DE2946464C2 - - Google Patents
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- 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
- G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
- G21C19/36—Mechanical means only
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Description
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zum Zerlegen
von Brenn- oder Brutelementen aus Kernreaktoren nach dem
Oberbegriff des Anspruchs 1, das im Zuge der
Wiederaufarbeitung derartiger Elemente Verwendung finden kann.
Bekannte Verfahren, mittels derer der in bestrahlten Brenn-,
besonders aber in Brutelementen gebildete Spaltstoff extrahiert
und für neue Nutzung verfügbar gemacht werden soll, sehen vor,
die Elemente bzw. die Einzelstäbe, aus denen diese
zusammengesetzt sind mechanisch zu zerkleinern und anschließend
in einer Säure aufzulösen. Das dabei unvermeidlicherweise in
den Prozeß eingebrachte Strukturmaterial soll so gering wie
möglich gehalten werden, um den Anteil des am Ende des
Wiederaufarbeitungsprozesses anfallenden hochaktiven Abfalls zu
vermindern. Es ist daher zweckmäßig, nicht die ganzen Elemente,
sondern nur die einzelnen Stäbe zu verarbeiten, so daß nur die
verhältnismäßig dünnen Brennstabhüllen mitverarbeitet zu werden
brauchen.
Aus der DE-AS-21 08 041 ist eine Vorrichtung bekannt, mittels
derer der die äußere Begrenzung des Brennelements bildende
Hüllkasten der Länge nach an einander gegenüberliegenden
Stellen aufgeschnitten werden kann. Die beiden Hälften des
Hüllkastens können radial weggezogen werden, so daß die
Brennstäbe freigelegt werden. Diese können dann einzeln oder in
Gruppen mittels bekannter Greifwerkzeuge erfaßt und der
weiteren Bearbeitung zugeführt werden. Dieses Verfahren eignet
sich besonders für Brennstäbe, die mit Abstandshaltern in Form
einer Drahtwendel versehen sind, nicht jedoch für neuerdings
bevorzugte Konstruktionen, bei denen die Stäbe in einzelnen
Zellen von Abstandshaltergittern gehalten werden, von denen
mehrere über die Länge des Elementes verteilt angeordnet sind.
Hierbei wäre die Gefahr einer Beschädigung der in unmittelbarer
Nachbarschaft des Hüllkastens gelegenen Stäbe zu groß. Aus
"Reactor Fuel Processing" Bd. 9, Nr. 2, 1966, S. 75-83 sowie
aus "Proceedings of the 10th Conference on Hot Laboratories and
Equipment", Washington D. C., 26.-28. November 1962, Seiten 99-110, sind
Verfahren zum Zerlegen bestrahlter Brenn- oder Brutelemente von
Kernreaktoren der beschriebenen Art bekannt, bei denen zunächst
die Kopf- und/oder Fußteile durch Umfangsschnitte abgetrennt,
diese entfernt und anschließend die Stäbe aus der verbleibenden
Hülle gezogen werden. Diese Verfahren berücksichtigen nicht in
ausreichendem Maße, daß bestrahlte Brenn- oder Brutelemente
ihre Geometrie gegenüber dem unbestrahlten Neuzustand in nicht
unwesentlicher Weise ändern.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zum
Zerlegen von Brenn- oder Brutelementen anzugeben, welches auch
bei in einzelnen Zellen von Abstandshaltergittern, von denen
mehrere über die Länge des Elements verteilt angeordnet sind,
gehaltenen Brenn- oder Brutstäben in möglichst wenig
Arbeitsgängen eine Zerlegung der Elemente ohne Beschädigung der
Stäbe ermöglicht.
