JPS58106492A - 原子炉核燃料要素にあって核燃料から構造用黒鉛を分離する方法 - Google Patents
原子炉核燃料要素にあって核燃料から構造用黒鉛を分離する方法Info
- Publication number
- JPS58106492A JPS58106492A JP57217127A JP21712782A JPS58106492A JP S58106492 A JPS58106492 A JP S58106492A JP 57217127 A JP57217127 A JP 57217127A JP 21712782 A JP21712782 A JP 21712782A JP S58106492 A JPS58106492 A JP S58106492A
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- fuel
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- 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
- G21C19/38—Chemical means only
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Carbon And Carbon Compounds (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
核燃料からこれを酸素を含むガス内で高温で処理するこ
とにより構造用黒鉛を分離するだめの方法およびとの方
法を実施するのに適している炉に関する。
とにより構造用黒鉛を分離するだめの方法およびとの方
法を実施するのに適している炉に関する。
高温ガス冷却原子炉(HTR)にあって燃料要素を再生
する際の重要な方法工程の一つは、燃料要素を含んでい
る粒子一一般に「被覆粒子」と称されるーをこの粒子を
囲繞している黒鉛もしくは燃料要素の黒鉛のマトリラス
から分離11: することである。
する際の重要な方法工程の一つは、燃料要素を含んでい
る粒子一一般に「被覆粒子」と称されるーをこの粒子を
囲繞している黒鉛もしくは燃料要素の黒鉛のマトリラス
から分離11: することである。
ヘプルベットー高温原子炉の典型的な燃料要素は、60
闘の外径と核燃料を含む粒子が埋設(3) されている黒鉛核を囲繞する5龍の壁厚を持つ球状のグ
ラファイト殻を備えている。粒子は熱分解により析出し
た炭素或いは他の例えばSiOのようなセラミックな物
質の層によって囲繞されている重金属酸化物或いは重金
属カーバイトから成る球状の燃料物質および親物質核か
らできている。これらの層の役目は核分裂工程の際燃料
内で放出される放射性の分裂生成物を抑制することであ
る。
闘の外径と核燃料を含む粒子が埋設(3) されている黒鉛核を囲繞する5龍の壁厚を持つ球状のグ
ラファイト殻を備えている。粒子は熱分解により析出し
た炭素或いは他の例えばSiOのようなセラミックな物
質の層によって囲繞されている重金属酸化物或いは重金
属カーバイトから成る球状の燃料物質および親物質核か
らできている。これらの層の役目は核分裂工程の際燃料
内で放出される放射性の分裂生成物を抑制することであ
る。
色々な国々において、他の幾何学的な形状を持った燃料
要素を使用するHTR (高温原子炉)が開発されつつ
ある。しかし、一般にグラ7アイト構造体内に埋設され
た「被覆粒子」が使用されている。HTR一燃料要素は
なかんずく「JQL−BeriOh ( j−−リツ
ヒ研究所報告書)J1959。
要素を使用するHTR (高温原子炉)が開発されつつ
ある。しかし、一般にグラ7アイト構造体内に埋設され
た「被覆粒子」が使用されている。HTR一燃料要素は
なかんずく「JQL−BeriOh ( j−−リツ
ヒ研究所報告書)J1959。
1975、 1月号に記載されている。
燃料要素内の「被覆粒子」の典型的な容量割合いは全燃
料要素容量の約10%である。
料要素容量の約10%である。
消費された核燃料要素を再生する際必要な燃料の黒鉛か
らの分離には従来以下の方法( KFA(4) Julich−、Tahresbericht( :s
−−リッヒ研究PJr年報>1978/79,工SSN
O341−8790 、 2λ頁参照)が考慮された。
らの分離には従来以下の方法( KFA(4) Julich−、Tahresbericht( :s
−−リッヒ研究PJr年報>1978/79,工SSN
O341−8790 、 2λ頁参照)が考慮された。
この方法にあっては、燃料要素は先ず粉砕工程において
