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KfK 3489
Februar 1983
Ergebnisberichtüber Forschungs- undEntwicklungsarbeiten
1982des Instituts für Radiochemie
Kernforschungszentrum Karlsruhe
KERNFORSCHUNGSZENTRUM KARLSRUHE
Institut für Radiochemie
KfK 3489
Ergebnisbericht über
Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1982
KERNFORSCHUNGSZENTRuM KARLSRUHE GMBH, KARLSRUHE
Als Manuskript vervielfältigtFür diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH.
ISSN 0303-4003
- 1 -
01 Projekt Schneller Brüter (PSB)
01.01.03 IRCH Nachuntersuchung und Auswertung von
Oxidbrennstäben
Die Dienstleistungsgruppe Isotopenproduktion istfüt die
laufende Erzeugung von größeren Mengen von
Radionukliden wie Mo-99 in höchster nuklearmedizinischer
Reinheit zur Herstellung von Tc-99m Generatoren
verantwortlich.
chemischen Untersuchungen und Verfahrensentwicklung in
den Bereichen: Neue Technologien zur Entfer~ungvonProblemkomponenten aus Wasser, Brauchwassererzeugung
und WerkstoffrUckgewinnung aus Abwasser sowie Änalyse
und Aufklärung orga'nischer Wasserschadstoffe.
Im Berichtszeitraum ist außerdem die automatische
Auswertung von, E;:mlssionsspektren, die für ein PWA
Vorhaben erstellt worden war, auch für die Auswertung der
Spektren zur Abnahmekontrolle eingesetzt worden. Auf
diese Weise konnte die recht ar,beitsintensive Auswertung
deutlich verbessert werden.
,Zusammenstellung, der Servi.ceanalyse für
qies\ls Vorhaben in 1982
Dem Institut gehörten am 31.12.1982 an:, 28" Akademiker,
14 Ingenieure, 42 sonstige Mitarbeiter, 19 Doktoranden und
Diplomanden, 2 ausländische Gäste, 11,5 Mitarbeiter der
Projektträgerschaft "Wassertechnologie und Schlamm
behandlung" und 9 Mitarbeiter des Technologie Transfer
Programms.
Tabelle 1:
Die herstellungsbegleitenden Analysen zur Qualitäts- und
Spezifikationskontrolle von Mischoxid-Brennstoffen sowie
die Bestimmung des Abbrandes als Teil der
Nachuntersuchungen sind nach wie vor Schwerpunkte für
dieses Vorhaben. Außerdem werden unter diesem
Arbeitsthema Serviceleistungen für LAF-I, 01.02.20, IHCH
01.05.06, -r;U, IMF, KTB/HZ und Firma Alkem bl'larbeitet.
Alle in der IRCH-Analytik zur Verfügung stehenden
Analysentechniken werden zur Bearbeitung dieses
Arbeitsprogrammes ,eingesetzt.
In einem Methodenvergleich "Vorverdampfungstechnik" :
"Carrier-Qestill<Jtion" konnte gezeigt werden, d,<Jß ,beide
Verfahren in Bezug, auf die Richtigkeit ,der Ergebnisslil
vl'lrgieichbar sind. Das Analysenprogr<Jrnm zur
Al;>nahmekontrolle von SchnellbrüterbrennstoH ist auf die
ElemElnte Hf und P erweitert word!ln.
Die im Jahr 1982 im IRCH durchgeführten Arbeiten
schließen u.a. ein: Untersuchungen zur Freisetzung,
Transport und Ablagerung von radioaktiven Spalt-,
Aktivierungs- und Korrosionsprodukten in Natrium
Kühlsystemen (PSB). Die Entwicklung von Neutronen- und
y -Monitoren als In-Une Instrumente sowie die Entwicklung
von neuen Analysetechniken und die analytische
Unterstützung von Vorhaben auf dem Gebiet der
Wiederaufarbeitung werden innerhalb des Projektes PWA
ausgeführt. Die Krypton-85-Fixierung und Lagerung sowie
die Aktinoidenabtrennung aus MAW Strömen und die
Entwicklung von Methoden zur Austreibung der Spaltgase,
Krypton und Jod aus abgebrannten Brennelement
abschnitten wie auch die Tritiumanreicherung aus
Prozeßströmen sind ebenfalls Gegenstand von Arbeiten auf
dem Ge,biet der Wiederaufarbeitung und Abfallbehandlung.