Die erfindungsgemäße Lösung ist durch die im kennzeichnenden
Teil des Anspruchs 1 genannten Merkmale definiert. Die Lösung
geht aus von der Erkenntnis, daß das Element während seines
Einsatzes im Kernreaktor über seine Länge verteilt
unterschiedlichen Neutronendosen ausgesetzt ist; daraus ergibt
sich auch ein unterschiedliches Maß des Schwellens in Bereichen
hoher und niedriger Strahlenbelastung. Der Bereich höchster
Strahlenbelastung liegt dabei abhängig von der Konfiguration des
Reaktors und von der Lage des Elementes im Kernverband etwa auf
halber Höhe des Elementes. Wird, wie vorgeschlagen, der
Hüllkasten an dieser Stelle durchtrennt, kann sein oberer Teil
mit verhältnismäßig geringem Kraftaufwand abgezogen werden, da
die aufgeweiteten Abstandshaltergitter aus dem mittleren
Bereich nur noch über Stabbereiche gezogen werden müssen, die
im Querschnitt weniger stark aufgeweitet sind. Eine
Beschädigung der Stabhüllen ist dabei wenig wahrscheinlich.
Die einzelnen Brennstäbe sind am unteren Ende in einer
Stabhalteplatte befestigt, die ein Aufschwimmen der Stäbe im
Kühlmittelstrom verhindern soll. Ist die Verbindung der Stäbe
mit der Halteplatte kraftschlüssig ausgelegt (wie z. B. in der
DE-OS-25 20 233 dargestellt), bereitet das anschließende
Herausziehen einzelner Stäbe oder von Gruppen derselben aus der
Stabhalteplatte keine besonderen Schwierigkeiten. Ist die
Verbindung jedoch formschlüssig, (wie z. B. in der
DE-OS-27 21 869) wird das Verfahren durch die im Anspruch 2
vorgeschlagenen zusätzlichen Schritte ergänzt.
Die im Anspruch 3 vorgeschlagene Maßnahme bietet eine höhere
Gewähr dafür, daß die Stäbe selbst beim Aufschneiden des
Hüllkastens nicht beschädigt werden.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung
dargestellt, und zwar zeigt
Fig. 1 ein Brenn- oder Brutelement als Ganzes im
ursprünglichen Zustand,
Fig. 2 dasselbe Element nach Durchführung der
Verfahrensschritte a) und b) des Anspruchs 1,
Fig. 4 in stark vergrößertem Maßstab eine Einzelheit des
Elements und
Fig. 5 ebenfalls in vergrößertem Maßstab und teilweise
aufgebrochen eine weitere Einzelheit desselben.
Von außen gesehen besteht das Element im wesentlichen aus einem
Hüllkasten 1 in Gestalt eines sechseckigen Prismas, einem Fuß 2
(mit dem das Element in einem hier nicht dargestellten
Kerntraggitter gehalten wurde) und einem Kopf 3, der zur
Handhabung des Elementes so ausgestaltet ist, daß
Greifwerkzeuge entsprechende Arbeitsflächen finden (s. Fig. 4).
Nach dem Einsatz im Kernreaktor ist das Element etwa in der
Mitte durch neutroneninduziertes Schwellen aufgeweitet, da hier
der höchste Neutronenfluß zu verzeichnen war. Hier wird auch
mittels bekannter, hier nicht dargestellter Schneidwerkzeuge
ein erster Umfangsschnitt I angebracht, durch den der
Hüllkasten 1 in zwei Teile geteilt wird. Durch Ziehen an dem zu
diesem Zweck ja besonders ausgebildeten Kopf 3 wird der obere
Teil des Hüllkastens samt den an ihm befestigten
Abstandshaltergittern abgezogen (s. Fig. 2). Falls erforderlich
wird anschließend ein zweiter Umfangsschnitt II geführt, mit
dem der Fuß 2 abgetrennt wird, um eine Stabhalteeinrichtung 7
zugänglich zu machen (s. Fig. 3). Die Befestigung der einzelnen
Brenn- oder Brutstäbe 4 in dieser Einrichtung wird gelöst, und
die Stäbe können dann einzeln oder in Gruppen aus der Platte
herausgezogen und z. B. einer hier nicht dargestellten
Zerkleinerungsmaschine zugeführt werden. Die Anordnung der
Abstandshaltergitter 5 ist aus der Fig. 5 ersichtlich. Diese
zeigt auch, wie die Abstandshaltergitter 5 über besondere,
durch Punktschweißen angeheftete Blechstreifen 6 am Hüllkasten
1 befestigt sind. Die Stäbe 4 sind hier der besseren
Übersichtlichkeit wegen weggelassen.