機械的に粉砕されーこの工程により特に大多数の被覆の
破壊が行われるー、引続いて全黒鉛は渦動流床炉で85
0℃で燃焼され、その原生じる廃ガスは粉砕および燃焼
の際発生する揮発性の分裂生成物を除かれて浄化され、
大気中に放出される。
機械的に粉砕されーこの工程により特に大多数の被覆の
破壊が行われるー、引続いて全黒鉛は渦動流床炉で85
0℃で燃焼され、その原生じる廃ガスは粉砕および燃焼
の際発生する揮発性の分裂生成物を除かれて浄化され、
大気中に放出される。
この浄化された廃ガス内には、主として構造用黒鉛から
でる放射性の14CO2の成分が含まれており、核設備
の運転に伴って招来される人々の放射線照射を最少限に
くいとめようとする努力にあってこの廃ガスは重要な意
味をもってきている。こう云ったことから既に、二酸化
炭素を廃ガスから例えば石灰乳による複分解により分離
し、OaOO,の形で弱活性の廃棄物として貯蔵するこ
とが提案されている。この方法は複分解されるべきガス
および石灰の量が比較的多く、したがって経費のかかる
方法である。
でる放射性の14CO2の成分が含まれており、核設備
の運転に伴って招来される人々の放射線照射を最少限に
くいとめようとする努力にあってこの廃ガスは重要な意
味をもってきている。こう云ったことから既に、二酸化
炭素を廃ガスから例えば石灰乳による複分解により分離
し、OaOO,の形で弱活性の廃棄物として貯蔵するこ
とが提案されている。この方法は複分解されるべきガス
および石灰の量が比較的多く、したがって経費のかかる
方法である。
(5)
他の方法にあっては、燃料要素もしくはその黒鉛殻の機
械的な破砕は行われず、方法は以下のようにして簡略化
されている。即ち、破砕していない燃料要素を流動して
来る酸素内で600〜≧1600℃(例えば1200℃
で)完全に灰になるまで燃焼してしまうか(西ドイツ特
許公報第1, 4 6 4, 6 4 7号参照)、或
いは触媒を添加した後触媒に応じて≧1000℃或いは
く900℃(例えば850℃)で黒鉛を完全に002一
ガスにガス化する(西ドイツ特許公開公報第2、 8
0 9, 6 8 6号参照)。これらの方法にあって
は、方法段は成る程度簡略化されはするが、廃ガスの問
題がつきまとう。
械的な破砕は行われず、方法は以下のようにして簡略化
されている。即ち、破砕していない燃料要素を流動して
来る酸素内で600〜≧1600℃(例えば1200℃
で)完全に灰になるまで燃焼してしまうか(西ドイツ特
許公報第1, 4 6 4, 6 4 7号参照)、或
いは触媒を添加した後触媒に応じて≧1000℃或いは
く900℃(例えば850℃)で黒鉛を完全に002一
ガスにガス化する(西ドイツ特許公開公報第2、 8
0 9, 6 8 6号参照)。これらの方法にあって
は、方法段は成る程度簡略化されはするが、廃ガスの問
題がつきまとう。
ガス化され、後に再び固化されるべき炭素の量を減少さ
せるため、燃料要素の燃料を含んでいない殻を予め機械
的に分離することが提案されている。しかしこの方法も
、放射線に対する安全の理由から遠隔操作される設備内
での燃料要素の装入量が多量であることから比較的多く
の費用を要する。
せるため、燃料要素の燃料を含んでいない殻を予め機械
的に分離することが提案されている。しかしこの方法も
、放射線に対する安全の理由から遠隔操作される設備内
での燃料要素の装入量が多量であることから比較的多く
の費用を要する。
(6)
HTR−燃料要素−再処理の初期の開発段階において提
案されている分離方法、例えばカエシウム、臭素或いは
塩化鉄による介在物の形成による黒鉛格子の電気的な砕
解或いは解体による方法は経済的なおよび技術的な理由
から行うことができない。
案されている分離方法、例えばカエシウム、臭素或いは
塩化鉄による介在物の形成による黒鉛格子の電気的な砕
解或いは解体による方法は経済的なおよび技術的な理由
から行うことができない。
こう云ったことから本発明にあっては、 CO2による
環境汚染が著しく低減され、しかも過剰の吸着剤を使用
することも、附加的な処置および設備を必要としない方
法を造ることである。
環境汚染が著しく低減され、しかも過剰の吸着剤を使用
することも、附加的な処置および設備を必要としない方
法を造ることである。
この目的のために開発された本発明による冒頭に記載し
た様式の方法の特徴とするところは、燃料要素の処理を
酸素含有ガス中で650℃以下の温度で炭素組織もしく
は黒鉛組織が弛緩して機械的に分離可能な物質になるま
で行い、弛緩した層を機械的な作用により分離すること
である。
た様式の方法の特徴とするところは、燃料要素の処理を
