DE1809163A1 - Verfahren und Vorrichtung zur Behandlung bestrahlter keramischer Kernbrennstoffelemente - Google Patents

Verfahren und Vorrichtung zur Behandlung bestrahlter keramischer Kernbrennstoffelemente

Info

Publication number
DE1809163A1
DE1809163A1 DE19681809163 DE1809163A DE1809163A1 DE 1809163 A1 DE1809163 A1 DE 1809163A1 DE 19681809163 DE19681809163 DE 19681809163 DE 1809163 A DE1809163 A DE 1809163A DE 1809163 A1 DE1809163 A1 DE 1809163A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
nuclear fuel
pieces
ball mill
shell
drum
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.)
Withdrawn
Application number
DE19681809163
Other languages
English (en)
Other versions
DE1809163B2 (de
Inventor
Georges Manevy
Georges Matcheret
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of DE1809163A1 publication Critical patent/DE1809163A1/de
Publication of DE1809163B2 publication Critical patent/DE1809163B2/de
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/48Non-aqueous processes
    • 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
    • G21C19/34Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
    • 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
    • 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
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, 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)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Description

  • Verfahren und Vorrichtung zur Behandlung bestrahlter keramischer Kernbrennstoffelemente Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung sur Behandlung von bestrahlten Xernbrennstoffeleenten,die keraije sches Brennmaterial enthalten, wobei zunächst das Kernbrennmaterial von der Hülle getrennt und dann in Fluoride umgewandelt wird, Die erste Stufe der Behandlung bestrahlter Kernbrsnnstoffelemente besteht im allgemeinen in einer Trennung der Hülle von dem darin enthaltenen Brennmaterial. Die für mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktoren bestimmten Kernbrennstoffelemente besitzen im allgemeinen die Porm von Tabletten aus gesintertem, also verhältnismäßig zerbrechlichem Keramikmaterial, die in einer Hülle geringen Durchmessers aus rostfreiem Stahl gestapelt sind.
  • Um das Brennmaterial aus der Hülle zu extrahieren, sind bereits verschiedene Methoden bekannt, Insbesondere ist ein chemischen Verfahren zur Zerstörung der Hülle durch Einwirkung eines Gasgemisches von Fluorwasserstoffsäure und Sauerstoff bei stwa 6000 C bekannt. Es ist auoh ein mechanisches Verfahren bekannt, wobei das Kernbrennstoffelement zu kurzen Stücken zerschnitten oder in die Hülle Löcher gebohrt werden, um anschließend den Angriff von Fluorierungsreagenzien auf das Kernbrennmaterial von innen her su ermöglichen.
  • Keines dieser bekannten Verfahren ist voll befriedigend. Das erste weist als Nachteile auf, daß stark korrodierende Reagensien bei 6000 C benutzt werden und beim Enthülsen Produkte entstehen, welche die Beseitigung des Urans und Plutonlums in der Fluorierungephase stören könnten. Das zweite Verfahren führt nur schwer zu einer vollständigen Umsetzung, insbesondere wenn der Brennstoff ein Oxid (U02 oder U02-Pu02) ist Die bei der Bildung von UF6 auftretenden Zwischenprodukte sind feste Stoffe und hindern die Diffusion der Reagenzien und der Umsetzungsprodukte zur Oberfläche der Tabletten, Es bildet sich die Zwischenverbindung U30B, deren spezifisches Volumen größer als das des Ausgangsoxids U02 ist und die die Tabletten in der Hülle blockiert.
