DE3336390C2 - Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen - Google Patents

Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen

Info

Publication number
DE3336390C2
DE3336390C2 DE3336390A DE3336390A DE3336390C2 DE 3336390 C2 DE3336390 C2 DE 3336390C2 DE 3336390 A DE3336390 A DE 3336390A DE 3336390 A DE3336390 A DE 3336390A DE 3336390 C2 DE3336390 C2 DE 3336390C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
nitric acid
nuclear fuel
water
added
exhaust gas
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.)
Expired
Application number
DE3336390A
Other languages
English (en)
Other versions
DE3336390A1 (de
Inventor
Horst 6457 Maintal Vietzke
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.)
Nukem GmbH
Original Assignee
Nukem GmbH
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 Nukem GmbH filed Critical Nukem GmbH
Priority to DE3336390A priority Critical patent/DE3336390C2/de
Publication of DE3336390A1 publication Critical patent/DE3336390A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE3336390C2 publication Critical patent/DE3336390C2/de
Expired 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
    • G21C19/34Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
    • G21C19/38Chemical means only
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Treating Waste Gases (AREA)

Abstract

Beim Auflösen von abgebrannten Kernbrennstoffen in Salpetersäure muß zwecks Entfernung von Schadstoffen aus dem entstehenden Abgas auf einen gleichmäßigen Abgasausstoß geachtet werden. Einen solchen erhält man, wenn die zerkleinerten Kernbrennstoffe in Wasser oder in bis zu 3molare Salpetersäure gegeben werden, diese dann auf Siedetemperatur erhitzt und 10- bis 14molare Salpetersäure zudosiert wird, wobei die Menge der zudosierten Salpetersäure durch die Messung eines Leitgases oder radioaktiven Leitisotops im Abgasstrom auf Gleichmäßigkeit eingestellt und durch Abdestillieren von Wasser das Flüssigkeitsvolumen in der Auflösevorrichtung konstant gehalten wird.