酸素含有ガス中で650℃以下の温度で炭素組織もしく
は黒鉛組織が弛緩して機械的に分離可能な物質になるま
で行い、弛緩した層を機械的な作用により分離すること
である。
1(
黒鉛を核燃料もしくは「被覆粒子」から部分燃焼および
(同時に或いは二者択一的に行われる)機械的作用によ
って分離するこの方法は、(7) 酸素ガス含有ガスにより650℃以下の温度で黒鉛を燃
焼する際温度に応じて程度の差こそあれ物質の奥深く浸
入する腐食作用が行われ、この腐食作用にあっておそら
く黒鉛粒(「充填粒」)の結合を仲立ちするコークス化
されたもしくは黒鉛化された結合体が特に作用を受け、
したがって燃料要素黒鉛が約15〜25%と比較的僅か
に燃焼されただけで既にその強度を失い、細い粉末とし
て取除くことができると云う認識を基礎としている。
(同時に或いは二者択一的に行われる)機械的作用によ
って分離するこの方法は、(7) 酸素ガス含有ガスにより650℃以下の温度で黒鉛を燃
焼する際温度に応じて程度の差こそあれ物質の奥深く浸
入する腐食作用が行われ、この腐食作用にあっておそら
く黒鉛粒(「充填粒」)の結合を仲立ちするコークス化
されたもしくは黒鉛化された結合体が特に作用を受け、
したがって燃料要素黒鉛が約15〜25%と比較的僅か
に燃焼されただけで既にその強度を失い、細い粉末とし
て取除くことができると云う認識を基礎としている。
選択された処理温度が低くければ低いほど、強度そ失は
燃料要素の全断面にわたってますます一様に配分される
。しかしこの場合、燃焼速度はそれだけ遅くなる。燃料
要素球体の腐食を空気中で650℃の温度で試験した際
、例えば200日経過した後始めて全容量にわたって一
様に配分された10%の重量損失が確められた。
燃料要素の全断面にわたってますます一様に配分される
。しかしこの場合、燃焼速度はそれだけ遅くなる。燃料
要素球体の腐食を空気中で650℃の温度で試験した際
、例えば200日経過した後始めて全容量にわたって一
様に配分された10%の重量損失が確められた。
再処理にとって殆んど受容できない低い燃焼速度は温度
を上昇させることにより経済的に許容し得る程度に高め
ることが可能である。しかしく8) この場合、温度の上昇と共に急峻となる燃焼勾配は黒鉛
粒子の表面からその内部へと進む。この場合、全体が僅
かしか燃焼していない黒鉛体を破砕しようとする場合、
弛緩した外側の殻を可能な限り連続的に離し、殻を取ら
れた生成物中に含まれている黒鉛粉末をその燃焼反応が
停止するまで冷却するように配慮しなければならない。
を上昇させることにより経済的に許容し得る程度に高め
ることが可能である。しかしく8) この場合、温度の上昇と共に急峻となる燃焼勾配は黒鉛
粒子の表面からその内部へと進む。この場合、全体が僅
かしか燃焼していない黒鉛体を破砕しようとする場合、
弛緩した外側の殻を可能な限り連続的に離し、殻を取ら
れた生成物中に含まれている黒鉛粉末をその燃焼反応が
停止するまで冷却するように配慮しなければならない。
処理温度は600℃以下、特に500℃〜600℃であ
るのが有利である。
るのが有利である。
放射線が当てられていない燃料要素球を空気に接触させ
て560℃で腐食させて行った実験にあって−この場合
球体は24時間後、次いでそれぞれ15時間後燃焼炉か
ら取出され、黒鉛粉末はブラッシ掛けにより取除かれた
ー、全54時間後に完全な破砕が達せられた。この場合
、全炭素燃焼は19%であった。
て560℃で腐食させて行った実験にあって−この場合
球体は24時間後、次いでそれぞれ15時間後燃焼炉か
ら取出され、黒鉛粉末はブラッシ掛けにより取除かれた
ー、全54時間後に完全な破砕が達せられた。この場合
、全炭素燃焼は19%であった。
黒鉛粉末を、回転炉内で燃料要素を透過により循環させ
ることにより或いは反応炉内で燃料要素を振動篩にかけ
ることによりおよび/又は燃料要素をブラツシ掛けする
ことにより−と(9) の場合黒鉛粉末と粒子は例えば格子を経て200℃以下
の温度に冷却された室内に落下する一連続的に分離する
ことにより、燃焼は更に低減される。
ることにより或いは反応炉内で燃料要素を振動篩にかけ
ることによりおよび/又は燃料要素をブラツシ掛けする
ことにより−と(9) の場合黒鉛粉末と粒子は例えば格子を経て200℃以下
の温度に冷却された室内に落下する一連続的に分離する
ことにより、燃焼は更に低減される。
燃料要素黒鉛の幾何学的な表面に関係する燃焼速度が被
覆粒子のピロ炭素の燃焼速度よりも著しく高いので、粒
子は上記の砕解方法にあって破解されない。これは特別
に被覆部内でseaから成る中間層を備えた粒子に云え