Reaktions-, Freisetzungs- und Aerosolverhalten von Spalt
und Aktivierungsprodukten beim Core-Schmelzen werden
im Rahmen des "Projektes Nukleare Sicherheit (PNS)"
untersucht. Arbeiten zur Erstellung eines
hbchempfindlichen Laserfluorimetriesystems für die
Spaltstoffflußkontrolle sowie die Weiterentwicklung und
Verbe'sserung von Meßverfahren zur Bilanzierung in
Wiederaufarbeitungsanlagen erfolgen innerhalb des
F'rojekts "KernmaterialüberwachUng".
Grundlegende Arbeiten auf dem Gebiet der Analyse und der
Charakterisierung von realen Oberflächen und das Studium
der 'auf diesEln Oberflächen ablaufenden Reaktionen
(Arb~itsschwerpunkt Festkörper- und Materialforschuhg)
werden im Hinblick auf die Anwendbarkeit der in diesem
Progr'amm gewonnenen Erkenntnisse auf Problem'e in der
KerntechilOlögie durchgeführt. Die zentral koordir1i~rte
internationale Zusammenfassung von Kerndaten und' die
Herausgabe der Karlsruher Nuklidkarte gehören zu den
weiteren in diesem Institut bearbeiteten Aufgaben. Die
Abteilung "Wassertechnologie" (Arbeitsschwerpunkt
Technik Mensch Umwelt) beschäftigt sich mit
Das Institut für Radiochemie (Leitung Prof. Dr. H.J. Ache)
befaßt sich mit Forschungs- und Entwicklungsaufgaben im
Rahmen der Arbeitsschwerpunkte "Projekt
Wiederaufarbeitung und Abfallbehandlung (PWA)", "Projekt
Schneller Brüter (PSB)", "Projekt Nukleare Sicherheit
(PNS)" sowie, "Projekt Kernmaterial-Uberwachung (PKU)".
Grundlegende Probleme auf dem Gebiet der
instrumentellen Analytik, insbesondere der
Oberflächenchemie und -strukturanalyse sowie der
Radiochemie, werden innerhalb des Arbeitsschwerpunkts
"Festkörper- und Materialforschung" bearbeitet.
Wassertechnologische Untersuchung im IRCH gehören zu
den im Arbeitsschwerpunkt "Technik - Mensch - Umwelt"
zusammengefaßten Programmen.
- 2 -
AufgabensteIlungu. AUftraggeber
Verfahren analysierte Zahl derElemente Analysen
Sorption von Zn-65 an Ni-Folien deutlich erhöhen.
bis zu 26 6500Spurenelementen
naß-chem. F' u. CI'
Massenspekt. U-Isotope 45
78
10
234
26 Spurenelemente
Sr
Emission
Emission
Emission
Spezifikationskontrolle (IHCH)
BrandstudieLAF 1
Spezifikationskontrolle (Alkem)
SpezifikationskonttrolleSpezifikationskontrolle (TU)
Untersuchungenvon Na-Kreislaufproben
Cl-Zählung AktinoideNAA/y -Spek-troskopie
56 >-------ilmm
Abb.l REM-Aufnahme von RVC
Abbrandanalysen(IMF)
Nuklid HWZ nCilg No kBqlg No
No- 22 2,6020 600 22,2
Mn-54 312,2d 360 13,3
Co -58 70,78d 1,3 0,05
Zn- 65 Wd 173 6,4
Ag-110m 24~9d 140 5,2
Sb-122 2,70d 128 4,7
Sb-124 60,3d 39 1,41---- - -- -- - 1-----
Cs-137 30,170 19 0,72
Veröffentlichungen:
15944
V17356
Primärberichte:
BeteiligteMitarbeiter:
E. Bolz
W. Coerdt
H. Deutsch
Dr. E. Gantner
H. Gärtner
F. Geyer
R. Hauck
Dr. E. Mainka
H.G. Müller
Dr. H. Wertenbach
Tabelle 1: Radionuklide
(27.7.82)
im KNK-II-Primärnatrium
01.02.17 IRCH Systemkontamination natriumgekühlter
Kernreaktoren
Im Natriumlabor wurden weitere Kapselversuche zur
Beständigkeit verschiedener Materialien (vor allem
Graphit- und Glaskohlenstoffarten verschiedener
Hersteller) gegen geschmolzenes Natrium bei 120°C bis
230 °C durchgeführt.
Abb. 1 zeigt die Struktur eines erfolgversprechenden,
vernetzten Glaskohlenstoffs (RVC) in einer
rastermikroskopischen Aufnahme.
