DE1806446C3

DE1806446C3 - Verfahren zur Umwandlung von Thorium 232 in Uran 233

Info

Publication number: DE1806446C3
Application number: DE19681806446
Authority: DE
Inventors: Carl Henry Deep River Ontario Westcott (Kanada)
Original assignee: Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Current assignee: Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Priority date: 1968-03-20
Filing date: 1968-10-31
Publication date: 1974-03-14
Also published as: DE1806446A1; FR1591830A; DE1806446B2; GB1187188A

Description

Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Umwandlung von Thorium 232 in Uran 233, wobei eine Thoriumverbindung mit einem thermischen Neutronennuß bestrahlt wird, so daß ein beträchtlicher Teil des Thoriums 232 in Protactinium 233 umgewandelt wird, wobei die bestrahlte Verbindung nach einer gewissen Bestrahlungsdauer aus dem Neutronenfluß entfernt und darauf eine gewisse Zeit lang gewartet wird, bis sich in der bestrahlten Verbindung ein Teil des Protactiniums in Uran 233 umgewandelt hat.

Bei einem bekannten Verfahren der eingangs genannten Art (schweizerische Patentschrift 382 304) erfolgt schließlich eine chemische Aufarbeitung zur Gewinnung von Uran 233. Dabei wäre es jedoch wünschenswert, die Ausbeute von U 233 weiter zu erhöhen. Außerdem wäre es wünschenswert, bestrahlte Brennstoffelemente nach de- Wartezeit wieder in einem Reaktorkern verwenden zu können.

Es ist demgegenüber Aufgabe der Erfindung, ein Verfahren der eingangs genannten Art zur Umwandlung von Thorium 232 in Uran 233 derart durchzuführen, daß eine geringere Bestrahlungszeit erforderlich ist, so daß die Neutronenabsorption in U 233 und Spaltreaktionen von U 233 verringert werden, durch welche Spaltreaktionen eine zusätzliche unerwünschte Wärmeerzeugung erfolgt. Es ist insbesondere Zweck der Erfindung, mit einem derartigen Veriahren einen Brennstoff mit einer Konzentration von mindestens 2% Atomen U 233 herzustellen, ohne daß eine chemische Aufarbeitung zur Abtrennung von U 233 erforderlich ist.

Diese Aufgabe wird bei einem Verfahren der eingangs genannten Art erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß zum Bestrahlen der Thorium-232-Verbindung_% ein Neutronenfluß von mindestens 3 · 10¹⁵ cm ² -see"¹ und höchstens 7 · IQ¹⁶ cm"² · see"¹ für höchstens 7d

so und mindestens 9h Bestrahlungszeit verwendet wird, und daß die Wartezeit nach der Bestrahlung mindestens 5 Monate beträgt, während der die Verbindung gekühlt wird.
Durch die Einhaltung derartiger Bereiche für die

Bestrahlungsstärke, die Bestrahlungszeit und die Alterungszeit und die Kühlung der Verbindung wird erreicht, daß die Bestrahlung nach einer Bestrahlungszeit beendet werden kann, die beträchtlich kürzer als die Halbwertszeit von Pa 233 (27 Tage) ist wodurch Neutronenverluste durch parasitische Absorption in Pa 233 und U 233 verringert werden können, und wodurch relativ zu dem Neutronenfluß der Neutroneneinfang und die Spaltung von U 233 minimal gehalten werden kann, insbesondere durch Verringerung des

durchschnittlichen Gehalts an U 233 während der Bestrahlung. Um in dieser Zeit einen nutzbaren endgültigen Gehalt an U 233, also eine ausreichende Bildung von Pa 233, 7U erhalten, findet ein hoher Neutronenfluß Verwendung.

Das an U 233 angereicherte Spaltmaterial kann anschließend zu Brennstoff Tür einen Kernreaktor weiterverarbeitet werden. Vorzugsweise kann jedoch die Thoriumverbindung vor der Bestrahlung in umhüllten Brennstoffelementbündeln vorgesehen werden, welche nach der Bestrahlung ohne sonstige Aufbereitung in einem Kernreaktor verwendet werden können.

