DE2715367A1 - Aufloeser zum herausloesen von kernbrennstoffen aus brennelementabschnitten - Google Patents

Aufloeser zum herausloesen von kernbrennstoffen aus brennelementabschnitten

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DE2715367A1 DE19772715367 DE2715367A DE2715367A1 DE 2715367 A1 DE2715367 A1 DE 2715367A1 DE 19772715367 DE19772715367 DE 19772715367 DE 2715367 A DE2715367 A DE 2715367A DE 2715367 A1 DE2715367 A1 DE 2715367A1
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Description

CKS K I, LSCIIAFT KERNFORSCHUNG MBH
Karlsruhe, den Z9- 5. 1977 PLA 77 18 Sdt/jd
Auflöser zum Herauslösen von Kernbrennstoffen aus Brennelementabschnitten.
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Beschreibung: ι
Die Erfindung betrifft einen Auflöser zum Herauslösen von Kernbrennstoffen aus Brennelementabschnitten bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe, wobei aus Kritikalitätsgründen als Strukturmateruil für den Apparat ein Neutronenabsorber wie /,. B. Hafnium Verwendung findet, bestellend aus einem Auflösegefäß, in vvclclies der durchströmbare, die dem Auflöseprozeß auszusetzenden Brennelementabschnitte enthaltende Auflösekorb einsetzbar ist.
In der Eingangsstufe (Head end) der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen werden die bestrahlten Reaktorbrennelemente zunächst mechanisch Ln kurze Stücke zerschnitten. Die Brennstababschnitte fallen zusammen mit den Strukturkomponenten des Brennelementes (Abstandshalter, Kopf- und Fußstücke) in den Auflöserkorb, welcher sich im Auflösegefaß befindet. Im Auflöser wird mittels siedender Salpetersäure der Kernbrennstoff aus den Brennstababschnitten herausgelöst. Nach beendeter Auflösung wird die Salpeter saure Brennstofflösung abgezogen, die leeren Hülsen mit frischer Säure gewaschen und danach der Korb mit den leeren Hülsen und sonstigem
mit frischem Wasser gewaschen
Strukturmaterial aus dem Auflösergefäß herausgezogen/und entleert. Die Brennstofflösung wird der weiteren chemischen Verarbeitung zur Abtrennung der wiederverwendbaren Kernbrennstoffe, vorzugsweise Uran und Plutonium sowie ggf. Thorium, von den Spaltprodukten zugeführt. Die ausgelaugten Hüllen und das Struklurmaterial stellen einen festen radioaktiven Abfall dar und werden einer entsprechenden Abfallbehandlung und Lagerung zugeführt.
Ein besonderes Problem stellt sich bei der Brennstoffauflösung durch die Anwesenheit von spaltbarem Material, vorzugsweise Uran und/oder Plutonium, sowie von Neutronen moderierenden Stoffen, insbesondere Wasser. Hierdurch ist die Gefahr eines "kritischen Zustandes" des Systems
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gegeben, bei welchem eine sich selbst erhaltende Kernspaltungs-Kettenreaktion ablaufen könnte. Aus diesem Grunde müssen Maßnahmen getroffen werden, die eine solche kritische Exkursion unter allen Umstanden verhindern. Dieses Problem wurde bisher in folgender Weise gelöst:
a) Der Auflöser wurde von den Außenabmessungen her "geometrisch kritisch sicher" konstruiert, d.h. sein«.· Dimcnsioni-n wurden aiii Werte beschränkt, die unter Berücksichtigung des Spaltstoffgehaltes des zur Aufarbeitung vorgesehenen Brennstoffs unter den minimalkritischen Dimensionen liegen. Hierdurch wird aber das Volumen und damit das Fassungsvermögen (Brennstoffdurchsatz) des Auflösers stark begrenzt. Solche Auflöser können unter wirtschaftlichen Bedingungen daher nur für kleine Wiederaufarbeitungsanlagen oder aber für Kernbrennstoffe mit niederem Spaltstoffgehalt (z. B. aus Schwerwasser-Natururanreaktoren) verwendet werden.