ることである。したがってこれらの粒子はその核分裂生
成貯留物を放出することなく公知方法で例えばサイクロ
ン分離機内で黒鉛粉末から分離でき、他の公知の処理工
程に供給できる。
覆粒子のピロ炭素の燃焼速度よりも著しく高いので、粒
子は上記の砕解方法にあって破解されない。これは特別
に被覆部内でseaから成る中間層を備えた粒子に云え
ることである。したがってこれらの粒子はその核分裂生
成貯留物を放出することなく公知方法で例えばサイクロ
ン分離機内で黒鉛粉末から分離でき、他の公知の処理工
程に供給できる。
弱放射性の黒鉛自体は引続き例えば燃料要素製造におけ
ると同じ方法で例えばピッチバインダ或いはフェノール
樹脂バインダと混合し、圧成し、コークス化し、最終貯
蔵可能な形に加工することが可能である。場合によって
は、黒鉛粉末を燃料要素の再製の場合にも再使用できる
。
ると同じ方法で例えばピッチバインダ或いはフェノール
樹脂バインダと混合し、圧成し、コークス化し、最終貯
蔵可能な形に加工することが可能である。場合によって
は、黒鉛粉末を燃料要素の再製の場合にも再使用できる
。
こうして上記の方法により、燃焼ガスの割合(10)
い、即ち放出されるC−14の割合いを現今開発された
渦動流床燃焼に比して約80%も低減可能である。燃焼
温度が低いので、特に電気的に加熱される反応室に対す
る材料の要件が僅かであり、また(黒鉛を部分燃焼する
ために十分な02−分圧の維持のための)ガス装入量も
燃焼速度が比較的低いので、粉末搬送に伴う諸問題が十
分に回避できる。
渦動流床燃焼に比して約80%も低減可能である。燃焼
温度が低いので、特に電気的に加熱される反応室に対す
る材料の要件が僅かであり、また(黒鉛を部分燃焼する
ために十分な02−分圧の維持のための)ガス装入量も
燃焼速度が比較的低いので、粉末搬送に伴う諸問題が十
分に回避できる。
例えば、材料上の理由から、燃焼速度を不経済な程度に
まで低下させることなく、燃焼温度を更に低下させるこ
とが望ましいと思う場合は、黒鉛に適当な触媒をできる
限り均一に添加することによって温度低下が達せられる
。この場合特に水性溶液から析出を行うのが有利である
。
まで低下させることなく、燃焼温度を更に低下させるこ
とが望ましいと思う場合は、黒鉛に適当な触媒をできる
限り均一に添加することによって温度低下が達せられる
。この場合特に水性溶液から析出を行うのが有利である
。
このようにして例えば燃料要素球を2.5重量%の0B
NO3を含む水性溶液内で先ず3時間開閉可能な容器中
で煮沸する。との場合ガスの一部分が球の孔組織から駆
出され、水性溶液は脱ガスされる。引続き容器を閉じ、
室温に冷却する。
NO3を含む水性溶液内で先ず3時間開閉可能な容器中
で煮沸する。との場合ガスの一部分が球の孔組織から駆
出され、水性溶液は脱ガスされる。引続き容器を閉じ、
室温に冷却する。
この場合蒸気圧に相当する圧力低下が容器にお(11)
いて生じ、この圧力低下が球の孔組織からのより以上の
ガス放出を促す。数時間保持した後、容器を再び開いて
大気圧とする。この場合球は完全に溶液中に浸漬した状
態に留まっている。
ガス放出を促す。数時間保持した後、容器を再び開いて
大気圧とする。この場合球は完全に溶液中に浸漬した状
態に留まっている。
約12時間後球を取出し、秤量する。この際約5%の重
量増加が記録された。乾燥工程後、硝酸セシウムが実際
に一様に球の断面にわたって配分されており、黒鉛中の
硝酸セシウムの割合いは0.1重量%であった。
量増加が記録された。乾燥工程後、硝酸セシウムが実際
に一様に球の断面にわたって配分されており、黒鉛中の
硝酸セシウムの割合いは0.1重量%であった。
上記の方法の変形として、触媒との含浸は触媒を含有し
た液体と共に引続き圧力負荷により乾燥排気することに
よっても達せられる。
た液体と共に引続き圧力負荷により乾燥排気することに
よっても達せられる。
ドーピングされた球を350℃で空気中で腐食化する。
この場合、ドーピングせずに560℃で部分的に燃焼を
行う上記方法の場合と実際に同じ効果が達せられた。
行う上記方法の場合と実際に同じ効果が達せられた。
触媒としては黒鉛酸化を促進する触媒が適当である。試
験により、特にアルカリ金属硝酸塩或いは例えばタリウ
ム硝酸塩のようなその同族体或いは特にセシウム沃素化
物のようなブルカ(12) す金属沃素物を使用することができることが解った。触
媒の量は一般に0.01〜1重量%である。砕解温度は
触媒含有燃料要素の場合的300〜400℃である。
験により、特にアルカリ金属硝酸塩或いは例えばタリウ
ム硝酸塩のようなその同族体或いは特にセシウム沃素化
