JPH0331235B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0331235B2 JPH0331235B2 JP57217127A JP21712782A JPH0331235B2 JP H0331235 B2 JPH0331235 B2 JP H0331235B2 JP 57217127 A JP57217127 A JP 57217127A JP 21712782 A JP21712782 A JP 21712782A JP H0331235 B2 JPH0331235 B2 JP H0331235B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel element
- graphite
- fuel
- temperature
- oxygen
- 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 - Lifetime
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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
- G21C19/38—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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- 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)
- Carbon And Carbon Compounds (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、高温ガス冷却原子炉の燃料要素の核
燃料からこれを酸素を含むガス内で高温処理する
ことにより構造用黒鉛を分離すうための方法およ
びこの方法に関する。
燃料からこれを酸素を含むガス内で高温処理する
ことにより構造用黒鉛を分離すうための方法およ
びこの方法に関する。
高温ガス冷却原子炉(HTR)にあつて燃料要
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―一般に「被覆粒子」と称
される−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ツスから分離することで
ある。
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―一般に「被覆粒子」と称
される−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ツスから分離することで
ある。
ペブルベツト―高温原子炉の典型的な燃料要素
は、60mmの外径と核燃料を含む粒子が埋設、され
ている黒鉛核を囲繞する5mmの壁厚を持つ球状の
黒鉛殻を備えている。粒子は熱分離により析出し
た炭素或いは他の例えばSicようなセラミツク物
質の層によつ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。
は、60mmの外径と核燃料を含む粒子が埋設、され
ている黒鉛核を囲繞する5mmの壁厚を持つ球状の
黒鉛殻を備えている。粒子は熱分離により析出し
た炭素或いは他の例えばSicようなセラミツク物
質の層によつ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
つ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、一般に黒鉛構造体内に
埋設された「被覆粒子」が使用されている。
HTR―燃料要素はなかんずく「JUL−Berichte
(ユーリツヒ研究所報告書)」1959、1975、1月号
に記載されている。
つ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、一般に黒鉛構造体内に
埋設された「被覆粒子」が使用されている。
HTR―燃料要素はなかんずく「JUL−Berichte
(ユーリツヒ研究所報告書)」1959、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
は全燃料要素容量の約10%である。
は全燃料要素容量の約10%である。
消費された燃料要素を発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
Julich−Jahresberichte(ユーリツヒ研究所年報)
1978/79、ISSN 0341−8790、26頁参照)が考慮
された。この方法にあつては、燃料要素は先ず粉
砕工程において機械的に粉砕され−この工程によ
り特に大多数の被覆の破壊が行われる−、引続い
て全黒鉛は渦動流床炉で850℃で燃焼され、その
際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。
黒鉛からの分離には従来以下の方法(KFA
Julich−Jahresberichte(ユーリツヒ研究所年報)
1978/79、ISSN 0341−8790、26頁参照)が考慮
された。この方法にあつては、燃料要素は先ず粉
砕工程において機械的に粉砕され−この工程によ
り特に大多数の被覆の破壊が行われる−、引続い
て全黒鉛は渦動流床炉で850℃で燃焼され、その
際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、炉設備の運転に伴つて招来される人間への
放射線照射を最小限にくいとめようとする努力に
あつてこの廃ガスは重要な意味をもつてきてい
る。こう云つたことから既に、一酸化炭素を廃ガ
スからの例えば石灰乳による復分解により分離
し、CaCO3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。この方法は復分解され
るガスおよび石灰の量が比較的多く、したがつて
経費のかかる方法である。
黒鉛からでる放射性の 14CO2の成分が含まれて
おり、炉設備の運転に伴つて招来される人間への
放射線照射を最小限にくいとめようとする努力に
あつてこの廃ガスは重要な意味をもつてきてい
る。こう云つたことから既に、一酸化炭素を廃ガ
スからの例えば石灰乳による復分解により分離
し、CaCO3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。この方法は復分解され
るガスおよび石灰の量が比較的多く、したがつて
経費のかかる方法である。
他の方法にあつては、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〜約1600
℃(例えば1200℃で)完全に灰になるまで燃焼し
てしまうか(ドイツ連邦共和国特許公報第
1464647号参照)、或いは触媒を添加した後触媒に
応じて1000℃或いは1000℃以下もしくは900℃以
下(例えば850℃)で黒鉛を完全にCO2―ガスに
ガス化する(ドイツ連邦共和国公開特許公報第
2809686号参照)。これらの方法にあつては、方法
は或る程度簡略化されはするが、廃ガスの問題が
つきまとう。
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〜約1600
℃(例えば1200℃で)完全に灰になるまで燃焼し
てしまうか(ドイツ連邦共和国特許公報第
1464647号参照)、或いは触媒を添加した後触媒に
応じて1000℃或いは1000℃以下もしくは900℃以
下(例えば850℃)で黒鉛を完全にCO2―ガスに
ガス化する(ドイツ連邦共和国公開特許公報第
2809686号参照)。これらの方法にあつては、方法