b) Um auch für Kernbrennstoffe moderner Leistungsreaktoren mit höherem Spaltstoffgehalt (z. B. Leichtwasserreaktoren mit angereichertem Uranoxid oder mit Plutoniumoxid/Uranoxid als Brennstoff) Auflöser größeren Fassungsvermögens, κ. B. für Anlagendurchs.it/.e von einigen Tonnen Uran pro Tag verwenden zu können,wird bisher der Auflösersäure ein "lösliches Neutror.engi.it", d. h. eine gelöste Substanz mit hohem Einfangsquerschnitt für Neutronen, insbesondere Gadolinium-Nitrat, zugesetzt. Dieses Verfahren hat jedoch den Nachteil, daß das gelöste Neutronengift in dem anschließenden chemischen Aufarbeitungsprozeß zusammen mit dem hochaktiven Abfall verloren geht und nicht zurückgewonnen werden kann. Wegen des hohen Preises und der begrenzten Verfügbarkeit des Neutronengiftos sowie wegen der mit seiner Anwendung verbundenen Vermehrung des hochaktiven Abfalls und der Erschwerung seiner Weiterverarbeitung ist dieses Verfahren sehr unwirtschaftlich. Die Wirtschaftlichkeit wird noch weiter verschlechtert durch die Tatsache, daß die ständige Anwesenheit von Neutronengift in der Auflösersäure durch einen hohen Kontrollaufwand unter weitgehender Verwendung automatisierter
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Kontrollinstrumente laufend verifiziert werden muß, um die Möglichkeit eines Kritikalitätszwischenfalles auszuschließen. Es ist auch bereits vorgeschlagen worden, Hafnium zum Zwecke der heterogenen Vergiftung in Wiederaufarbeitungsanlagen einzusetzen.
Die bisher konzipierten Auflöser für große Anlagen, bei denen ebenfalls Kopf-, Fußteile und Abstandhalter der Brennstabbündel mit in den Korb gegeben werden, besitzen Dimensionen von 70 cm Durchmesser und 5 m Höhe. Sie stellenden Betreiber vor g rolie HandhaLun^, sprobleme und müssen zudem mit den erwähnten, löslichen, nicht extrahierbaren Neutronengiften beschickt werden, die ständig neu zugeführt werden müssen und als Salzbildner den hochaktiven Waste belasten (Begrenzung der möglichen Aufkonzentrierung durch an sich Inaktive Salze).
Zusammenfassend kann gesagt werden, daß für große Wiederaufarbeitungsanlageii in der Größenordnung von 1500 Jato Kapazität entweder zu viele geometrisch sichere Auflöser (viele mechanische, störanfällige Einrichtungen und Operationen) notwendig sind, oder lösliche Neutronengifte verwendet werden müssen, die die erwähnten Nachteile aufweisen.
Ausgehend von diesem Stande der Technik hat nun die vorliegende Erfindung zur Aufgabe, unter Verwendung von z. B. Hafnium als Neutronengift einen Auflöser großen Fassungsvermögens vorzugsweise für Brennstoffe mit lioluMii Sp.ι Itstoll'gehalt (/.. Ii. aus Leic htwassor reakt oren mit auge reiche rtoin Uranoxid oder Plutoniumoxid/Uranoxid als Brennstoff oder aus schnellen Brutreaktoren mit Plutoniumoxid/Uranoxid oder mit U 233 und/oder U 235 angereichertem Uranoxid und/oder Uranoxid/Thoriumoxid und/oder Uranoxid/Plutoniumoxid/Thoriumoxid als Brennstoff) zu schaffen, in welchem kein Zusatz von löslichem Neutronengift erforderlich ist. Dabei soll der Auflöser eine Durchsatzsteigerung gegenüber den bekannten Auflösern bzw. einen sehr hohen Durchsatz ermöglichen, dabei jedoch Kritikalitätssicher sein bzw. unterkritische Apparatedimensionen aufweisen.