物のようなブルカ(12) す金属沃素物を使用することができることが解った。触
媒の量は一般に0.01〜1重量%である。砕解温度は
触媒含有燃料要素の場合的300〜400℃である。
本発明による方法は特に球状の燃料要素の砕解に良く適
している。しかし、これに限定されず、根本的に構造用
グラファイトが化学的燃焼の機能としての強度損失の類
似した依存性を有している限りプリズム状の燃料要素に
あっても適用可能である。
している。しかし、これに限定されず、根本的に構造用
グラファイトが化学的燃焼の機能としての強度損失の類
似した依存性を有している限りプリズム状の燃料要素に
あっても適用可能である。
炉内に存在する燃料要素を同時に機械的に負荷して構造
用グラファイトを部分燃焼するための本発明による燃料
要素の処理のための炉は放射性廃ガス発生下での放射性
物質の処理のための取扱い部材および関連部材を通常の
様式で備えており、かつ最高650℃までのプロセス温
度を可能にする温度制御部材および更に炉内に存在する
燃料要素に対して粉砕作用或いは摩砕作用を行う手段を
備えている。これらの手段は例えばはけ或いは振動篩に
よって構成することが(13) 可能である。表面層をはぐ粉砕作用は回転炉内において
炉内容物を循環させることによっても行うことが可能で
ある。
用グラファイトを部分燃焼するための本発明による燃料
要素の処理のための炉は放射性廃ガス発生下での放射性
物質の処理のための取扱い部材および関連部材を通常の
様式で備えており、かつ最高650℃までのプロセス温
度を可能にする温度制御部材および更に炉内に存在する
燃料要素に対して粉砕作用或いは摩砕作用を行う手段を
備えている。これらの手段は例えばはけ或いは振動篩に
よって構成することが(13) 可能である。表面層をはぐ粉砕作用は回転炉内において
炉内容物を循環させることによっても行うことが可能で
ある。
(14)
第1頁の続き
■発 明 者 ライネル・モールマン
ドイツ連邦共和国ユーリツヒ・
コペルニクスストラーセ12
0発 明 者 ハインツ・ゼーボート
ドイツ連邦共和国ヒュツケルホ
ーフエン・バーンホーフストラ
ーセ14
■発 明 者 ベルンハルト・シュタウフドイツ連邦共
和国ユーリツヒ・ ヤンーファンーウエルト・スト ラーセ61 0発 明 者 ヨーゼフ・テーレン ドイツ連邦共和国テイツツ・シ ーレル・ストラーセ2
和国ユーリツヒ・ ヤンーファンーウエルト・スト ラーセ61 0発 明 者 ヨーゼフ・テーレン ドイツ連邦共和国テイツツ・シ ーレル・ストラーセ2
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 高温ガス冷却原子炉における燃料要素を酸素を含有
するガス内で高温で処理することによシ核燃料から構造
用黒鉛を分離するための方法において、燃料要素の処理
を酸素を含有しているガス内で650℃以下の温度で炭
素組織もしくは黒鉛組織が弛緩して機械的に分離可能な
物質になるまで行い、弛緩した層を機械的な作用により
分離することを特徴とする、上記方法。 2、 燃料要素に酸素を含有するガス内で処理している
間機械的な摩砕力或いは剪断力を作用させ、その間摩砕
物を200℃以下の温度を持つ冷い温度帯域内に移送す
る前記特許請求の範囲第1項に記載の方法。 (1) 6 燃料要素を処理する間回転炉内或いは振動篩上で運
動させることによりおよび/又は運動するはけではけ掛
けして絶えずゆっくりと燃焼により弛緩する層から分離
する、前記特許請求の範囲第2項に記載の方法。 4 燃料要素の炭素組織或いは黒鉛組織内に燃料要素を
酸素を含有しているガス内で処理する以前に燃焼接触反
応を惹起する物質を特徴する特許請求の範囲第1項から
第3項までのうちのいずれか一つに記載の方法。 5 接触反応を惹起する物質を溶液、特に水性溶液から
析出させる、前記特許請求の範囲第4項に記載の方法。 6、 接触反応を惹起する物質がアルカリ金属硝酸塩で
ある、特許請求の範囲第5項に記載の方法。 Z 構造グラファイトを燃焼しかつ放射性廃ガス発生下
に核燃料要素を処理するだめの燃焼室のための温度制御
部と処理のための散設部材および関連部材を備えた、前
記特許請求の範囲 範囲第1項に記載の方法を実施するのに適している炉に
おいて、最高650℃までのプロセス温度のだめの温度
制御を行う構造部分および炉内に存在する燃料要素に摩
砕作用および粉砕作用を行う手段を備えていることを特
徴とする、上記炉。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3149795.0 | 1981-12-16 | ||