  • Die Erfindung bezweckt ein Verfahren, das den praktischen Anforderungen besser als die bisherigen Verfahren entspricht und inabew sondere eine rasche und vollständige Extraktion des Kernbrenn-Stoffs aus der Hülle und eine Beschleunigung der.gleichzeitigen oder anschließenden Angriffsreaktion garantiert. Zur Lösung dieser Aufgabe wird erfindungsgemäß ein Behandlungsverfahren vorgeschlagen, wobei nach Zerschneiden des Kernbrennstoffele@ menge zu Stücken geringer Länge diese StUcke in einer.rotierenden Kugelmühle genügend lange, um das Zerbröckeln des Brennmaterials und sein Herausfallen aus den Stücken der Hülle in Pulverform zu bewirken, gehämmert werden.
  • Dieses Verfahren eignet sich insbesondere für Oxide des tirane und/oder Plutoniums, die gegenwärtig diejenigen Brennstoffe sind, welche in mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktoren am häufigsten.verwendet werden. Es eignet sich aber ebenso für keramische Kernbrennstoffe, die aus gesinterten Carbiden, Nitriden oder allgemeiner den gesinterten keramischen Kernbrennstoffen bestehen, welche genügend zerbrechlich sind, daß ate durch die Stöße von Kugeln aur die Stücke pulverisiert werden.
  • Die Erfindung besteht ferner in weiteren Maßnahmen, die vorteilhafterweise in Verbindung mit den oben erwähnten, Jedoch auoh unabhängig davon angewandt werden können, sowie in einer Vorrichtung zur Ausführung des obigen Verfahrens.
  • Die Erfindung wird erläutert durch die folgende Beschreibung einer nur als Beispiel angegebenen Ausführungsform, wobei auf die beigefügten Zeichnungen Bezug genommen wird. Hierin zeigen: Fig. 1 gans schematisch eine Kugelmühle, in der die Trennung der Stücke der Hülle und des Kernbrennstoffs am Ausgang erfolgt und die einen Peil einer für Urandioxid-Kernbrennstoffelemente bestimmten erfindungsgemäßen Behandlungsvorrichtung bildet; Fig. 2 ähnlich Fig. 1 schematisch eine Vorrichtung, in der eine Fluorierung des Kernbrennstoffs in der Kugelmühle selbst bei Gegenstromführung der Stücke und der Fluorierungsmittel erfolgt.
  • Die in Fig. 1 gezeigte, in einer nicht gezeigten dichten Schutzkammer aufgestellte Vorrichtung ist zur Behandlung von Kernbrennstoffelementen beßtimmt, die Jedes aus einer Säule von Tabletten von Urandioxid UO2 oder von dem gemischten Oxid UO2-PuO2 in einer Hülle aus rostfreiem Stahl besteht. Diese Kernbrennstoff- @ elemente 10 werden durch eine schematisch geneigte Scheren. batterie 14 zu Stücken 12 zerschnitten. Die Stücke 12 fallen in einen Einlauftrichter 16 einer Kugelmühle 18 mit Stahlkugeln.
  • Diese Kugelmühle besteht aus einer um Zapfen 22 drehbaren Trommel 20, die leicht, geneigt ist, um die Weiterförderung der Stücke der behandelten Kernbrennstoffelemente zu bewirken. Diese Trommel 20 ist in einem als Halter dienenden'feststehenden Mantel 24 angeordnet. Die Trommel 20 ist mit regelmäßig verteil-'' ten Querwänden 26 versehen, die an ihrem Umfang Durchtrittsöffnungen 28 für die Stücke besitzen. Diese Durchtrittsöffnungen sind genügend klein bemessen, daß die Wände die Kugeln 30 zurückhalten. Um das Anheben der Kugeln längs der zylindrischen Wand zu erleichtern und ihre Fallhöhe zu vergrößern, ist die Innenseite der Wand mit mehreren, beispielsweise sechs, längs Mantellinien angeschweißten Längsrampen 32 versehen.
  • Die Trommel 20 speist einen Auslauftrichter 34, der die Stücke der Hülle und das gepulverte Brennmaterial auf ein Sieb 36 ag.'-' führt, das durch nicht gezeigte Vorrichtungen in Schwingungen versetzt wird, Die Stücke der leeren Hülle gleiten über das Sieb 36 utd werden abgeflihrt, während das gepulverte Kernbrennstoff-' material durch das Sieb geht und sich in einem Sammelbehälter 38 sammelt.