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Diese Aufgabe wird gemäß der vorgeschlagenen Erfindung bei einem Auflöser der eingangs beschriebenen Art dadurch gelöst, daß der, die brennstoffhaltigen Brennelementabschnitte enthaltende Innenraum des Aufloserkorbes in mehrere Einzelabschnitte bzw. -räume aufgteilt ist. Der I nnen raum enthält dabei Zwischenwände /.iir Aufteilung in Κίη/.ι·! r.'iuine, welche siebartig ausgebildet sind und ebenfalls aus dem selben Material wie die übrigen Teile des Apparates bestehen.
Weiterhin gibt die Erfindung an, daß die Abmessungen der Einzelräume des Auflösekorbes in den Querschnittsebenen den Abmessungen der Außenmaße der Brennelementabschnitte entsprechen und daß die Zwischenwände aus Blechen, Platten, Gittern oder Bolzen mit gleichbleibendem oder variablem Querschnitt bestehen. Dabei kann auch der Querschnitt über die Höhe des Korbes variabel sein oder auch die Zwischenwände freistehend im Innenraum des Auflösekorbes angeordnet sein. Von besonderem Vorteil gemäß der vorgeschlagenen Erfindung ist es, daß der Auflösekorb kreiseförmigen Querschnitt aufweist und die Zwischenwände zur Aufteilung des Innenraumes strahlenförmig oder sehnenartig im Inneren angeordnet sind. Die Erfindung schlägt darüber hinaus weiterhin vor, daß der Auflösekorb quaderiörmigen Querschnitt aufweist, wobei dann die Zwischenwände quer oder winkelig zu den Seitenwänden angeordnet sind. Eine weitere sehr günstige Ausführung sform der vorgeschlagenen Erfindung besteht darin, daß der Auflösekorb ringförmigen Querschnitt aufweist und die Zwischenwände radial im Ringraum angeordnet sind. Dabei können auch die einzelnen Räume aus aneinandergesetzten Rohrstücken bestehen und die Zwischenwände in vorteilhafter Weise perforiert sein. Letzlich besteht ein besonders vorteilhaftes Merkmal der Erfindung darin, daß sich in dem zylindrischen Raum innerhalb des ringförmigen Aufloserkorbes ein auf den Boden des Auflösergefäßes sitzender Verteilerkegel aus dem selben Strukturmaterial befindet, dessen kegelige Spitze über die Oberseite des Aufloserkorbes hinausragt.
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Mit einem Auflöser, welcher die erfindungsgemäß vorgeschlagenen Merkmale aufweist, können nun die folgenden Vorteile erzielt werden:
Der periodische Nachweis der Absorberanwesenheit entfällt praktisch oder muß unter wesentlich erleichterten Bedinungen durchgeführt werden. Letzlich ist es aufgrund der vorliegenden Erfindung möglich, einen Auflöser zu bauen, der einen erheblich größeren Durchsatz als die bisher bekannten aufweist, dabei jedoch die Kritikalitätssicherheit bekannter herkömmlicher und kleinerer Gefäße aufweist.
Weitere Einzelheiten eier Erfindung werden im folgenden anhand der schematischen Figuren 1 ois 5 näher erläutert:
Die Figur 1 zeigt schematisch einen ringförmigen Auflöser für zerschnittene Kernreaktorbrennstäbe, auf der linken Seite (A) mit direkter Heizung in der Lösesäure und auf der rechten Seite (B) mit indirekter bzw. externer Heizung.
Die Figuren 2 und 3 zeigen mögliche Querschnittsformen eines ringförmigen Auflösekorbes für einen Auflöser gemäß der Figur 1.
Die Figur 4 zeigt schematisch einen stab- bzw. quaderförmigen Auflöser.
Die Figur 5 zeigt die Draufsicht auf einen Auflöser mit Auflösekorb gemäß der Figur 4.
