
dl c 20 <o Plutonium enthielten, wurden in Salpetersäure gelöst
und mit Trilaurylamin extrahiert. Die Extraktlösung
wurde mit Salpetersäure gewaschen, Plutonium wurde erneut mit EsSi1 säure extrahiert, uitl das erhaltene Plutonium wurde in
der üblichen Weise gewonnen. Die restliche Lösung aus der
Extraktion mit Trilaury]amin wurde mit der Salpetersäure-
109833/071 A
lösung aus den Brennstoffeinheite.t des äußeren Reaktorkernes,
die 2 bis 4 '/Ö Plutonium enthielten, vereinigt,
und die vereinigte wässrige Lösung wurde mit Tr Lbutylphoaphat
extrahiert, welches Uran und Plutonium löste, während die Spaltprodukte in der Salpetersäurelösung
blieben» Di η organische Lösun,? wurde mit Salpetersäure gewaschen,
und etwa 5 /° Uran und Plutonium liefen mit der Waschflüssigkeit ab, die zu der Extraktion mit Tributyl—
phosphat zurückgeführt wurde. Die auf diese Weise gewaschene organische Lösung; wurde erneuter Extraktion unterzogen.
Uran blieb in der Tributylphospha tlösun.», aus welcher das
Urai durch erneute Extraktion mit Wasser gewonnen wurde, während das extrahierte Plutonium in die Plutoniumbehandlungsanlage
überführt wurde. Dort kann Plutonium aus dem äußeren Teil des Reaktorkernes zusammen mit Plutonium aus dem inneren
Teil des Keaktorkernes oder aber getrem t von diesem behandelt
werden, so daß in letzterem Falle das Plutonium in verschiedenen Xsotopen—Anteilen erhalten wird.
Durch das obige Verfahren erhält man verschiedene Vorteile.
So wird die Handhabung vom Gesichtspunkt der kritischen Bedingungen
vereinfacht, da gegenüber dem äußeren Reaktorkern die Erfordernisse im Sinn kritischer Bedingungen wesentlich
bedeutsamer für den inneren Reaktorkern sind, der einen wesentlich höheren Gehalt an spaltbarem Material (15 bis 2.5 °/o)
besitzt und auch ein kleineres Arbeitsvolumen darstellt, als
für den äußeren Reaktorkern erforderi. ich ist, der einen niedrigen
Gehalt an spaltbarem Material (2 bis h %) aufweist und
ein wesentlich größeres Volumen besitzt. Ein anderer Vorteil
109833/07U bad original
ist, daß die Bestrahlung der verwendeten Extraktionsmittel
an deren Beständigkeit gegen radiolytische Zersetzung angepaßt ist. Für den inneren Reaktorkern, der zu einem hohen
Grad verbraucht wird und folglich eine hohe Konzentration
an radioaktiven Spaltprodukten besitzt, werden Extraktionsmittel (tertiäres oder quaternäres Amin) vorgeschlagen, die
wesentlich beständiger gegen Bestrahlung sind als jene, die für den äußerexi Reaktorkern vorgeschlagen werden (Tributyl—
phosphat, Diamylbu tylphosphat usw.). Durch Vermischen der
aus der Behandlung des inneren Reaktorkernes erhaltenen Restlösung mit der aus der Behandlung des äußeren Keaktorkernes
erhaltenen Lösung bekommt man eine niedrigere Konzentration
an Spaltprodukten und eine niedrigere radiolytische Einwirkung auf das verwendete Lösungsmittel. Außerdem wird das
Uran aus dem inneren Reaktorkern dekoutaminiert und zurückgewonnen,
und mögliche Plutoniumverluste aus der Behandlung des inneren Reaktorkernes werden durch diese zweite Extraktion
zusammen mit dem äußeren Reaktorkern vermindert.
Schließlich ergibt die getrennte Behandlung des inneren und des äußeren Teils des Reaktorkernes eine Möglichkeit, verschiedene
Plut oniuniproduk te zu erhalten. Dies ist speziell
wertvoll für die Rückführung von Plutonium in einem gemischten System aus thermischen und Sclmellreaktoren, da das Plutonium
aus dem äußeren Reaktorkern einen wesentlich höheren Gehalt an Pu-239i das in thermischen Reaktoren spaltbar ist,
besitzt als das Plutonium aus dem inneren Reaktorkern.
109833/0714
Claims (3)
- ΡΛΤΕ N TANSPKUCHE1o Verfahren zur Gewinnung von Plutonium und Uran aus mehreriü: Kenn eaktorbremisstof f elementen, die, beispielsweisi1 in einein Sclmellreaktor, in unterschiedlichem Maße bestrahlt wuitie.,, dadurch gekennzeichnet, daß man die stärker be strahl ten und die wenifer stark bestrahlten Brennstoffelemente, beispielsweise unter Bildung von wässrigen Salpi'tei säure lösunge: , getrennt voneinander lobt, die Lösung des stärker bestrahlten Materials mit einem Lösungsmittel extrahiert, das für Plutonium saLektiv gegenüber Uran und vorhandenen Spaltprodukten ist, aus diesem Extrakt Plutonium gewinnt, die dabei anfallende Restlösung mit der Lösung des weiiiger stark bestrahlten Materials vereinigt und die vereinigten Lösungen mit einem Lösungsmittel extrahiert, das für Uran und Plutonium gegenüber den Spaltprodukten selektiv ist, worauf der Extrakt einer Uran-Plutonium-Treriiiunp unterzogen wird.