Claims (3)
1. Verfahren zum Zerlegen von bestrahlten Brenn- oder
Brutelementen aus Kernreaktoren mit Einzelstäben, die in Zellen
von Abstandshaltern gehaltert sind, die an einem Brennelement
hüllkasten befestigt sind, gekennzeichnet
durch folgende Schritte:
- a) der Hüllkasten (1) wird annähernd in der Mitte mittels eines ersten Umfangsschnittes (I) in zwei Teile geteilt,
- b) der obere Teil des Hüllkastens (1) wird mit den daran befestigten Abstandshaltergittern (5) von dem Brennstabbündel abgezogen und
- c) die Brenn- oder Brutstäbe (4) werden aus dem unteren Teil des Hüllkastens (1) gezogen.
2. Verfahren nach Anspruch 1 für Brenn- oder Brutelemente mit
Stäben, die an ihrem unteren Ende formschlüssig in einer
Stabhalteeinrichtung befestigt sind,
gekennzeichnet durch folgende zwischen
den Schritten b) und c) einzufügende Schritte:
- d) der Fuß (2) des Brennelementes wird durch einen zweiten Umfangsschnitt (II) vom Hüllkasten (1) gelöst und
- e) die Verbindung der Brennstäbe (4) zur Stabhalteeinrichtung (7) wird gelöst.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch
gekennzeichnet, daß der erste Umfangsschnitt (I)
in einem Bereich des Hüllkastens (1) erfolgt, in dem ein
Abstandshaltergitter (5) angeordnet ist.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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DE19792946464 DE2946464A1 (de) | 1979-11-17 | 1979-11-17 | Verfahren zum zerlegen von brennelementen |
GB8035699A GB2064853B (en) | 1979-11-17 | 1980-11-06 | Disassembly for irradiated fuel rods |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19792946464 DE2946464A1 (de) | 1979-11-17 | 1979-11-17 | Verfahren zum zerlegen von brennelementen |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2946464A1 DE2946464A1 (de) | 1981-05-27 |
DE2946464C2 true DE2946464C2 (de) | 1988-06-30 |
Family
ID=6086246
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19792946464 Granted DE2946464A1 (de) | 1979-11-17 | 1979-11-17 | Verfahren zum zerlegen von brennelementen |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2946464A1 (de) |
GB (1) | GB2064853B (de) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3344738C2 (de) * | 1983-12-10 | 1986-10-30 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Zerlegbares Brennelement für Kernreaktoren |
DE3417742A1 (de) * | 1984-05-12 | 1985-11-14 | Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen | Verfahren zum deassemblieren von brennelementen und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens |
GB2165688B (en) * | 1984-08-21 | 1988-06-22 | Atomic Energy Authority Uk | Dismantling irradiated nuclear fuel elements |
DE3505242A1 (de) * | 1985-02-15 | 1986-08-21 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Verfahren und vorrichtung zur vereinzelung von brennstaeben eines brennelementes |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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FR2108132B1 (de) * | 1970-02-24 | 1973-11-23 | Commissariat Energie Atomique |
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1979
- 1979-11-17 DE DE19792946464 patent/DE2946464A1/de active Granted
-
1980
- 1980-11-06 GB GB8035699A patent/GB2064853B/en not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB2064853A (en) | 1981-06-17 |
GB2064853B (en) | 1983-02-02 |
DE2946464A1 (de) | 1981-05-27 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8127 | New person/name/address of the applicant |
Owner name: INTERATOM GMBH, 5060 BERGISCH GLADBACH, DE |
|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8320 | Willingness to grant licences declared (paragraph 23) | ||
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