は或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。
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。
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、例えばセシウ
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。
おいて提案されている分離方法、例えばセシウ
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。
こう云つたことから本発明にあつては、
14CO2による環境汚染が著しく低減され、しかも
過剰の吸着材を使用することも、附加的な処理お
よび設備も必要としない方法を造ることである。
14CO2による環境汚染が著しく低減され、しかも
過剰の吸着材を使用することも、附加的な処理お
よび設備も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
料要素をその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、酸素を含
有しているガス内で650℃以下の温度で熱処置し、
弛緩した上記燃料要素の外殻を機械的な作用によ
り分離することである。
に記載した様式の方法の特徴とするところは、燃
料要素をその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、酸素を含
有しているガス内で650℃以下の温度で熱処置し、
弛緩した上記燃料要素の外殻を機械的な作用によ
り分離することである。
黒鉛を核燃料もしくは「被覆粒子」から部分燃
焼および(当時に或いは択一的に行われる)機械
的作用によつて分離するこの方法は、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、この腐食作用にあつて
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、したがつ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。
焼および(当時に或いは択一的に行われる)機械
的作用によつて分離するこの方法は、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、この腐食作用にあつて
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、したがつ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
度損失燃料要素の全断面にわたつてますます一様
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
350℃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つて一様に配分された10%
の重量損失が確められた。再処理にとつて殆んど
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難し、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。
度損失燃料要素の全断面にわたつてますます一様
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
350℃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つて一様に配分された10%
の重量損失が確められた。再処理にとつて殆んど
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難し、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。
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℃で腐食させて行つた実験にあつ
て−この場合球体は24時間、次いでそれぞれ15時
間後焼炉から取出され、黒鉛粉末はブラツシ掛け
により取除かれた−、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%であつ
た。
接触させて560℃で腐食させて行つた実験にあつ
て−この場合球体は24時間、次いでそれぞれ15時
間後焼炉から取出され、黒鉛粉末はブラツシ掛け
により取除かれた−、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%であつ
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
を揺動篩にかけることによりおよび/又は燃料要
素をプラツシ掛けすることにより−この場合黒鉛
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−連続的に分離する
ことにより、燃焼は更に低減される。
循環させることにより或いは反応炉内で燃料要素
を揺動篩にかけることによりおよび/又は燃料要
素をプラツシ掛けすることにより−この場合黒鉛
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−連続的に分離する
ことにより、燃焼は更に低減される。
燃焼要素黒鉛の幾何学的な表面に関係する燃焼
速度が被覆粒子の熱分解炭素の燃焼速度よりも著
しく高いので、粒子は上記の破砕方法にあつて破
砕されない。これは特別に被覆部内でSicから成
る中間層を備えた粒子に云えることである。した
がつ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。
速度が被覆粒子の熱分解炭素の燃焼速度よりも著
しく高いので、粒子は上記の破砕方法にあつて破
砕されない。これは特別に被覆部内でSicから成
る中間層を備えた粒子に云えることである。した
がつ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ツチバインダ或
いはフエノール樹脂バインダと混合し、圧成し、
コークス化し、最終貯蔵可能な加工することが可
能である。場合によつては、黒鉛粉末を燃料要素
の再製の場合にも再使用できる。
造におけると同じ方法で例えばピツチバインダ或
いはフエノール樹脂バインダと混合し、圧成し、
コークス化し、最終貯蔵可能な加工することが可
能である。場合によつては、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、
即ち放出されるC−14の割合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O2-分圧維持のため
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。
即ち放出されるC−14の割合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O2-分圧維持のため
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、本発
明の他の特徴により、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、この燃料要素の炭
素組織或いは黒鉛組織内に接触反応を惹起する物
質を均一に添加することによつて温度低下が達せ
られる。この場合、この接触反応を惹起する物質
として使用される触媒を特に水性溶液から析出す
るのが有利である。このようにして例えば燃料要