- 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man das Plutonium in dem Uran-Plutonium-Extrakt in eine Form überführt, die in dem für Uran und Plutonium selektiven Lösungsmittel unlöslich ist, das Plutonium von dem Uran abtrennt, darauf das Uran aus dem von Plutonium befreiten Lösungsmittel gewinnt und das Plutonium getrennt hiervon gewinnt.
- 3. Verfahren nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß man als für das Plutonium, selektiv«} Lösungsmitte 1 ein1 0 9 8 3 3 / 0 7 U B*0 origiNal-S-tejtiäres oder quiite τ näres Aniin, wie Tr ilaurylaniin und Tr i — laurvlme ühvlaini η , verwendet.4« Verfahren nach Anspruch 1 bis 3» dadurch gekennzeichnet, daß man als für Urai und Plutonium sei okt-ive.« Lösungsmittel Tributylphosphat, Dibutylcarbitol, Diamylbutylphosphotiat oder Dibutylphenylphosphonat verwendet.BAD ORIGINAL·M / (17 1 ü
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE567667A SE328344B (de) | 1967-04-21 | 1967-04-21 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1767259A1 true DE1767259A1 (de) | 1971-08-12 |
Family
ID=20266976
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19681767259 Pending DE1767259A1 (de) | 1967-04-21 | 1968-04-18 | Verfahren zur Rueckgewinnung von Plutonium und Uran aus Kern-Reaktor-Brennstoffelementen |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3560169A (de) |
BE (1) | BE713915A (de) |
DE (1) | DE1767259A1 (de) |
FR (1) | FR1560128A (de) |
GB (1) | GB1219146A (de) |
SE (1) | SE328344B (de) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3228979A1 (de) * | 1982-08-03 | 1984-02-09 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zum aufarbeiten eines kernreaktorbrennstabes |
DE3843887C1 (de) * | 1988-12-24 | 1990-06-21 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe, De |
-
1967
- 1967-04-21 SE SE567667A patent/SE328344B/xx unknown
-
1968
- 1968-04-08 US US3560169D patent/US3560169A/en not_active Expired - Lifetime
- 1968-04-16 FR FR1560128D patent/FR1560128A/fr not_active Expired
- 1968-04-18 GB GB1845668A patent/GB1219146A/en not_active Expired
- 1968-04-18 DE DE19681767259 patent/DE1767259A1/de active Pending
- 1968-04-19 BE BE713915D patent/BE713915A/xx unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US3560169A (en) | 1971-02-02 |
FR1560128A (de) | 1969-03-14 |
GB1219146A (en) | 1971-01-13 |
BE713915A (de) | 1968-09-16 |
SE328344B (de) | 1970-09-14 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2856489A1 (de) | Verfahren zur rueckgewinnung | |
DE1592427A1 (de) | Aufarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff | |
DE68905459T2 (de) | Scheideverfahren transuranischer elemente aus nuklearabfall. | |
DE2855821A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium | |
DE2449589C2 (de) | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden | |
DE2621795A1 (de) | Extraktionsverfahren | |
DE1929512A1 (de) | Aufarbeitungssystem fuer bestrahlten Kernbrennstoff | |
DE3144974C2 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen | |
DE3016516A1 (de) | Verfahren zur beschleunigung und erhoehung der loeslichkeit von plutoniumdioxid- und uran-/plutoniumoxid-brennstoffen und deren unloeslichen rueckstaenden in salpetersaeure | |
DE2758408A1 (de) | Verfahren zur abtrennung von spaltprodukten | |
EP0170795B1 (de) | Verfahren zur Rückgewinnung von Uran-Werten in einem extraktiven Wiederaufarbeitungsprozess für bestrahlte Kernbrennstoffe | |
DE1767259A1 (de) | Verfahren zur Rueckgewinnung von Plutonium und Uran aus Kern-Reaktor-Brennstoffelementen | |
DE3546128C2 (de) | ||
DE3346405C2 (de) | ||
DE3428877A1 (de) | Verfahren zur trennung von grossen mengen uran von geringen mengen von radioaktiven spaltprodukten, die in waessrigen basischen, karbonathaltigen loesungen vorliegen | |
DE3307403A1 (de) | Verfahren zur rueckgewinnung von plutonium aus salpetersauren waessrigen loesungen | |
DE2633112C2 (de) | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden | |
DE2048527C2 (de) | Verfahren zur Trennung von Neptunium und Plutonium | |
DE2126208C3 (de) | Verfahren zum Trennen von Neptunium und Plutonium | |
DE2611333A1 (de) | Verfahren zur pyrochemischen abtrennung von plutonium aus bestrahlten kernbrennstoffen | |
DE3602591C2 (de) | ||
DE1442430C (de) | Verfahren zur Reinigung und Wiedergewinnung von Lösungsmitteln für die Auffrischung nuklearer Brennstoffe | |
AT276297B (de) | Verfahren zur aufbereitung von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff | |
DE3843887C1 (de) | ||
DE3112020A1 (de) | Verfahren zur behandlung von radioaktiven ausflockungen |