  • Die Arbeitsweise der Vorrichtung erscheint klar: Beim Drehen der Trommel 20 durch einen Motor 40 unterliegen die längs der Trommel wandernden Stücke der hämmernden Einwirkung der Kugeln 30.
  • Das Brennstoffmaterial zerbröckelt allmählich und tritt aus den Enden der Stücke der Hülle auß, die längs der Trommel umlaufen und sich allmählich entleeren. Am Ausgang der Kugelmühle fallen diese Stücke auf das Schwingsieb 36, wodurch der gepulverte Kernbrennstoff in einem Sammelbehälter 38 getrennt von den leeren Hüllenstücken aufgefangen werden kann0 Im folgenden ist als Beispiel, ohne die Erfindung darauf su begrenzen, eine Ausführungsform des erfindungsgemäßen Verfahrens beschrieben. Die zu behandelnden Kernbrennstoffelemente bestehen aus einer Säule von Tabletten von 5,7 mm Durchmesser aus gesintertem U02 in einer Hülle aus rostfreiem Stahl von 0,9 mm Wandstärke und 6,7 mm Außendurchmesser. Diese Elemente sind in Stücke von etwa 15 mm Länge zerschnitten und werden in die Kugelmühle eingeführt, deren Trommel sich mit 60 Umdrehungen/Min. dreht Die Dauer der Behandlung zur vollständigen Entleerung des Kern brennstoffinhalts aus 90 Hüllenstücken beträgt 15 Mini, wenn man 12 Kugeln von 31 mm Durchmesser und Je t20 g Gewicht verwendet. Sie beträgt nur 10 Mini, wenn man zum Entleeren des Kernbrennstoffs aus 100 Hüllenstücken 10 Kugeln mit 40 mm Durchmesser und je 270 g Gewicht benutzt. Im letzteren Fall verbleibein jedoch in einigen Hüllenstücken einige nicht entfernte U02.
  • Teilchen. Wie ersichtlich, ermöglicht die Erhöhung des Kugelgewichts eine Verringerung der Behandlungsdauer0 Dieses Gewicht kann Jedoch nicht unbegrenzt erhöht werden, da ein gewisses "Verstemmen" der Hüllenstücke an den Enden auftritt, wodurch sie verschlossen werden und der Austritt des Oxidpulvers behindert wird. Man muß also innerhalb annehmbarer Grenzen bleiben und sich im obigen Fall mit Kugeln von höchstens einigen 100 g Gewicht begnügen.
  • Nach beendetem Arbeitsgang verfügt man am Ausgang der Kugelmühle über das isolierte Oxidpulver, das für anschließende Behandlungen bereit ist, die einerseits die flüchtigen Hexafluoride UF6 und PuF6 und andererseits Verbindungen, welche Spaltprodukte enthalten, liefern sollen.
  • Wie bereits oben gesagt, eignen sich das erfindungsgemäße Verfahren und die erfindungsgemäße Vorrichtung bestens zur unmittelbaren Fluorierung9 welche zu den flüchtigen und daher von den Fluoriden der Spaltprodukte leicht abtrennbaren Verbindungen UF6 und PuFs führt. Diese Fluorierungsbehandlung kann in mehreren Stufen auf verschiedene Weise erfolgen, wobei bestimmte Verfahrensweisen den Vorteil besitzen, daß nur eine einzige Vor richtung benötigt wird, um gleichzeitig oder nacheinander die Kernbrennstoffelemente von der Hülle zu befreien und einen Teil der anschließenden Fluorierungsbehandlung, der zu UF4 und PuF4 führt, durchzuführen.
