bericht forschungs· und entwicklungsarbeiten im jahre ... - Bibliothek
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ppm<br />
1000<br />
,00<br />
10<br />
Abb.3:<br />
Cf-252 Bildung aus Pu-242<br />
l%, 2.5-10"<br />
~h2.5-10"<br />
I0,1 '--.L.---'---'-_---'""--.1..-__-'- ~_____l<br />
2_10" 4 -10" 6-10"<br />
____ Neutronen/ern'<br />
Einfluß des epithermischen Flußanteils auf die Californiumbildung<br />
(R = c/Jepi/c/Jth' FR 2: R = 0,02 - 0,03 BR 2: R ==-0,1)<br />
ten Neutronendosis (bis zu n-v·t = 2.10 22 ) bestrahlt<br />
werden soll <strong>und</strong> die ersten exper<strong>im</strong>entellen<br />
Daten der Bildungsrate für Californium <strong>im</strong> BR 2<br />
ergeben wird.<br />
Die Bestrahlung von 0,8 kg Plutonium <strong>im</strong> FR 2<br />
wurde planmäßig weitergeführt; Ende des Jahres<br />
waren mehr als 80 % der spaltbaren Isotope abgebrannt,<br />
d. h. es wurde ein Abbrand von<br />
800.000 MWd/t erreicht.<br />
2) Kapse/ung<br />
Das in den vergangenen Jahren entwickelte Kapse<br />
Iungskonzept "Pu/AI-Legierung in Zircaloy-Hüllrohr"<br />
hat sich an 160 Kapseln bis zu 94 % Abbrand<br />
<strong>und</strong> bis zu einer Stableistung von 500 W/cm<br />
bewährt; die max<strong>im</strong>al erreichte Neutronendosis ist<br />
1,1 .10 22 Nth/cm2. Dam it ist die Entwicklu ng der<br />
Pu-Kapselungstechnologie abgeschlossen. Versuche,<br />
dieses Konzept auch auf andere Transurane<br />
zu übertragen, waren bei Am-241 erfolgreich<br />
(3789). Zum Bestrahlen kleiner Mengen von Nukliden<br />
(Milligramme) wurde eine Doppelwandkapsel<br />
entwickelt, die für den Einsatz <strong>im</strong> BR 2 <strong>und</strong> FR 2<br />
geeignet ist. Damit ist eine entscheidende Voraussetzung<br />
für weitere Testbestrahlungen erfüllt.<br />
3) Chemische Prozeßentwick/ung<br />
Die Verfahrensentwicklung zur Isolierung von Plutonium<br />
aus bestrahltem Material durch eine Einstufenextraktion<br />
mit einem quartären Amin wurde<br />
abgeschlossen <strong>und</strong> mit hochabgebranntem<br />
FR 2-Brennstoff getestet, wobei aus 300 g Brennstoff<br />
etwa 0,5 g Plutonium der Zusammensetzung<br />
51 % Pu-239, 34,6 % Pu-240, 7,9 % Pu-241 <strong>und</strong><br />
6,0 %Pu-242 isoliert werden konnten.<br />
Die Versuche zur Trennung der Spalterden von<br />
den Transplutonen führten zu einem Verfahren,<br />
das als "Lanthanidenfiltration" bezeichnet wurde<br />
<strong>und</strong> dessen Prinzip darin besteht, das Gemisch der<br />
zu trennenden Elemente in einer Aminopolykarbonsäure-Milchsäurelösung<br />
über eine Kieselgursäule<br />
zu leiten, auf der ein Phosphorsäurediester<br />
fixiert ist. Dabei werden nur die Spalterden, jedoch<br />
nicht die Actiniden zurückgehalten (3767,<br />
3801); die Sorption der a-Strahler, die Anlaß beträchtlicher<br />
Verluste sein kann, wird umgangen.<br />
4) Laboran/agen<br />
Die Heiße Zelle KATZE, in welcher der Hauptteil<br />
der Verfahrensentwicklung ausgeführt wird, stand<br />
46 Wochen <strong>im</strong> Einsatz, in der restlichen Zeit wurden<br />
Wartungs- <strong>und</strong> Dekontam inationsarbeiten ausgeführt.<br />
Ein Manipulatorschaden konnte behoben<br />
werden, weitere Ausfälle traten nicht ein. Im<br />
Boxenlabor wurde eine Handschuhbox für mechanische<br />
Arbeiten (Präzisonsdrehbank, 15 to Tablettenpresse)<br />
eingerichtet. Der Aufbau einer Bleiboxenanlage<br />
ist fast beendet; der hierzu erforderliche<br />
Brückenkran wurde installiert. Das Transportsystem<br />
für hochaktives Material wurde durch den<br />
Einbau von Doppeldeckelschleusen <strong>und</strong> die Beschaffung<br />
eines Bleiflaschentransportwagens ausgebaut,<br />
so daß jetzt eine a-dichte Kommunikation<br />
mit den Zellenanlagen in Bau 341 <strong>und</strong> 701, HCH<br />
(Bau 721) sowie TU (Bau 806) besteht.<br />
10/69/6 Spaltstoffflußkontrolie<br />
Das Verfahren der Röntgenfluoreszenzspektroskopie<br />
zur Best<strong>im</strong>mung von Actiniden-Elementen in Lösungen<br />
bestrahlter oder unbestrahlter Kernbrennstoffe<br />
wurde weiter verbessert (3804, 3806), teilweise automatisiert<br />
<strong>und</strong> routinemäßig bei der Ausführung von<br />
Kontrollexper<strong>im</strong>enten in Brennelementfabrikations<strong>und</strong><br />
Wiederaufbereitungsanlagen eingesetzt (3805).<br />
Zur Frage der Anwendung der "Misch-Proben Technik"<br />
bei der Kontrolle von Eingangsanalysen einer<br />
Wiederaufbereitungsanlage (3763), zur Frage der Stabilität<br />
von Probelösungen, zur Best<strong>im</strong>mung der Isotopenzusammensetzung<br />
mittels Emissionsspektroskopie<br />
<strong>und</strong> zur Ermittlung von Pu-239 <strong>und</strong> U-235 in Lösun-<br />
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