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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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