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Auflösung von zerkleinerten abgebrannten Kernbrennstoffen mit Salpetersäure in einer Auflösevorrichtung mit einem gleichmäßigen Ausstoß von Stickoxiden und gasförmigen Spaltprodukten im Abgasstrom, wobei die zerkleinerten Kernbrennstoffe in Wasser oder in bis zu 3- molare Salpetersäure gegeben werden, dann das Wasser bzw. die Salpetersäure auf Siedetemperatur erhitzt wird und anschließend 10 bis Hmolare Salpetersäure dosiert zugegeben wird.
Im konventionellen Bereich zur Einhaltung der maximalen Abgaberaten von Schadstoffen, insbesondere von Stickoxiden, nach dem Bundesimmissionsschutzgesetz und besonders im kerntechnischen Bereich, wo zusätzlich radioaktive Gase (Krypton-85, Jod, Tritium) und Aerosole zurückgehalten werden müssen, ist die Rückhaltung dieser Schadstoffe nur zu erfüllen, wenn die Schadgase gleichmäßig-kontinuierlich anfallen. In noch stärkerem Maße empfindlich gegen Gasschwankungen als die Stickoxid-Absorption sind die bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen nötigen Schritte, wie die Entfernung organischer Reste und Restsauerstoff durch katalytische Verbrennung mit Wasserstoff und die nachfolgende Kondensation und Tieftemperaturrektifikation von Krypton-85/Xenon. Die Auflösung der Kernbrennstoffe erfolgt dabei in Auflösevorrichtungen mit siedender Salpetersäure, die im allgemeinen 7—8 molar ist.
In allen heute bestehenden Wiederaufarbeitungsanlagen gibt es zwar zur Zeit keine Kr-85-Rückhaltung, da es noch zulässig ist, dieses Gas, teilweise auch Tritium und Jod, über den Abluftkamin abzugeben. Bei den zur Genehmigung anstehenden neuen Anlagen wird aber eine nahezu quantitative Rückhaltung von Krypton, Jod und Tritium verlangt. Dazu ist aber ein gleichmäßiger Schadgasanfall eine wichtige Voraussetzung.
Zwei Möglichkeiten wurden bisher diskutiert, um eine Vergleichmäßigung des Abgasstromes zu erreichen, nämlich zwischengeschaltete Gasspeicher und die Kernbrennstoffdosierung bei der Auflösung in Salpetersäure. Gasspeicher haben dabei in Deutschland wenig Aussicht auf behördliche Genehmigung, weil Tanks mit 500—1000 m3 Inhalt und 10-20 bar Druck ein unverhältnismäßig großes Risiko darstellen. Die Dosierung des Kernbrennstoffes in die siedende 7—8 molare Salpetersäure soll mit Hilfe der Brennelementzerkleinerung erreicht werden. Es ist vorgesehen, die abgebrannten Brennelemente mit einer hydraulischen Schere in ca. 5 cm lange Stücke zu zerschneiden, die dann direkt in die heiße Säure der Auflösevorrichtung fallen. Da normalerweise vier bis sieben Brennelemente zu einer Lösecharge gehören (2-t-Löser), muß das Zerkleinern mehrmals unterbrochen werden, wenn die Schere neu gefüllt werden muß. Außerdem erscheint die Rückdiffusion von Stickoxiden und Säuredämpfen nicht unproblematisch, da Schneidestähle nicht aus rostfreiem Material hergestellt werden können. Es ist deshalb sehr fragwürdig, ob auf diese Weise ein gleichmäßiges Auflösen der Kernbrennstoffe mit gleichmäßiger Schadgasabgabe möglich ist, zumal nur unterhalb des Siedepunktes der Salpetersäure gearbeitet werden kann, da die Säure sonst auf der Schere kondensieren würde. Unter diesen Bedingungen wird auch das radioaktive Jod nicht vollständig aus der Lösung entfernt, sondern es kann sich in der starken Salpetersäure in Jodat umwandeln, das später erst wieder reduziert werden muß, um ausgetrieben werden zu können. Weiterhin schlagen alle Störungen beim Schneiden voll auf die Gleichmäßigkeit der Abgasmenge durch.
Aus »Nukleare Entsorgung«, Bd. 2, Verlag Chemie 1983, Kapitel 6, Seite 121, ist es bekannt, zerkleinerte Brennstäbe zunächst in Wasser zu geben und durch konstante Zugabe von konzentrierter Salpetersäure aufzulösen. Die Auflösungsgeschwindigkeit wird durch die Zugabe der zerkleinerten Brennstäbe gesteuert, so daß eine gleichmäßige Abgabe von Stickoxiden bzw. Spaltgasen nicht erreichbar ist.
Bei einem ähnlichen Verfahren erfolgt die Regulierung des Gasausstoßes durch Abziehen eines Teils der Lösung, wenn eine bestimmte Brennstoffkonzentration in der Lösung erreicht ist (GB-PS 11 87 369). Anschließend wird frische Säure zugegeben. Ein konstanter Stickoxidausstoß kann auch hier nicht erreicht werden. Es war daher Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein Verfahren gemäß Oberbegriff des Patentanspruchs zu finden, das ohne Störungen arbeitet und nicht die Schere zur Zerkleinerung der Brennelemente einer übermäßigen Korrosion aussetzt.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß gelöst, durch die Maßnahmen des kennzeichnenden Teils des Patentanspruchs.
Bei Ende des Auflösungsvorgangs wird über ein festgelegtes Zeitprogramm jeweils ein nächster Auflösungsvorgang in einer anderen Auflösevorrichtung
so nach dem gleichen Verfahren in Gang gesetzt, so daß man einen gleichmäßigen Abgasstrom über einen längeren Zeitraum erhalten kann. Durch das erfindungsgemäße Verfahren wird der Lösevorgang vom Schneidevorgang entkoppelt und völlig unabhängig von diesem.
Es hat sich gezeigt, daß bei Vorlage von bis zu 3molarer Salpetersäure und Zudosierung von 10- bis 14molarer Salpetersäure zu der siedenden Vorlage in gleichbleibenden Mengen die Lösegeschwindigkeit bzw. die Abgasmenge sich nicht proportional zur zudosierten Säure verhält, weil der Brennstoff in den Hüllrohrabschnitten steckt. So muß die Dosierung zu Anfang relativ gering sein, dann abnehmen, dann konstant und gegen Ende der Auflösung wieder stärker ansteigen. Deshalb ist es erforderlich, im Abgas die Menge eines Leitgases oder eines radioaktiven Leitisotops zu messen und damit die Säuredosierung zu regeln. Durch diese Regelung ist eine konstante Abgasführung erzielbar. Durch das Überlappen von mehreren Lösechargen läßt
sich das Abgasniveau über längere Zeiträume nahezu konstant halten. Als Leitgas bzw. Leitisotop kann das Stickoxid oder das Krypton-85 dienen.
Weiterhin hat es sich gezeigt, daß zum Austreiben von elementaren Jod beim Löseprozeß Wasserdampf als Trägergas vorhanden sein muß. Es wurde gefunden, daß durch das Abdestillieren von Wasser bis zu einem konstanten Flüssigkeitsvolumen am Ende der Lösezeit auch das gesamte Jod ausgetrieben ist.
Bei den herkömmlichen Auflöseverfahren wandelt sich dagegen ein Teil des Jods (beim Schneiden) in Jodat um, das erst nach Ende der Auflösung durch Abdestillieren von Wasser unter zusätzlichem Einblasen von Stickoxiden zur Reduktion von Jodat zu Jod ausgetrieben werden kann. Das erfindungsgemäße Verfahren hat gegenüber den bekannten Verfahren zur Auflösung von Kernbrennstoffen, mehrere Vorteile. Wegen der Entkopplung des Brennelementschneiders vom Löseprozeß kann auf Vorrat geschnitten werden, so daß Störfälle an der Schere keinen Einfluß auf die Gleichmäßigkeit des Abgasstromes nehmen können. Die abdestiliierende Wassermenge entspricht wegen der unterschiedlichen zudosierten Säuremenge genau der anfallenden Jodmenge. Deshalb ist nach Ende des Auflösungsprozesses keine zusätzliche Jodaustreibung notwendig. Da die Säurezudosierung gut regelbar ist, erzielt man einen sehr gleichmäßigen Abgasstrom.
30
35
40
45
50
55
60
65