  • 1. Eine erste Verfahrensweise besteht darin, die vollständige Pluorierungsbehandlung in zwei Stufen durchzuführen: a) entweder durch eine Oxydation bei etwa 4000 C zu U3O8 und PuO2 in der Kugelmühle und anschließende Fluorierung zu UF6 und PuF6 anßerhalb der Kugelmühle oder b) durch eine Vorfluorierung mittels Fluorwasserstoffsäure zu UF4 und PuF4 in der Kugelmühle und anschließende Fluorierung. a) Im Fall der Oxydation reagiert der Sauerstoff mit dem Uran dioxid UO2 bei einer Temperatur von etwa 4000 C und liefert das Oxid U308 in Form feiner Teilchen. Der Vorteil dieser Verfahrensweise ist, daß U308 sich durch Einwirkung von Fluor viel leichter als das Urandloxid UO2, selbst wenn es pulverisiert ist, zu Hexafluorid umsetzen läßt. Außerdem ist das U3O8 noch zerbrechlicher als UO2, und die Oxydation erleichtert das Entfernen der Hülle, wenn dieser Arbeitsgang gleichzeitig vorgenommen wird. b) Im Fall einer Vorfluorierung durch Fluorwasserstoffsäure gefolgt von einer vollständigen Fluorierung, laufen die folgenden Reaktionen bei etwa 4000 a ab: Die Vorteile dieser Verfahrensweise liegen in der Verringerung des Fluorverbrauche sowie darin, daß eine zusätzliche Dekontaminierung ermöglicht wird, da bestimmte, mit der Fluorwasserstoffsäure flüchtige Fluoride liefernde Spaltprodukte bei dieser Verfahrenastufe in der KugelmUhle abgetrennt werden und sich daher nicht in den gebildeten Tetrafluoriden von Uran oder Plutonium wiederfinden, welche fest sind.
  • In beiden Fällen verwendet man für die erste Stufe die in Fig.1 gezeigte Vorrichtung bei kontinuierlichem oder diskontinuierlichem Betrieb. Bei kontinuierlichem Betrieb führt man das gasförmige Reagens im Gegenstrom zu den Stücken, während die Entleerung der Hüllen erfolgt. Bei diskontinuierlichem Betrieb führt man das Reagens am Ende des mit einer Füllung Yon Stücken durchgeführten, Arbeitsgangs der Entleerung der Hüllen durch.
  • In beiden Fällen kann man die Trommel der Kugelmühle als Heizmantel benutzen. Für eine kontinuierliche Verfahrensweise muß die gemäß Fig. 1 beschriebene Vorrichtung an ihrer stromabwärte gelegenen Seite (am rechten Ende in Fig. 1) eine Zuführungsleitung für das Reagens und an der stromaufwärts gelegenen Seite eine Abführungsleitung für die flüchtigen Reaktionsprodukte und überschüssiges Reagens besitzen0 Die Neigung der Vorrichtung wird so gewählt, daß der Durchlauf der Stücke mit einer solchen Geschwindigkeit erfolgt, daß das Kernbrennstoffmaterial während einer für die vollständige Fluorierungsreaktion ausreichenden Zeit in der Kugelmühle verbleibt0 Selbstverständlich müssen die Vorrichtungen zum. Eintragen und Austragen der Stücke mit dichten Schleusen versehen sein, um das Entweichen von in der Kugelmühle strömenden gasförmigen Produkten zu vermeiden.
  • Für einen diskontinuierlichen Betrieb fügt man der mit Bezug auf Fig. 1 beschriebenen Vorrichtung eine Reagenszuleitung und eine Ableitung für flüchtige Produkte an, die mit Filtern zur Verhinderung des Mitreißene von Pulvern versehen ist. Die erhaltenen Produkte, d.hB die feinen Oxidteilchen U308 und Pu02 in einem Fall und die Tetrafluoride im anderen Fall, sind fest und können in einen für die vollständige Fluorierungsreaktion geeigneten Reaktor ausgetragen werden.
  • 2. Eine zweite Verfahrensweise besteht darin, die Pluorierungsbehandlung in drei Stufen durchzuführen: Zunächst eine Oxydation, die in der Kugelmühle selbst durchgeführt wird und zu Oxiden U308 und PuO2 führt: -Eine Vorflhorierung durch Fluorwasserstoffsäure, um die festen Tetrafluoride UF und PuP4 zu erhalten, die ebenfalls in der 4 Kugelmühle durchgeführt werden kann; Schließlich eine Fluorierung mittels Fluor, welche die flüchtigen Hexafluoride UF6 und PuF6 liefert.