Im folgenden soll das Verfahren gemäß der Erfindung in Verbindung mit der grundsätzlichen radioaktiven Zerfallsreihe näher erläutert werden:

A^ Die grundsätzliche radioaktive Zerfallsreihe des Verfahrens gemäß der Erfindung ist folgendermaßen aufgebaut:

	233	>	Pa	234
	ί			t
Th	232	22,4 min	Pa	233

Th

U 235-

U 234

ί U233-

27 d

In der obigen Zerfallsreihe haben die einzelnen Syn> bole folgende Bedeutung:

t Neutroneneinfang
\, Neutroneninduzierte Spaltung * Kein Einfang

-♦ /J-Zerfall

I Isomere Zustände — zwei Zeiten: 1,2 min und 6,6 h, unwichtig für das betrachtete Verfahren.

Es ist ersichtlich, daß alle möglichen Seitenzerfallsreihen und Nebeneffekte in die obige Zerfallsreihe nicht aufgenommen worden sind, die nur die grundsätzliche radioaktive Zerfallsreihe zeigt, die beim Verfahren gemäß der Erfindung auftritt.

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Eine geeignete Verbindung von Thorium 232 wie Thoriumoxyd wird einem starker, thermischen Neutronenfluß ausgesetzt. Das Thorium 232 langt Neutronen ein, so daß ein wesentlicher Teil Thorium 233 wird, das durch /i-Zerfall mit einer Halbwertzeit von 22,4 min in Protactinium 233 zerfallt. Der bestrahlte Stoff wird dann aus dem Neutronenfluß entfernt, und das Protactinium 233 zerfällt durch /ί-Zerfall mit einer Halbwertzeit von 27d in Uran 233. Das durch dieses Verfahren hergestellte U 233 ist spaltbar und kann als Brennstoff in einem Kernreaktor verwendet werden. Ein Teil des Protactiniums 233, das während der Bestrahlung des Thoriums durch den Neutronenfluß erzeugt wird, fängt ebenfalls Neutronen ein und wird in Protactinium 234 umgewandelt, das in komplizierter Weise in den Brutstoff Uran 234 zerfällt. Wie oben angegeben wurde, kann das durch die Erfindung erzeugte Uran 233 anschließend für eine neutroneninduzierte Spaltreaktion in einem Kernreaktor verwendet werden. Durch nachfolgenden Neutroüeneinfang wire der als Nebenprodukt erzeugte Brutstoff U 234 in U 235 umgewandelt, das ebenfalls eine neutroneninduzierte Spaltung durchmachen kann.

Irgendeine geeignete Quelle eines starken thermischen Neutronenflusses kann für das Verfahren gemäß der Erfindung benutzt werden. Zum Beispiel kann der Neutronenfluß durch Spoliation erzeugt werden, wenn ein hochenergetischer Protonenstrahl auf ein Metalltarget trifft und eine größere Anzahl von Neutronen erzeugt. Ein derartiger Pretoncr.ctrahl wird durch ' inearbeschleuniger wie den »Los Alamos Meson Physics Facility«-Linearbeschleuniger erzeugt, der einen Strahl von 800 h ieV-Protonen in einem Durchschnittsstrom von 1 mA ;rzeugt.

Wegen des Neutroneneimangquerschnitts von Pa 233 ist es bisher allgemeine Ansicht gewesen, daß der Thorium- und U 233-Brennstoffzyklus die Verwendung von Neutronenflüssen erfordert, die nicht größer als 4—6 · 10¹³ cra"²se;"' sind. Der Erfindung liegt jedoch die Erkenntnis zugrunde, daß eine kurze Bestrahlung bei höheren Flußdichten tatsächlich vorteilhafter ist, wenn der Ausgangsstoff Thorium ist. Auf diese Weise kann ein Brennstoff erzeugt werden, der in einem Kernreaktor einen Abbrand von mindestens 30 000 MWd/t unterhalten kann.

Ein Vorteil gegenüber alternativen Brennstoffzyklen besteht darin, daß der vor der Bestrahlung durch den Neutronenfluß umhüllte Brennstoff in einem Kernreaktor ohne Aufbereitung verwendet werden kann. Am Ende der Reaktorbestrahlung hat er einen hohen Spaltstoffanteil, so daß seine Aufbereitung zur Gewinnung von U 233 führt.