In der Figur 1 ist ein ringförmiges Auflösegefäß 1 dargestellt, in welchem sich der ebenfalls ringförmige Auflösekorb 2, dessen mögliche Querschnittsformen in der Figur 2 und 3 dargestellt sind, befinden. In dem Auflösekorb 2 liegen die zerschnittenen Brennstababschnitte 3,
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aus welchen gemäß dem eingangs beschriebenen Wiederaufarbeitungsverfahren der Kernbrennstoff mittels siedender Salpetersäure herausge-1öst wird.
Πιο clurt:li ilic· Hrtiiidung gegeluMicn Beispiele hahiMi alle das Prinzip des Naturumlaiifvei'damplers zur Grundlage. Der Auflöser besteht aus einem kreisringförmigen Tank 1, der mit sogenannten !!eintaschen 4 zur Beheizung des Lösungsmittelkorbes (rechte Version B) versehen ist und den Auflösekorb 2 enthält. Wie bereits oben erwähnt, zeigt die Figur 1 zwei Varianten links und rechts (A und B) bezogen auf ihre Mittellinie. Bei der linken Version (A) ist nun der Wärmetauscher bzw. die Heizung vom Lösetank 1 getrennt. Dazu ist ein mit Dampf beheizter Rohrwärmetauscher 5 in ein Gefäß 6 in den Säurekretslrtuf geschaltet. Kommt z.B. ein Rohrbündelwärmetauscher zum Einsatz, kann dadurch die Gefahr einer Heizflächenverkrustung gesenkt werden. Die siedende Säure wird bei der Version (A) von oben auf den Lösekorb 2 gegeben, wodurch einzelne Brennstababschnitte 3 weniger leicht aufschwimmen können und den Brüdenraum 7 einschließlich der Kreislauf rohre 8, 9, 10 und 11 blockieren können. Diese Rohre 9 und 10 verbinden bei der Version (A) den Wärmetauscherraum 12 im Gefäß 6 mit dem Lösekorb 2 und schließen den Kreislauf.
Die durch die Dumpfblasen spezifisch leichtere Säure steigt bis in den Hrüdenraum 7 auf, wo Dampf und Flüssigkeit getrennt werden. Zur Nutzung der großen Dichtedifferenz beider Phasen, werden die Einlauf rohre 10 bzw. 8 tangential zum Gefäß 1 angelegt, um so eine Zyklonwirkung im Ringraum 13 bzw. im Lüsekrob 2 zu erzielen. Anschließend fließt die Säure mit annähernd Siedetemperatur über das Rohr 9 in den Wärmetauscherraum 12 zurück. Über dem Brüdenraum 7 befindet sich ein Kondensntkühler 14, in dem der Hauptleil des Dampfes zurückkondensiert wird. Als Auflöserabgas treten an der Stelle 15 nur Stickoxide, gasförmige Spaltprodukte, (Jod, Tritium, Edelgase), die dem Taupunkt entsprechende Wasserdampfmenge und das Spülgas der Brennstabschere auf.
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Die rechte Auflöserversion (B) ist vom Auflöserkorb 2 her identisch mit der Version (A), jedoch erfolgt, wie bereits erwähnt, die Heizung über dii· 1 iei/.tasrhon Ί, du· direkt am Auflöset.ink I sit /.en. Außerdem wird der Tank 1 bzw. der Auflösekorb 2 von unten her über die Leitung 8 durchströmt. Nach dem Durchströmen tritt die Flüssigkeit durch die Leitung 1 1 in den Brütenraum 7, von wo sie nach unten wieder zurück in das ringförmige Gefäß 1 geführt wird. Nach beendeter Auflösung kann die Brennstofflösung über den Stutzen 1 6 in die Leitung 17 abgesaugt werden, wobei zur Förderung zweckmäßigerweise eine Dampfstrahlpumpe 18 Verwendung findet. Über dem Brüdenraum 7 findet wie bei der Version A eine Kondensation inu Rcktifii'.icrwirkung über den Kühler 14 staLt, wodurch die cetchricLenen Effekte erzielt werden.