  • Die beiden ersten Stufen dieser Behandlung in der Kugelmühle können diskontinuierlich durch aufeinanderfolgende Zugabe der Kombinations-Reagenzien oder kontinuierlich unter Verwendung eines / reaktors, der mehrere aufeinanderfolgende Reaktionsbereiche enthält, durchgeführt werden* Fig, 2 zeigt schematisch eine Vorrichtung zur kontinuierlichen Durchführung der Oxydationsstufe und der Vorfluorierungsstufe der oben beschriebenen, aus drei Stufen bestehenden vollständigen Behandlung in der Kammer der Kugelmühle. Zur Verein fachung sind entsprechende Teile der Fig. 1 und 2 mit den gleichen Bezugsseichen bezeichnet, die jedoch in Fig. 2 mit einem Indexetrich versehen sind, Die Vorrichtung besitzt eine zylindrische Kammer 24e, in der die Trommel 209 der Kugelmühle angeordnet ist0 Nur ein erster Abschnitt 42 dieser Trommel besitzt Trennwände 26' zum Zurückhalten von Kugeln 30'. Der zweite Teil der Trommel, der ohne Trennwände ausgebildet ist,wird von nicht gezeigten Heizvorrichtungen umgeben, wodurch die Temperatur in ihm geregelt werden kanne In diesem zweiten Teil mündet am stromabwärts gelegenen Ende der Trommel eine Fluorwasserstoffsäure-Zuführungsieitung 48. An einem mittleren Punkt mündet eine Sauerstoffzuführungsleitung 50. Diese beiden Leitungen sind selbstverständlich in die Tronel durch eine Drehdichtung eingeführt. Man kann den zwischen der letzten Wand 26 und de@ Hündung der Leitung 50 liegenden Bereich 44 als einen Oxydations-Vorfluorierungsbereich und den Endbereich 46 als einen Vorfluorierungsbereich bezeichnen. Eine Zuführungsschleuse 52 für Stücke und eine Austragechleuse 54 für entleerte Hüllenstücke und die festen Reaktionsprodukte sind offensichtlich vor. gesehen.
  • Die Arbeitsweise der Vorrichtung ergibt sich aus der obigen Be° schreibung: Die Stücke der Kernbrennstoffelemente werden nach einander im Bereich 42 von den Hüllen getrennt. Das Urandioxid wird im Bereich 44 zu U308 oxydiert und teilweise fluoriert, wobei dieser Bereich durch die Heizvorrichtungen bei einer Temperatur von etwa 4000 C gehalten und von dem Gemisch von Fluorwasserstoffsäure und Sauerstoff, die durch die Leitungen 48 bzw. 50 zugeführt werden, durchspült wird. Schließlich erfolgt die Vorfluorierung zu UF4 und PuF4 im Bereich 46, der durch Heizvorrichtungen bei etwa 5000 a gehalten wird und durch den im Gegenstrom reine zugeführte Fluorwasserstoffsäure strömt. Die entleerten Hüllenstücke, die nicht fluorierten Spaltprodukte und das Gemisch der Tetrafluoride werden von der Austrägschleuse 54 aufgenommen. Die flüchtigen Spaltprodukte und der Überschuß an Fluorwasserstoffsäure und Sauerstoff entwe,chen durch den Rohrstutzen 22' und die Leitung,56. Die aufgefangenen Fluide können in üblicher Weise gereinigt und in Hexafluoride umgewandelt werden.
  • Die obige Verfahrensweise bssitst verschiedene Vorteiler Tor allem führt die Vorbehandlung mit Fluorwasserstoffsäure, für welche man befriedigende Drehdiohtungen herstellen kann, zu einer anschließenden Einsparung an Fluor, das ein teures Reagens ist. Da die Endbehandlung in Gegenwart von reiner Fluorwasserstoffsäure und nicht mit einem Gemisch HP-02, das zu einem Produkt mit immer noch einem hohen Gehalt an Oxid fuhren würde, durchgeführt wird, wird ein größer Teil des Urans und Plutoniums zu Tetrafluorid voriluoriert. Eine Teildekontaminierung erfolgt durch das Entweichen von flüchtigen Spaltprodukten durch die Leitung 56.
  • Die Erfindung kann vielfach abgewandelt werden, insbesondere hinsichtlich der Art der zur Umsetzung des als Oxid vorliegenden Kernbrennstoffe zum Fluorid benutzten Fluorierungsmittel. Je nach der Art dieser Mittel (Fluorwasserstoffsäure, Fluor, Brompentafluorid usw.) sind die in der Vorrichtung einzuhaltenden Temperaturen offensichtlich verschieden.