Claims (1)

  1. Patentanspruch:
    Verfahren zur Auflösung von zerkleinerten abgebrannten Kernbrennstoffen mit Salpetersäure in einer Auflösevorrichtung mit einem gleichmäßigen Ausstoß von Stickoxiden und gasförmigen Spaltprodukten im Abgasstrom, wobei die zerkleinerten Kernbrennstoffe in Wasser oder in bis zu 3molare Salpetersäure gegeben werden, dann das Wasser bzw. die Salpetersäure auf Siedetemperatur erhitzt wird und anschließend 10- bis Hmolare Salpetersäure dosiert zugegeben wird, dadurch gekennzeichnet, daß die Menge der zudosierten Salpetersäure durch die Messung eines Leitgases oder radioaktiven Leitisotops im Abgasstrom auf Gleichmäßigkeit eingestellt und durch Abdestillieren von Wasser das Flüssigkeitsvolumen in der Auflösevorrichtung konstant gehalten wird.
DE3336390A 1983-10-06 1983-10-06 Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen Expired DE3336390C2 (de)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3336390A DE3336390C2 (de) 1983-10-06 1983-10-06 Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3336390A DE3336390C2 (de) 1983-10-06 1983-10-06 Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE3336390A1 DE3336390A1 (de) 1985-04-25
DE3336390C2 true DE3336390C2 (de) 1986-08-07