Obwohl Verfahren gut bekannt sind, bei denen U 233 durch die Bestrahlung von Th 232 erzeugt wird, erwächst eine Grenze für die erreichbare Konzentration von U 233 aus dem Abbrand von U 233, der während der Bestrahlung auftritt. Selbst wenn ein niedriger Fluß verwendet wird, um die Umwandlung in Pa 234 klein zu halten (z. B, ein Fluß von 3,5-10¹³Cm^-2SeC"¹), wird die Konzentration von U 233 nicht größer als etwa 17.3 Atome/ lOOOTh-Atome. Bei Anwendung der bekannten Verfahren führt eine praktische Bestrahlung, um die Konzentration von Pa 234 und U 234 in einem typischen thermischen Reaktor niedrig zu halten (diese Produkte erreichen nicht so schnell wie U 233 die Sättigung) zu einer Konzentration von nicht mehr als 15 Atomen U 233/1000 Atomen Th 232.

Es kann gezeigt werden, daß für bekannte Reaktorsysteme ein Brennstoff, der eine bedeutend geringere Konzentration als 15 Atome U 233/1000 Atome Th 232 enthält, kaum brauchbar ist, und daß bei einer Konzentration von !,5% Atomen U 233 der erreichbare Abbrand nur etwa 2000 MWd(th)/t beträgt. Bei einer Konzentration von 20Atoinen U 233/ί000 Atomen Th 232 beträgt jedoch der Abbrand 36 000 MWd/t.
Der Erfindung liegt daher insbesondere die Aufgabe

ω zugrunde, einen Brennstoff mit einer Konzentration von mindestens 2% Atomen U 233 zu erzeugen. Um diese Aufgabe zu lösen, wird überraschenderweise die Unterbrechung ausgenutzt, die durch die Halbwertzeit von 27,4d von Pa 233 bedingt ist. Gemäß

μ der Erfindung wird in einer kurzen, starken Neutronenbestrahlung eine Konzentration von Pa 233 aufgebaut, das nach Entfernung aus dem Fluß in U 233 zerfällt, und da Pa 233 einen niedrigeren Neutronenabsorptionsquerschnitt als U 233 hat, kann die »Gleichgewichtsw-Spaltstoffkonzentration überschritten werden. Das Verfahren gemäß der Erfindung führt zur Bildung größerer Mengen von U 234; da jedoch U 234 wie Th 232 ein Neutron einfangen kann, um ein Spaltprodukt (in diesem Fall U 235) zu ergeben, ist das kein Nachteil, wie es zunächst erscheinen möchte. Andere Parameter des Verfahrens gemäß der Erfindung wir. die Wärmeübertragungsgrenze am Ende der starken Flußbestrahlung, sollen weiter unten erläutert werden. Diese Grenze ist nicht so einschneidend, wie es der Fall sein würde, wenn der größte Teil von U 233, der später entstehen soll, sich nicht zu diesem Zeitpunkt als Pa 233 in dem Brennstoff befinden würde. Das v/äre der Fall, wenn dns ganze Pa 233 durch U 233 ersetzt würde, in das es schließlich zerfallt, so daß die Wärmeerzeugungsrate bedeutend über dem erlaubten Wert liegen würde.

Es kann sich als möglich herausstellen, durch Wahl des Gitters die effektiven Querschnitte in der Bestrahlungsphase günstiger als im nachfolgenden Abbrand im Kernreaktor zu gestalten; von diesem Vorteil ist aber bei den unten angeführten Berechnungen kein Gebrauch gemacht worden.

Zur Erläuterung des Verfahrens gemäß der Erfindung sind zwei Bestrahlungen in verschiedenen Neutronenflüssen wie folgt berechnet worden:

Ausführungsbeispiel I

Fluß<7> = 5· 10¹⁵Cm-²SeC"¹,
Zeit = 0,425 Msec (4,8516d)

Ausführungsbeispiel II

Fluß Φ = 3,5· 10¹⁵Cm-²SeC"¹,

Zeit = 0,6 Msec (6,9483d).
55

Unmittelbar nach der Bestrahlung wurden folgende Ergebnisse erhalten:

Bei 1000Atomen Thorium am Anfang ergibt sich:

	Aus- fiihrungs- beispiel 1	Aus- fiihrungs- beispiel Il
Anzahl der Atome Thorium am Ende	977,9., 18.83.	978,I₀ 18.19
Anzahl der Atome Pa 233 am Ende

5
Fortsetzung

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ΓιιΙιηιημ*· bespiel I

Aus-

fiihruüuv heispiel Ii

Anzahl der gebildeten Atcme j Pa 233

Anzahl der Atome U 233 am
Ende

Anzahl ^er gebildeten Atome
L! 233

Anzahl der gespaltenen Atome
U 233

Anzahl der aus U 233 gebildeten Atome U 234

Anzahl der am Ende aus
Pa 234 gebildeten Atome
U234.Γ

Anzahl der gebildeten Atome
Pa 234 .. Γ

Geschätzte Anzahl der aus
U 233 izehildeten Atome
L' 234 Γ

Anzahl der Atome U 234 am
Ende (beide Wege)

Gesamt neutronenabsorption
wahrend der Bestrahlung . . .

Gesamtneutronenausbeute aus
der Spaltung

Spaltung von U 233 am Ende
eier Bestrahlune

Gesamtspaltenergie in
MWd(th) t Brennstoff.

Ausfiihrungsbeispicl I

Aiisruhrunti-;-hci^picl M

Anzahl

U 233 j 20,11,

U 234 I 2.038

Spaltprodukte .. . . j 0,378

Äquival. U 233
(vgl. unten) 19,61

20,20 j 19.77

2.055'! 1.825 0.377 0.516

19,69

19.86, 1.841 0.514

19,33 I 19.41

Es ist ersichtlich, daß für beide Ausführimgsbeispiele die Ausbeute an U 233 als Ergebnis dieser Bcstrahlunu etwa 20 Atome, 1000 übrigbleibende Atome Thonum beträgt. Ein Mci'kmal jeder derartigen Hoch Π π Wv-

15

22,07 21,81 0,8 36₇ l,l:>2₆

1,241-j 1,704-,

0,370 j C.5O5

0,035 I 0,047

1,808 j 1,7405

1.993 i 1.915

0.033 j 0.045

1,841 ! 1.785

25.71 \ 25,98

0.845 j 1.152

2.295, j 2.213, 343 !468

Die Bestrahlung gemäß dem Ausführungsbeispiel I konn.; jeweils nach 5 d, die des Ausführungsbeispieis !! nach 7d wiederholt werden, wobei in beiden Fäller, etwa 3.5 h Abschaltzeit auftrat, um den zu bestrahlenden Stoff auszutauschen. Die beiden Ausführungsbeispiele zeigen den Einfluß eines höheren und niedrigeren Flusses.

Nach über 5 Monaten Abkühlzeit war das Pa 233 in U 233 zerfallen, und der Brennstoff hatte folgende endgültige Zusammensetzung (Anzahl der Atome 1000 Atome Th und kg/t wt):

(.0

^ft5 Strahlung is! die kurze mittlere Lebensdauer von U 233 (in den berechneten Ausführungsbeispielen 3,858 d für Ausführungsbeispiel 1 und 5,511 d für Ausführungsbeispiel II). Der einzige Grund dafür, daß so viel Atome U 233 nach der Neutronenbestrahlung übrigbleiben, besteht darin, daß die meisten von ihnen später in diesem Zeitintervall gebildet werden, jedoch getrennt von der relativ großen Menge von U 233, die nach der Bestrahlung durch den Pa 233 — Zerfall gebildet wird (die Abkühlzeit muß dafür mindestens 5 Monate betragen, um vollständig zu sein). Es ist auch ersichtlich, daß die Neutronenmultiplikation für dieses System ziemlich gering ist. Die Spaltrate (und damit die Wärmeübertragur.gsrate) steigen am Ende der Bestrahlung stark an. aber der gesamte Spaltproduktanteil entspricht nur einer 343 bzw. 468 MWd(th)-Bestrahlung/t Brennstoff für die Auslührungsbeispiele I bzv>. II.