Claims (7)

  1. Patentansprüche 1.) Verfahren zur Behandlung bestrahlter Kernbrennstoffelemente, die aus einem keramischen Kernbrennmaterial in einer Hülle bestehen, wobei zuerst die Kernbrennstöffelemente in Stücke geringer Länge zerschnitten werden, das Kernbrennstoffmaterial von der Hülle getrennt und durch Umsetzung mit Fluorierungsmitteln zu Fluoriden umgewandelt wird, dadurch gekennzeichnet, daß man die Stücke in einer Kugelmühle genügend lange einer hämmernden Einwirkung unterwirft, um das Zerbröckeln des Kernbrennstoffmaterials und seinen Austritt,aus den Hüllenstücken in Pulverform zu bewirken.
  2. 2.) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilchen des gepulverten Kernbrennstoffmaterials von den Hüllenstücken nach Maßgabe ihres Austritts aus den Stücken getrennt werden, indem eie durch die Wände der Kugelmühle hindurchtreten, welche Öffnungen mit kleineren Abmeesungen als die Abmessungen der Hüllenstücke aufweisen.
  3. 3.) Verfahren nach Anspruch 1 oder 2 zur Behandlung von Kernbrennstoffelementen, deren Kernbrennmaterial aus Urandiozid oder Urandioxid und Plutoniumdioxid besteht, dadurch gekennzeichnet, daß das Kernbrennmaterial bei einer Temperatur von etwa 4000 Q nach Maßgabe der Zerkleinerung durch Einführung eines Oxydationsmittels in die Kugelmühle zu U308 und Pu02 oxydiert wird.
  4. 4.) Verfahren nach Anspruch 1,2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Kernbrennmaterial durch Einführung eines Vorfluorierungsmittels in die Kugelmühle su UF4 oder PuF4 vorfluoriert wird.
  5. 50) Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß das @@@ @@@@@@@@ gekennzeichnet, daß das Vorfluorierungsmittel aus HF oder BrF5 besteht.
  6. 6.) Vorrichtung zur Behandlung keramischer Kernbrennstoffelemente. gekennzeichnet durch eine Kugelmühle mit einer drehbaren Trommel @@@@@@@@ @@@ @@@@@ drenbaren Trommel (20 oder 20') mit Abteilungswänden (26,26'), einer Schneidvorrichtung (14) zum Zerschneiden der zu behandelnden Kernbrennstoffelemente in Stücke von kleineren Abmessungen als die der Durchtrittsöffnungen (28 oder 28') in den die Kugeln zurückhaltenden Äbteilungswänden, wobei die Trommel der Kugelmühle so geneigt ist, daß die Stücke (12) allmählich einer Austragvorrichtung (34 oder 54X) der Hüllenstücke und des Kernbrennstoffs zugeführt werden.
  7. 7.) Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Kugelmühle eine dichte Kammer (18), eine Einführungsschleuse (52) zur Einführung der Kernbrennstoffelementstücke in die Kammer und eine Austragschleuse (54) zum Austragen der leeren Hüllenstücke und des Kernbrennmaterials aus der Kammer besitzt, wobei die Kugelmühle von stromaufwärts nach stromabwärts iri der Durchlaufrichtung der Stücke einen Mahlbereich (42), wo die Trennung der Hüllen vom Kernbrennstoffmaterial erfolgt, einen einen Ofen bil-"-denden geheizten Bereich, stromabwärta vorn geheizten Bereich liegende Zuführungsvorrichtungen für die Vortluorierung und Oxydationsreagenzien und stromaufwärts vom Mahlbereich eine Abführungsvorrichtung für die flüchtigen Spaltprodukte und überschüssigen Reagenzien besitzt.
DE19681809163 1967-11-21 1968-11-15 Verfahren und vorrichtung zur behandlung stabfoermiger be strahlter keramischer kernbrennstoffelemente Withdrawn DE1809163B2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR129085 1967-11-21