Die Sorption von Zn-6~ an metallische Werkstoffe aus
abgefülltem KNK-Primärnatrium (reale Lösungspartner!)
wurde im Temperaturbereich unter 200°C (an der KNK-II
nicht zugänglich) ebenfalls in Kapseln untersucht. Eine
vergleichende Arbeit zur Sorption von Zn-65 aus den
Lösungsmitteln Hg bzw. Na an Ni-Oberflächen wurde
abgeschlossen. Der wesentliche Unterschied wird d\lrch die
reduzierende Eigenschaft des Natriums auf die oxydische
Oberflächenschicht des Nickels verursacht. Durch Zusatz
von kleinen Mengen Na zum Lösungsmittel Hg ließ sich die
Die Bestimmung von Radionukliden im KNK-Primärnatrium
wurde regelmäßig fortgeführt. Tab. 1 zeigt als Beispiel die
Ergebnisse einer Probe aus der Mitte des
Berichtszeitraums. Zu dieser Zeit waren alle Hüllrohre im
Reaktorkern intakt. Das Spaltprodukt Cs-l37 stammte
noch aus Brennstoff (U02) mit absichtlich angebrachten
Hüllrohröffnungen von 1 mm' bzw. 10 mm', die mit
Versuchsstopfen in eine Reflektorpositon des KNK-II-Kerns
("511") eingesetzt worden waren. Während des Einsatzes
dieser Versuchsstopfen im ersten Halbjahr, insbesondere
bei 12 Brennstofftabletten und 10 mm' HÜllrohröffnung,
waren neben höheren Aktivitätskonzentrationen des Cs-l37
(max. 0,11 I!Ci/g Na) auch andere Spaltprodukte
nachweisbar: Cs-l34 (Verhältnis Cs-l37/Cs-l34 immer
'" 22:1), ,J-l31 (ebenfalls max. 0,11 I!Ci/g Na) und wenig
Ba-La-140.
Zur Abscheidung von Radionukliden auf Werkstoffproben
aus strömendem KNK-Primärnatrium wurden fünf
Parameter-Tests bei verschiedenen Expositionszeiten und
ein "Screening-Test" zur weiteren Werkstoffauswahl
- 3 -
durchgefüh~t. Schwerpunkt dieser Arbeiten war aber
zweifellos die Vorbereitung, Durchfürung und Auswertung
eines ersten Versuchs mit einer Experimentier
Radionuklid-Falle (RNF). Abb. 2 zeigt links diese Falle mit
einem Volumen von 2,3 1, rechts daneben ein
Plexiglasmoq~lI,.um die FÜllung mit Pallringen anschaulich
zu machen.
~~~~~~~~~~~~~~~~~~=oj*IROI19al
ProbenahmezeUe
S2
Ablaßlank BI
iBI iBI r?2?1/?11?:::?11?1?1??11I?~
E~M""Ö:f.~~*-~-pe~l ~~--2TtL---f;j1~1~O'"""Y.Sl:.,-lfJNFzum 101 iB> iB>Reaktor 101 8 I
Durchfluß - I 9messer I
Ql
vomZWT
Stopfen Einsatzdauer Ausbau Ende der(Bez) (VLT) Bestrahlung
511/3 118,45 16.09.82 30.08.82; 17:28511/4 20,47 26.11.81 24.11.82; 11:35511/5 24,03 03.03.82 26.02.82; 10:00511/6 31,62 22.06.82 18.o6.8Z; 07:46
Ni-Bleche. Die Stopfen hatten unterschiedliche
Einsatzzeiten (hier in äquivalenten Voll-Lasttagen, VLT,
angegeben):
Abb. 3 Versuchs-RNF im Primärnatrium-Probenahme
kreislauf der KNK-II
einemVersuchs-Radionuklidfalle neben
,Rlexiglasmodell mit Pallringen
Abb.2
1982 wurden auch zum erstenmal Füllkörper aus beladenem
KNK-Primärnatrium-Kühlfallen entnommen. Auf den
gereinigten Pallringen ",aren nur noch Mn-54 und Co-6o
meßbar, bemerkenswerterweise jedoch auch etwas Cs-l37.
Bei dem Versuch war die RNF mit Pallringen aus Nickel
bzw., Edelstahl (1.4301) (je 50 %) gefüllt. Edelstahl W.Nr.