Die durchschnittliche Wärmeerzeugung entspricht daher 70,7 MW/t für das Ausführungsbeispiel I und 68.3 MW t für das Ausführungsbeispiel II. aber der Maximalwert am Ende der Bestrahlung ist um einen Fakter 2.637 für das AusfT,rungsbeispiel I und 2.630 für das Ausführungsbeispiel II höher. Diese Wärmeerzeugung von etwa 185 MW/l muß jedoch nr.r während der letzten 4h der Bestrahlung gehandhabt werden; sie beträgt ein Mehrfaches des vorgesehenen Maximums für einen vergleichbaren arbeitenden Kernreaktor; dafür ist jedoch ein schnellerer Kühlmitteldurchnuß kurzzeitig als in einem normalerweise betriebenen Reaktor möglich. Wenn diese Wärmeerzeugung zu Schwierigkeiten Anlaß geben sollte, kann das Verfahren abgewandelt werden, indem ein noch kürzeres Bestrahlungsintervall und ein höherer Fluß verwendet werden, wodurch jedoch der Anteil von U 234 im Brennstoff steigt. Im Bedarfsfall kann auch der Fluß während der letzten Stunden oder des letzten Tags der Bestrahlung verringert werden, wodurch allerdings die mit dem Verfahren gemäß der Erfindung erreichbaren Vorteile etwas verlorengehen, das das Aufteilungsverhältnis sich dann so ändert, daß die unmittelbare Bildung von U 233 ansteigt. Wahlweise können auch kleinere Tablettendurchmesscr verwendet werden, um die Wärmeabfuhr zu erleichtern, falls es sonst möglich ist.

Aus den vorangegangenen Ausführungen ist ersichtlich, daß jede Unterbrechung der Neutronenbestrahlung nachteilig ist, da der Zerfall von Pa 233 in U 233 auftritt. Es ist auch ersichtlich, daß bei höherem Fluß kein größeres Ansteigen des Brennstoffgehalts an U 234 auftritt, da die erforderliche kürzere Bestrahlung bei Verwendung eines höheren Flusses die Änderung im Verzweigungsverhältnis ausgleicht.

Der Mindesitluß, der verwendet werden kann, um die Vorteile gemäß der Erfindung zu erreichen, beträgt nieiit wesentlich weniger als der Fluß vom Ausführungsbcispicl I und sollte daher nicht weniger als etwa 2—2,5 · I0¹⁵ cm~²sec~' betragen. Der begrenzende Faktor besteht darin, daß die Gesamtbcstrahlungszeit beträchtlich weniger als 27d. die Halbwertszeil von Protactinium 233, betragen muß.

Wenn der Fluß ansteigt, muß die Bestrahlungszeit verringert werden. Die Zeit, c'ie zum Austausch der zu bestrahlenden Brennstoffladungen erforderlich ist. wird danii zu groß. Schwierigkeiten bei der Wärmeabfuhr vom Brennstoff oder die Verfügbarkeit und die Kosten von Quelien mit hohem Fluß können ebenfalls eine obere Grenze für die Flußdichte d:i; .!eilen.

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Wenn Flüsse über etwa 4 7· 10"' cm ²sec ' verwendet werden, wird eine außerordentlich große \nzahl von Neutronen durch Thorium 233 cingcfangen. Flüsse mit einem derartigen Wert reduzieren auch die Bestrahlungszcit auf etwa 9 14h. Die Spaltwärme von U 233 steigt mit dem Fluß an. aber sobald die Bestrahlungszcit verringert wird, bleibt sie erträglich. Andererseits steigt die Brennstofferwärmung durch die Einfangvorgänge mit dem Fluß an. und es ist kein Kompensationsfaktor vorhanden, der auf der Verweilzeit beruht.

Der Abbrand, der mit dem Brennstoff geir.;iü den Ausführungsbeispiclen I und II in einem typischen Kernreaktor erzielt werden kann, kann in folgender Weise berechnet werden. Die Spaltprodukte und ein berechenbarer Anteil von U 234 entstehen durch kurze Bestrahlung von 343 bzw. 468 MWd(th),t im Reaktor, so daß der Abbrand des Brennstoffs genau genug berechnet werden kann, indem die Spaltproduktvergiftung vernachlässigt, aher etwas mehr als 343 bzw. 468 MWd(th)/t subtrahiert wird. Diese Subtraktion erlaubt eine Berücksichtigung sowohl der Vcigiftung als auch des NcutroncnUberschusses. der durch den Brennstoff zu Beginn des Abbrands auftritt. Dafür wird im folgenden ein Faktor von 1,6 verwendet werden, aber die betrachtete Große ist fast vernachlässigbar.