Family

ID=6211176

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE3336390A Expired DE3336390C2 (de) 1983-10-06 1983-10-06 Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE3336390C2 (de)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5000927A (en) * 1989-03-31 1991-03-19 General Electric Company Method of regulating a purex solvent extraction process
RU2762699C1 (ru) * 2020-12-28 2021-12-22 Акционерное Общество "Наука И Инновации" Способ растворения облучённых материалов, содержащих трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо для проведения разрушающих радиохимических исследований

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1187369A (en) * 1968-04-02 1970-04-08 Allied Chem Process and Apparatus for the Semicontinuous Dissolution of Spent Nuclear Reactor Fuel

Also Published As

Publication number Publication date
DE3336390A1 (de) 1985-04-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2609299C2 (de) Vorrichtung zur Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfall-Lösungen in einem glas- oder keramikartigen Block
DE2305946A1 (de) Umwandlungsverfahren fuer stickstoffhaltige verbindungen
DE2951339C2 (de) Verfahren zum Desorbieren von Spaltjod aus salpetersaurer Brennstofflösung
DE3336390C2 (de) Verfahren zur Auflösung von abgebrannten Kernbrennstoffen
DE3909288A1 (de) Verfahren zum glaseinschmelzen von fluessigem radioaktivem abfall
DE2324779C3 (de) Verfahren zur Trennung von gasförmigen Stoffgemischen unter Verwendung von Laserstrahlen
DE2715367A1 (de) Aufloeser zum herausloesen von kernbrennstoffen aus brennelementabschnitten
EP0170796A2 (de) Verfahren zur Trennung von grossen Mengen Uran von geringen Mengen von radioaktiven Spaltprodukten, die in wässrigen, basischen, karbonathaltigen Lösungen vorliegen
DE2302905C2 (de) Verfahren zum Aufbereiten von Gasgemischen aus Druckwasserreaktoren
DE3940401A1 (de) Verfahren und anordnung zum vermindern des iodgehalts in einer salpetersauren kernbrennstoffloesung
DE1464625A1 (de) Hochtemperatur-Kernreaktor
DE1953368A1 (de) Verfahren zur Aufbereitung von Kernbrennstoffen
Vietzke Process for dissolving burnt-up nuclear fuel elements
DE2844608C2 (de)
Sdouz Severe fuel damage projects-simulation of core meltdown in KfK (BRD) and INEL (USA)
DE2711373A1 (de) Verfahren zum zurueckhalten von tritium, das bei der behandlung von abgebrannten kernbrennstoffen und der lagerung von dabei entstehenden fluessigen radioaktiven abfallstoffen freigesetzt wird
DE2602897C3 (de) Verfahren zum Abtrennen von Spaltedelgasen aus Abgasen einer Wiederaufarbeitungsanlage für Kernbrennmaterial
DE2800120A1 (de) Verfahren zum feinreinigen der abgase einer wiederaufarbeitungsanlage fuer bestrahlte kernbrennstoffe und/oder brutstoffe und einrichtung zum durchfuehren des verfahrens
EP0403955A1 (de) Verfahren zum Abbau des Plutoniumgehaltes im Kernbrennstoff und Kernbrennstoffelement für einen Kernreaktor
Collins et al. Iodox process tests in a transuranium element production campaign
DE3202009A1 (de) "verfahren zum ent- und beladen eines kernreaktors und brennelement insbesondere fuer ein solches verfahren"
Lloyd et al. Effect of Boron and Gadolinium on the Criticality of Plutonium-Uranium Systems
Lloyd et al. Summary of criticality data obtained at Battelle Pacific Northwest Laboratories on fixed and soluble poisons in U+ Pu nitrate solutions
DE1804378A1 (de) Kernbrennstoffstaebe mit Huellrohr
DE20100280U1 (de) Reaktorkern

Legal Events

Date Code Title Description
OP8 Request for examination as to paragraph 44 patent law
D2 Grant after examination
8363 Opposition against the patent
8331 Complete revocation