1.4301 diente als Referenzmaterial. Die meisten Pallringe
hatten 25 ,mm r/J und waren 25 mm hoch, es wurden jedoch
auch 15 fTlm,r/J / 1~ mm hohe füllkörper eingesetzt, um die
Üb~rtragbarkeit ejer Ergebnisse zu prüfen. In der Tat waren
die deponierten Aktivitäten von, Mn-54 und Zn-64
oberflächenproportional verteilt. An Ni-Pallringen wurde
im Mittel die 75-fache Menge Mn-54 und die 235-fache
Menge, Z,n-65 zurü,?kgehalten wie an entsprechenden
Füllkörpern aus Edelstahl. Der Versl,Jch dauerte 100
Stunden und wurde mit Natrium von 312 DC durchgeführt.
Abb. 3 z~igt schematisch den Einsatz der Radionuklidfalle
(RNF) 'im Primärnatrium-Probenahmekreislauf der KNK-II.
Im Berichtszeitraum waren zum erstenmal Ni-Proben
Versuchsstopfen bei TemperatUren um 500 DCin
KNK-II eingesetzt. Jeder der 4 Versuchsstopfen trug
mit
der
vier
Auf den ausgebauten und gewaschenen Blechen wurden nur
die Radionuklide Zn-65 und Mn-54, gelegentlich Spuren von
Cs-l37 gemessen. Das bedeutet,daß die Bleche in den
Stopfen nicht aktiviert wurden (kein CO-58!) und die
Positionen für weitere Versuche dieser Art geeignet sind.
Die Aktivitäten von Zn-65 und Mn-54 waren höher als auf
allen bisher in KNK-II exponierten Depositionsproben; aus
den bisherigen Versuchen ist jedoch nicht zu entscheiden,
ob' das ein Effekt der höheren Na-Temperatur oder eier
längeren Expositionsdauer ist.
Radionuklide im Primärschutzgas wurden bei allen
Leistungsstufen der KNK.II bestimmt. Beim Betrieb mit
absichtlichen HUlIrohröffnungen in stark verkürzten
Teststäben (Versuchsstopfen 511/4 bis 511/6) stieg die
SpaltgasfreisetzUng überproportional zur Reaktorleistung
an. Parallel zur Schutzgas-Probenentnahme und,
Gammaspektrometrie im Labor wurden erstmals. auch
gammaspektrometrische on-line Messungen durchgeführt.
Dabei konnte zusätzlich zu den off-line bestimmten
Radionukliden auch Xe-135m (HWZ 15,3 m) gemessen
werden.
So lange der KNK-II in Betrieb war, wurde der
Tritiumgehalt im Frischdampf-Kondensat an jedem
- 4 -
Arbeitstag einmal bestimmt. Die Vorjahrswerte wurden
nicht überschritten.Tabelle 1: Ein Methodenvergleich von Mikrosonde und
RFA-Analyse am Beispiel von Löserückständen
(in Gew. %)
01.05.01 IRCH Desaktivierung natriumbehafteter
Brennelemente
Mo 25 27.4 24 26.5Tc 8 8.6 8 9.4Ru 52 43.7 44 36.2Rh 7 5.3 8 6.3Pd 8 11.8 16 16.2Ag 1.5 1.4Zr 0.7 1.7U 1.0 1.9Pu 0.2 0.2
Veröffentlichungen
17256
17712
Primärberichte
01.02.17 P 84A
01.02.17 P 86A
Beteiligte Mitarbeiter
H. Clauss
H.D. Hanke
K. Schmidt
Dr. H.H. Stamm
Analysenelement
Probe 1 Probe 2Ergebnis Ergebnis
Mikrosonde RFA Mikrosonde RFA
Die an den Brennelementen der KNK-I durchgeführten
Untersuchungen und die damals erhaltenen Resultate
wurden zusammenfassend dargestellt. Dabei wurden auch
besonders die bei den' Brennelementen des KNK-I1
Erstkerns zu erwartenden Unterschiede diskutiert. Die
praktische Arbeit an diesen Elementen verschob sich durch
die erneute Standzeitverlängerung dieser Elemente auf
400 VLT (100 000 MWd/tSM) in die Jahre 1983/84.
01.05.05 IRCH Versuche zum Löslichkeitsverhalten vonbestrahlten und unbestrahltenSchnellbrüterbrenJistoff
Am Beispiel der Rückstanduntersuchung eines
Hochleistungbrennelementes (mittlerer Abbrand 4,3 %)
konnte gezeigt werden, daß zwischen den Untersuchungen
mit der Mikrosonde und der RFA eine gute
Übereinstimmung der Ergebnisse erzielt werden kann
(Tab. 1).