DE3149795A DE3149795C2 (de) | 1981-12-16 | 1981-12-16 | Verfahren zur Abtrennung des Strukturgraphits vom Kernbrennstoff bei Kernreaktorbrennelementen |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS58106492A true JPS58106492A (ja) | 1983-06-24 |
JPH0331235B2 JPH0331235B2 (ja) | 1991-05-02 |
Family
ID=6148858
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP57217127A Granted JPS58106492A (ja) | 1981-12-16 | 1982-12-13 | 原子炉核燃料要素にあって核燃料から構造用黒鉛を分離する方法 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4507267A (ja) |
EP (1) | EP0081773B1 (ja) |
JP (1) | JPS58106492A (ja) |
DE (2) | DE3149795C2 (ja) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3103900C2 (de) * | 1981-02-05 | 1984-02-02 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Anlage zum Aufbereiten graphitischer Brennelemente von Hochtemperatur-Kernreaktoren |
US5422047A (en) * | 1994-03-31 | 1995-06-06 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Air Force | Carbonaceous fuel particles |
UA57884C2 (uk) | 1999-10-14 | 2003-07-15 | Дейвід БРЕДБЕРІ | Спосіб обробки радіоактивного графіту |
DE102004036631B4 (de) * | 2004-07-28 | 2013-02-21 | Forschungszentrum Jülich GmbH | Verfahren zur Behandlung einer mit Radiokarbon kontaminierten Keramik, insbesondere Reaktorgraphit |
DE102011016272A1 (de) * | 2011-04-06 | 2012-10-11 | Forschungszentrum Jülich GmbH | Verfahren zur Dekontamination von Radionukliden aus neutronenbestrahlten Kohlenstoff- und/oder Graphitwerkstoffen |
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US4134941A (en) * | 1973-12-14 | 1979-01-16 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for temperature reactors and process for reworking it after the irradiation |
JPS589399B2 (ja) * | 1977-03-07 | 1983-02-21 | 日本原子力研究所 | 黒鉛のガス化反応における触媒添加方法 |
DE3008991C2 (de) * | 1980-03-08 | 1982-04-22 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren und Vorrichtung zur Aufarbeitung von graphitischen Brennelementen für Hochtemperatur-Kernreaktoren |
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