Bei beiden Versionen A und B wird das Auflösergefäß von oben beschickt. Dazu ist auf den Tank 1 ein abnehmbarer Deckel 19 gesetzt, an dessen Innenseite bis zum Korb herab reichende durchlöcherte Leitbleche 20 angesetzt sind, die ebenfalls aus dem Auflöserwerkstoff Hafnium bestehen und neben der Flüssigkeitsführung den Zweck haben, innerhalb des Brennstofflösungsbereiches den Neutronengift- bzw. Absorbermaterialanteii z.u e rhöhen.
Diese Bleche 20 entsprechen etwa den Zwischenstegen bzw. Radialblechen 21, mit denen der Auflöserkorb 2 gemäß der Figur 3 in einzelne Abteilungen LL aufgeteilt ist. Die Bleche 20 sind im Deckel 19 zur Mitte hin ausgespart, so daß ein Einfüllraum 23 mit einer Einfüllöffnung 24 entsteht, die mittels dem weiteren Deckel 25 verschlossen ist. Die Einbringung des Korbes 2 in den Tank 1 erfolgt nun nach Entfernen des Deckels 19, die Brennstababschnitte 3 jedoch werden bei aufgesetztem Deckel 19, jedoch abgenommenem Deckel 25, durch den Einfüllraum 23 in den Korb geschüttet, wobei sie sich durch den Verteilerkegel 26 homogen im Korb 2 verteilen. Der Kegel 26 ist dabei auf den Boden 27 des ringförmigen Tankes 1 aufgesetzt, so daß elLti B reiinstababschnitte in den, zum Korb 2 gehörigen Raum 13 geleitet werden. QOQQ/. ^ /0349
Die Figuren 2 und 3 zeigen mögliche Querschnittsformen des Auflöserkorbes 2. Beiden ist gemeinsam, daß der Ringraum in einzelne Abteile 22 aufgeteilt ist, wobei diese entweder durch Radtalbleche 21 erzeugt werden oder aus aneinandergesetzten Rohrabschnitten 28 gebildet werden. Dabei bestehen die Körbe 2 in ihrer gesamten Struktur ebenfalls aus Hafnium, die Zwischenwände 22 bzw. die Rohrstücke 28 sowie die Böden 29 des Korbes 2 können zur besseren Durchströmung perforiert sein.
Es sind verschiedene Ausführungsformen des Korbes 2 möglich, die nicht weiter dargestellt sind. Allen ist gemeinsam, daß die Abmessungen der Ein zelräume 22 etwa den maximalen Abmessungen der Außenmaße der aufzulösenden Brennstababschnitte entsprechen. Die Zwischenwände 21 können gleichförmig oder ungleichmäßig verteilt sein, aus Blechen, Platten Bolzen, Sieben oder Rohren bzw. ähnlichen Einbauten bestehen. Der Querschnitt derselben kann auch über die Höhe des Korbes variabel sein. Der diskontinuierliche Lösevorgang in dem Auflöser läuft nun etwa folgendermaßen ab:
Die unzerlegten Brennelementbündel werden einer nicht-dargestellten Schere zugeführt und in Teilstücke zerschnitten. Über eine Art Rutsche fallen die Abschnitte 3 durch die Einfüllöffnung 24 über den Kegel 26 in den Korb 2, der in der vorgelegten ca. 6 bis 8 molaren siedenden Salpetersäure eingetaucht ist. Wenn die vorgegebene Brennstoffmenge erreicht ist (ca. 1,2 bis 3 t Brennstoff einschließlich Ilüllmaterial) wird die Aufgabeöffnung 24 durch den Deckel 25 geschlossen und die Hauptauflösung beginnt. Der Lösevorgang ist nur über die beiden offenen Enden der zerschnittenen Stababschnitte 3 möglich, so da.ß die
una zur Vermischung -
hohe Kreislaufgeschwindigkeit der Lösesäure zum schnellen Abtransport' gesättigter Lösungsteile aus dem Korb 2 benötigt wird. Die Hauptauflösung dauert etwa 8 bis 12 Stunden, wobei die LOsegeschwindigkeit beständig .ibnimmt. Wird sii> v.u klein, kann mail l>cifpicls\vi:it>o
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die Brennstofflösung absaugen und durch Zugabe frischer, unverbrauchter Salpetersäure die Brennstoffreste quantitativ auflösen (Nachauflösung). Anschließend wird der gesamte Korb 2 mit den nunmehr leeren Hülsen über eine entsprechend große Öffnung nach Abnahme des Deckels 19 aus dom Auflöser 1 herausgehoben und mit Wasser abgewaschen um die S.iu re reste /.U entfernen. Die Hülsen werden v.ur Lagerung aus dein Korb 2 herausgekippt. Der gesamte Zyklus dauert etwa 18 bis 20 Stunden.