素球を2.5重量%のCsNO3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。この場合
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つている。
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つて配分されて
おり、黒鉛中の硝酸セシウムの割合は0.1重量%
であつた。
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、本発
明の他の特徴により、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、この燃料要素の炭
素組織或いは黒鉛組織内に接触反応を惹起する物
質を均一に添加することによつて温度低下が達せ
られる。この場合、この接触反応を惹起する物質
として使用される触媒を特に水性溶液から析出す
るのが有利である。このようにして例えば燃料要
素球を2.5重量%のCsNO3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。この場合
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つている。
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つて配分されて
おり、黒鉛中の硝酸セシウムの割合は0.1重量%
であつた。
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
排気することによつても達せられる。
を含有した液体と共に引続き圧力負荷により乾燥
排気することによつても達せられる。
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
的に燃焼を行う蒸気方法の場合と実際に同じ効果
が達せられた。
する。この場合、ドーピングせずに560℃で部分
的に燃焼を行う蒸気方法の場合と実際に同じ効果
が達せられた。
上記接触反応を惹起する物質として使用される
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アルカリ金属沃
素物を使用することができることが解つた。触媒
の量は一般に0.01〜1重量%である。破砕温度は
触媒含有燃料要素の場合約300〜400℃である。
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アルカリ金属沃
素物を使用することができることが解つた。触媒
の量は一般に0.01〜1重量%である。破砕温度は
触媒含有燃料要素の場合約300〜400℃である。
本発明による方法は特に球状の燃料要素の破砕
に良く適している。しかし、これに限定されず、
根本的に構造用黒鉛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
ズム状の燃焼要素にあつても適用可能である。
に良く適している。しかし、これに限定されず、
根本的に構造用黒鉛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
ズム状の燃焼要素にあつても適用可能である。
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り核
燃料から構造用黒鉛を分離するための方法におい
て、燃料要素をその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、酸
素を含有しているガス内で650℃以下の温度で熱
処理し、弛緩した上記燃料要素の外殻を機械的な
作用により分離することを特徴とする、核燃料か
ら構造用黒鉛を分離するための方法。 2 酸素を含有するガス内で燃料要素を処理して
いる間この燃料要素に機械的な破砕力或いは剪断
力を作用させ、破砕物を200℃以下の温度を持つ
冷た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。 3 燃料要素を処理している間この燃料要素を回
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燃焼によ
り絶えずゆつくりと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 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処理することにより核燃
料から構造用黒鉛を分離するための方法におい
て、燃料要素を酸素を含有しているガス内で処理
する以前に、燃料要素の炭素組織或いは黒鉛組織
内に接触反応を惹起する物質を混合することを特
徴とする、核燃料から構造用黒鉛を分離するため
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、前記特許請求の範囲第5項に記載の方
法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3149795A DE3149795C2 (de) | 1981-12-16 | 1981-12-16 | Verfahren zur Abtrennung des Strukturgraphits vom Kernbrennstoff bei Kernreaktorbrennelementen |
| DE3149795.0 | 1981-12-16 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58106492A JPS58106492A (ja) | 1983-06-24 |
| JPH0331235B2 true 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 (10)
| 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 |
| RU2376667C1 (ru) * | 2008-04-16 | 2009-12-20 | Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") | Способ разрушения циркониевых оболочек стержневых тепловыделяющих элементов тепловыделяющей сборки |
| DE102011016272A1 (de) * | 2011-04-06 | 2012-10-11 | Forschungszentrum Jülich GmbH | Verfahren zur Dekontamination von Radionukliden aus neutronenbestrahlten Kohlenstoff- und/oder Graphitwerkstoffen |
| US9793019B1 (en) | 2014-03-26 | 2017-10-17 | Savannah River Nuclear Solutions, Llc | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels |
| EP3123479B1 (en) * | 2014-03-26 | 2019-09-04 | Savannah River Nuclear Solutions, LLC | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels |
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