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE1809163A1 true DE1809163A1 (de) 1970-03-19
DE1809163B2 DE1809163B2 (de) 1971-06-16

Family

ID=8642040

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19681809163 Withdrawn DE1809163B2 (de) 1967-11-21 1968-11-15 Verfahren und vorrichtung zur behandlung stabfoermiger be strahlter keramischer kernbrennstoffelemente

Country Status (10)

Country Link
BE (1) BE722979A (de)
CH (1) CH505443A (de)
DE (1) DE1809163B2 (de)
ES (1) ES360437A1 (de)
FR (1) FR1552176A (de)
GB (1) GB1171257A (de)
IL (1) IL30961A (de)
LU (1) LU57316A1 (de)
RO (1) RO58521A (de)
SE (1) SE337870B (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4687600A (en) * 1981-02-05 1987-08-18 Kernforschungsanlage Julich Gmbh Process for the separation of coated nuclear fuel particles from a graphitic matrix and installation for implementing the process

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS604890A (ja) * 1983-06-23 1985-01-11 株式会社日立製作所 セラミツク核燃料再処理における前処理方法
KR100347107B1 (ko) * 1999-10-28 2002-07-31 한국전력공사 원전연료 펠릿의 탈피복 방법 및 장치
FR3053151B1 (fr) * 2016-06-23 2018-08-10 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede de dissolution d'un combustible nucleaire
EP3970163A4 (de) 2019-05-17 2023-01-04 Metatomic, Inc. Systeme und verfahren zur herstellung von brennstoffsalzen für schmelzsalzreaktoren
US10685753B1 (en) 2019-05-17 2020-06-16 Metatomic, Inc. Systems and methods for fast molten salt reactor fuel-salt preparation

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4687600A (en) * 1981-02-05 1987-08-18 Kernforschungsanlage Julich Gmbh Process for the separation of coated nuclear fuel particles from a graphitic matrix and installation for implementing the process

Also Published As

Publication number Publication date
LU57316A1 (de) 1969-02-25
BE722979A (de) 1969-04-01
RO58521A (de) 1975-09-15
IL30961A0 (en) 1970-01-29
CH505443A (fr) 1971-03-31
IL30961A (en) 1972-07-26
SE337870B (de) 1971-08-23
ES360437A1 (es) 1972-01-01
FR1552176A (de) 1969-01-03
DE1809163B2 (de) 1971-06-16
GB1171257A (en) 1969-11-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1592427A1 (de) Aufarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff
DE2855821A1 (de) Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium
DE2621795A1 (de) Extraktionsverfahren
DE3332954C2 (de)
DE1809163A1 (de) Verfahren und Vorrichtung zur Behandlung bestrahlter keramischer Kernbrennstoffelemente
EP1685573A2 (de) Verfahren zum trennen von uran (vi) von aktiniden (iv) und/oder (vi) und verwendung dafür
CH615649A5 (de)
DE69500881T2 (de) Oxidation von uranhexafluorid
DE69602153T2 (de) Verfahren und Vorrichtung zur Auflösung eines Oxidgemisches von Uran und Plutonium
DE1926827A1 (de) Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren
DE2909401C2 (de) Verfahren zur Aufbereitung zerstrahlter, insbesondere aus Reaktoren stammender Uran und Plutonium enthaltender Kernbrennstoffe
DE3016516A1 (de) Verfahren zur beschleunigung und erhoehung der loeslichkeit von plutoniumdioxid- und uran-/plutoniumoxid-brennstoffen und deren unloeslichen rueckstaenden in salpetersaeure
EP0031067B1 (de) Verfahren zum Auflösen von schwerlöslichen Kernbrennstoffen
DE1592418B2 (de) Verfahren zur aufarbeitung waessriger loesungen bestrahlter reaktorbrennstoffe
EP0170795B1 (de) Verfahren zur Rückgewinnung von Uran-Werten in einem extraktiven Wiederaufarbeitungsprozess für bestrahlte Kernbrennstoffe
DE2151722A1 (de) Verfahren zur Plutoniumtrennung
DE1809163C (de) Verfahren und Vorrichtung zur Behandlung stabförmiger bestrahlter keramischer Kernbrennstoffelemente
US3644104A (en) Process for processing canned irradiated ceramic fuel elements
DE1467322A1 (de) Verfahren zur Wiederaufbereitung von Kernreaktorbrennstoffen
DE69311161T2 (de) Verfahren zur Auflösung von Plutonium Dioxid mittels OH'Radikalen durch Wasserradiolyse erhalten, anwendbar für die Behandlung von Plutonium-enthaltenden Schlämmen und Abfällen
DE1159920B (de) Verfahren zur Trennung von Uranoxyden von den Oxyden des Thoriums und bzw. oder des Plutoniums
DE1150369B (de) Verfahren zum UEberfuehren von Zirkonium und Uran enthaltenden Massen in bestaendige Loesungen
EP0100941A1 (de) Verfahren zum Aufarbeiten eines Kernreaktorbrennstabes
DE1592129C (de) Verfahren zum Wiederaufarbeiten von Kernbrennstoffelementen
DE2057760A1 (de) Verfahren zur verbesserten Spaltproduktabtrennung bei der waessrigen Wiederaufarbeitung von abgebrannten Kernbrennstoffen

Legal Events

Date Code Title Description
E77 Valid patent as to the heymanns-index 1977
8339 Ceased/non-payment of the annual fee