Die Figuren 4 und 5 zeigen einen nach dem selben Prinzip arbeitenden Auflöser dessen Brennstofflösungskreislauf dem der Version B der Figur 1 entspricht.
Der Auilösetank 30 hat quader- bzw. stabförmige Gestalt mit etwa rechteckigem Querschnitt, wie aus der Figur 5 in Draufsicht zu ersehen ist. Entsprechende Form weist ajchauf zugehörige Auflösekorb 31 auf, der ebenso wie der Tank 30 mit allen Einbauten aus Hafnium gefertigt ist. Der Brennstofflösungskreislauf erfolgt über die Leitung 32, die den Brüdenraum 33, der mit dem Tank 30 über den Stutzen 34 in Verbindung steht, mit der Einlauf öffnung 35 des Tankes 30 unter dem zu durchströmenden Korb 31 verbindet. Um den Tank 31 herum ist wie in der Figur 1 B eine Dampfheizung 36 angeordnet. Über dem Brüdenraum wird mittels des Kondensators 37 rektifiziert, Die Beschickung des Tankes 30 mit dem Korb 31 bzw. die des Korbes 31 mit den Brennstababschnitten 38 erfolgt nach Abnahme des Deckels 39 durch die Öffnung 40. Der Abzug der Brennstofflösung aus dem Tank 30 kann wie in der Figur 1 erfolgen, es ist jedoch auch für diesen Zweck ein Tauchrohr 41 günstig, welches im unteren Bereich 42 des Tankes 30 mündet und mittels welchem über c i 11«.· Strahlpumpe 15 die llremi.sloH lösung abgesaugt werden kann.
Der Auflösekorb 31 ist, wie der Korb gemäß der Figur 1 in einzelne Abteile 44 unterteilt. Diese Unterteilung kann mittels der perforierten Wände 45 oder aber in der vorn beschriebenen Weise auf ähnliche Art erfolgen. Der Boden 46 des Korbes 31 ist ebenfalls perforiert. Als Material
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dienen Loch- oder Schlitzbleche. Zur Verbesserung der Kritikalitätswerte können auch hier Hafniumeinbauten ähnlich wie die Bleche 20 im Brüdenraum oder auch an anderer Stelle eingesetzt werden. Gemäß der vorgeschlagenen Erfindung kann bei dem Auflöser das Absorbermaterial nunmehr auch im Auflöser selbst, in Form von Einbauten auf günstigste Weise angeordnet werden. Die Kritikalitiitsrcchnimgeu Jiir den erfiiidungsgenKiilen Auflöser haben gezeigt, daß sich unter Verwendung von Hafnium als Strukturmaterial eine Kritikalitätssichere Anordnung für die zu bearbeitenden Brennstoffzusammensetzung bzw. Brennstofflösungen im Auflöser ergibt, d.h. daß die gesamte Anordnung unter Berücksichtigung der Zusammensetzung des zur Aufarbeitung vorgesehenen Kernbrennstoffs, insbesondere hinsichtlich seines Gehaltes an spaltbaren Nukliden, einen hinreichend unter 1 liegenden Wert des Neutronenmultiplikationsfaktors k aufweist.