Der Überschuß von U 234 über die Menge, die bei einem derartigen kurzen Abbrand auftreten würde, beträgt 2.003 bzw. 1,777 Atome 1000 Atome Th. U 234 ist ein Brutstoff wie Thorium mit einem Neutronencinfangsquerschnitt. oi.r das 12,86fache desjenigen von Thorium ist. Wenn jedes Atom U 234 durch 12,86 Atome Thorium ersetzt wird, wird also ein gutes Äquivalent in erster Näherung erreicht. Tatsächlich wird U 234 schneller zerstört, ferner ergibt es U 235. der ein etwas schlechterer Brennstoff als U 233 ist, so daD zu einem späteren Zeitpunkt eine geringere Absorption und auch ein etwas geringerer Wirkungsgrad vorhanden ist, als es die in Betracht gezogene, äquivalente Menge von Thorium ergeben würde. Die Abweichungen zweiter Ordnung können vernachlässigt werden. Auf dieser Grundlage werden die »Äquival. U 233«-Werte in der oben vorhandenen Aufstellung als Anzahl von Atomen U 233 (1000 + 12.86.x) Atome Th 232 erhalten, wobei χ Atome den Anteil an U 234 bedeuten.

Der Abbrand für Brennstoff in einem bekannten keaktorsystem mit dieser Konzentration von U 233 betrügt 34000 bzw. 32 500MWd(th)/t für die Ausführungsbeispiele I bzw. II, und nach Subtraktion der Anfangsbestrnhlungen betragen die zu erwartenden Abbrände 33.5 bzw. 31,7 · 10^Λ MWd(th) t. Daraus folgt, daß ein Abbrand von mindestens 30 000 MWd(th)t in einem geeignet aufgebauten DjO-moderierten Reaktor erhalten werden kann.

Weitere Energie kann durch das U 233 in den nachfolgTiden Brennstoffzyklen erzeugt werden, wenn es mit Thorium in irgendwelchen gewünschten Anteilen kombiniert wird. Durch das Verfahren gemäß der Erfindung werden also Vorräte an U 233 erzeugt, ohne daß notwendigerweise Spaltstoff verbraucht wird.

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Claims

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Patentansprüche:

!. Verfahren zur Umwandlung von Thorium 232 in Uran 233, wobei eine Thorium-Verbindung mit einem thermischen Neutronenfluß bestrahlt wird, so daß ein beträchtlicher Teil des Thoriums 232 in Protactinium 233 umgewandelt wird, wobei die bestrahlte Verbindung nach einer gewissen Bestrahlungsdauer aus dem Neutronenfluß entfernt und darauf eine gewisse Zeit lang gewartet wird, bis sich in der bestrahlten Verbindung ein Teil des Protactiniums in Uran 233 umgewandelt hat, dadurch gekennzeichnet, daß zum Bestrahlen der Thorium-232-Verbindung ein Neutronenßuß von mindestens 3 · 10¹⁵ cm"² see"¹ und höchstens 7 · 10¹⁶ cm"² -see"¹ für höchstens 7d und mindestens 9h Bestrahlungszeil verwendet wird und daß die Wartezeit nach der Bestrahlung mindestens 5 Monate beträgt, während der die Verbindung gekühlt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die thermische Neutronenflußdichtc 5 · 10¹⁵ cm"^asec"' und das Zeitintervall 4,8d beträgt.
3. Verfahren nach Anspruch 1. dadurch gekennzeichnet, daß die thermische Neutronenflußdichte 3,5· 10¹⁵Cm-³SeC"' und das Zeitintervall 6,9d betragt.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der thermische Neutronenfluß 5 · 10¹⁵—3,5 · ΙΟ¹⁵ Cm-²SeC"¹ und das Zeitintervall 4,8 bis 6,9 d betrag:.
5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Thoriumverbindung Thoriumoxyd ist.