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Claims (1)

  1. Patentansprüche:
    1. Auflöser zum Herauslösen von Kernbrennstoffen aus Brennelementabschnitten bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe, wobei aus Kritikalitätsgründen als Strukturmaterial für den Apparat ein Neutronenabsorber wie z. B. Hafnium Verwendung findet, bestehend aus einem Auflösegefäß, in welches der durchströmbare, die dem Auflöseprozeß auszusetzenden Brennelementabschnitte enthaltende Auflösekorb einsetzbar ist, dadurch gekennzeichnet, daß der, die brennstoffhaltigen Brennelementabschnitte (3, 38) enthaltende Innenraum des Auflöserkorbes (2) Ln mehrere Einzelabschnitte bzw. -räume (22, 44) aufgeteilt ist.
    2. Auflöser nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Innenraum
    Zwischenwände (21, 45) zur Aufteilung in Einzelräume (22, 44) enthält, welche siebartig ausgebildet sind und ebenfalls aus dem selben Material wie alle übrigen Teile des Auflösers bestehen.
    3. Auflöser nach Anspruch 1 bis 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Abmessungen der Einzelräume (22, 44) des Auflöserkorbes (2, 31 ) in der Querschnittsebene den Abmessungen der Außenmaße der Brennelementabschnitte (3, 38) entspricht.
    4. Auflöser nach Anspruch 2 oder Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Zwischenwände (21, 45) aus Blechen, Platten, Gittern oder Bolzen mit gleichbleibendem oder variablem Querschnitt bestehen.
    5. Auflöser nach Anspruch 2 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Querschnitt über die Höhe des Korbes variabel ist.
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    ORIGINAL INSPECTED
    b. Auflöser nach Anspruch 4 bis Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Zwischenwände (21, 45) freistehend im Innenraum des Auflöserkorbes (2, 31) angeordnet sind.
    7. Auflöser nach Anspruch 1 bis Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Auflöserkorb(Z) kreisförmigen Querschnitt aufweist und die Zwischenwände zur Aufteilung des Innenraumes strahlenförmig oder sehnenartig im Inneren angeordnet sind.
    8. Auflöser nach Anspruch 1 bis Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Auflöserkorb (31) quaderförmigen Querschnitt aufweist, wobei die Zwischenwände (45) quer oder winkelig zu den Seitenwänden angeordnet sind.
    9. Auflöser nach Anspruch 1 bis Anspruch 6., dadurch gekennzeichnet, d.iH der Auflöserkorb (2) ringförmigen Querschnitt aulweist und die Zwischenwände (21) radial im Ringraum angeordnet sind.
    10. Auflöser nach Anspruch 1 bis Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Auflöserkorb (2) ringförmigen Querschnitt aufweist und die Einzelräume (22) aus aneinandergesetzten Rohrstücken (28) bestehen.
    11. Auflöser nach Anspruch 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß die
    Zwischenwände (21, 45, 28) perforiert sind.
    12. Auflöser nach Anspruch 9 bis 11, dadurch gekennzeichnet, daß
    sich in dem zylindrischen Raum innerhalb des ringförmigen Auflöserkorber (2) ein auf dem Boden (27) des Auflösergefäßes (1)
    sitzender Verteilerkegel (26) aus dem selben Strukturmaterial
    befindet, dessen kegelige Spitze über die Oberseite des Auflöserkorbes (2) ragt.
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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3017547A1 (de) * 1980-05-08 1981-11-12 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Anlage zum aufschluss und oxidation
DE3147199A1 (de) * 1981-11-27 1983-06-01 Alkem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zum aufloesen von feststoffen, insbesondere von festen kernreaktorbrennstoffen, und loesungsgefaess insbesondere fuer dieses verfahren
JPH04252939A (ja) * 1990-12-28 1992-09-08 Nippon Steel Corp 処理流体の濁度測定装置
US6001327A (en) * 1998-07-01 1999-12-14 Lockheed Martin Energy Systems, Inc. Sealed-bladdered chemical processing method and apparatus
WO2005119700A2 (en) * 2004-05-30 2005-12-15 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Method of treating radioactive waste
CN104103328A (zh) * 2014-06-18 2014-10-15 中国核电工程有限公司 一种圆柱固体结构边缘开孔布置吊篮的溶解器临界安全控制方法
CN104112486B (zh) * 2014-06-18 2017-01-04 中国核电工程有限公司 一种离散式固体中子毒物布置的溶解器临界安全控制方法
CN104103329B (zh) * 2014-06-18 2017-01-25 中国核电工程有限公司 一种环状固体中子毒物分区布置的溶解器临界安全控制方法
CN104143365B (zh) * 2014-07-08 2017-02-01 中国核电工程有限公司 一种连续溶解器中含开孔的中子毒物夹层结构
FR3053151B1 (fr) * 2016-06-23 2018-08-10 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede de dissolution d'un combustible nucleaire
CN110739093B (zh) * 2019-09-23 2022-11-18 中国核电工程有限公司 一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法
CN113871047B (zh) * 2021-08-17 2023-11-24 中国核电工程有限公司 考虑燃料组件燃耗分布的乏燃料溶解器临界安全分析方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1564969A1 (de) * 1965-05-07 1970-10-15 Atomic Energy Authority Uk Behaelter zum Transport radioaktiver Stoffe
US3607107A (en) * 1968-09-04 1971-09-21 Allied Chem Plural spent-reactor-fuel dissolvers having selective feed means
DE2520870A1 (de) * 1975-05-10 1976-11-18 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verwendung von hafnium oder hafniumlegierungen als werkstoff in anlagen fuer die wiederaufbereitung bestrahlter kernbrennstoffe

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3195984A (en) * 1960-05-05 1965-07-20 Arthur E Sands Column dissolver
FR1373712A (fr) * 1963-07-22 1964-10-02 Commissariat Energie Atomique Appareil de dissolution de matériaux nucléaires
FI56219C (fi) * 1968-04-08 1979-12-10 Lodding Engineering Corp Stoed- och foerskjutningsanordning foer en laongstraeckt eftergivande skrapegg
US4056362A (en) * 1972-01-24 1977-11-01 Nuclear Engineering Co., Inc. System for disposing of radioactive waste
BE802637A (fr) * 1973-07-20 1973-11-16 Centre Etd Energie Nucleaire Procede de desactivation du sodium et/ou de stockage d'elements de combustible nucleaire irradies
US4018561A (en) * 1975-02-26 1977-04-19 Minnesota Mining And Manufacturing Company Apparatus for extraction of polonium - 210 from irradiated bismuth using molten caustic
FR2311389A1 (fr) * 1975-05-10 1976-12-10 Metallgesellschaft Ag Application du hafnium ou d'alliages de hafnium comme materiau dans des installations pour le retraitement de matieres combustibles nucleaires irradiees
DE2520940C2 (de) * 1975-05-10 1982-08-19 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Vorrichtung zum kontinuierlichen, extraktiven Trennen von Verbindungen mittels elektrolytischer Reduktion
US4021676A (en) * 1976-05-07 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Waste canister for storage of nuclear wastes

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1564969A1 (de) * 1965-05-07 1970-10-15 Atomic Energy Authority Uk Behaelter zum Transport radioaktiver Stoffe
US3607107A (en) * 1968-09-04 1971-09-21 Allied Chem Plural spent-reactor-fuel dissolvers having selective feed means
DE2520870A1 (de) * 1975-05-10 1976-11-18 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verwendung von hafnium oder hafniumlegierungen als werkstoff in anlagen fuer die wiederaufbereitung bestrahlter kernbrennstoffe

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Publication number Publication date
GB1599130A (en) 1981-09-30
BR7802168A (pt) 1978-12-26
US4246238A (en) 1981-01-20
JPS54198A (en) 1979-01-05
DE2715367C2 (de) 1987-05-27
FR2386888A1 (fr) 1978-11-03
FR2386888B1 (de) 1983-12-16

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