Im Berichtszeitraum sind vor allem nach Auflöseversuchen
von bestrahltem Kernbrennstoff die Zusammensetzung der
Lösungen bzw. der Rückstände untersucht worden. Die
Arbeiten sind in Zusammenarbeit mit IMF bzw. IHCH
durchgeführt worden. Als Analysenmethode diente die
Röntgenfluoreszenz sowie die y -Spektrometrie. Zur
besseren Auflösung der RFA-Spektren wurde ein neuer LIF
analysatorkristall beschafft, vor allem die Bestimmung der
Spaltprodukte konnte so verbessert werden.
Veröffentlichungen
17045
Primärberichte
01.05.01 P 81A
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. H.H. Stamm
Die Bestimmung der Spaltprodukte Pd, Tc, Rh und Ag ist
durch die Beschaffung einer Wolframröhre möglich
geworden. Um in Zukunft auch Eisen als Korrosionsprodukt
in dem Probenmaterial analysieren zu können, soll die Be
Scheibe, durch die die Cl-Box vom Spektrometer getrennt
ist, durch eine Graphitfolie ersetzt werden, nachdem in der
Be-Scheibe selbst eine störende Eisenkonzentration
ermittelt worden war. Nach diesem Austausch wäre ein
weiterer Schritt auf die vollständige Rückstandsanalyse
getan.
Im Zusammenhang mit diesem Vorhaben ist außerdem eine
experimentelle Untersuchung über Nachfällungen aus
Feedlösungen durchgeführt worden. Die
röntgenspektrometrischen Befunde zeigen, daß Ru nicht
nur aktivitätsmäßig, sondern auch mengenmäßig
Hauptbestandteil der Nachfällungen ist. Dabei bleibt
allerdings noch zu klären, in welcher chemischen Form das
Ru vorliegt. Es konnte außerdem bestätigt werden, daß ein
anderer Hauptbestandteil Mo ist, das wahrscheinlich als
Molybdat vorliegt.
Tabelle 2: Zusammenstellung der i~ Berichtszeitraum
durchgeführten Analysen
AufgabensteIlung Verfahren analysierte Zahl deru. Auftraggeber Elemente Analysen
unbest. Brennstoff- pot. Best. U, Pu 2proben
bestrahl. Brenn- RFA U, Pu, Am 13stofflösungen y-Spektr. Ce und Cs
Rückstands- RFA U, Pu, Am u. 36analysen Spaltprod.
Abbrandbestimmung Massen- U/Pu und 36von hochabgebr. spektr. Nd IsotpeBrennstoffen
Abbrandbest. y-Spektr. Cs 69
- 5 -
Ö1.05;05 61A E. Bolz
W. Coerdt
H. Deutsch
Dr. E. Gantner
R. Hauck
Dr. E. Mainka
M. Mostafa
Dr. H. Wertenbach
Veröffentlichungen
Vl7703
Primärberichte
Beteiligte Mitarbeiter mit selbsthergestellten Oxidgemischen durchgeführt. Um
den Einfluß der Brennelement-Aufheiztemperatur auf die
Oxidations- und Lösegeschwindigkeit zu ermitteln, wurden
niedergeglühte Chargen (ca. 700°C) und bei ca. 1500. °C
geglühte Gemische untersucht.
In der ersten Abbildung ist der Einfluß der
Reduktionstemperatur in CO-haltigen Systemen auf das
Sauerstoff/Metallverhältnis im Reaktionsprodukt für
Oxidgemische verschiedener Uran/Plutoniumverhältnisse
aufgetragen.
Eine wichtige, stets wiederkehrende Frage betrifft das
1,5 0'---10l..;-O--:-20LO--311
LO--4OLO-....J50LO--60LO_....J70LO_--JOOO
Reoktionstemperotur [OC J
Abb. 1: Reduktion von U/Pu-Mischoxiden in Co-
Atmosphäre. Reaktionszeit: 3 Stunden,
Ausgangsoxid bei 700, °C in 02-Atmosphäre 3
Stunden geglüht.
o ,100 U/Pu
c 90 U/PuA 90 UI Pu
Reduktion von U-Pu-Mischoxidmit CO/3h
Ausgongsoxid bei 700°C!Dl3hgeg lüht
2,1
2,0
2,2
2,3
1,9
2,4
Es zeigt sich, daß die Anwesenheit von Plutonium im
Brennstoff keinen nachteiligen Einfluß auf die
Reduktionstemperatur zur Folge hat. Interessant ist die
Tatsache, daß mit zunehmendem Pu-Gehalt eine deutliche
Sauerstoffunterstochiometrie beobachtet wird. Die Pu
haitigen Reaktionsprodukte sind an der Luft entzündlich,
lassen sich aber ohne Schwierigkeit bei dosierter
Sauerstoffzufuhr oxidieren.
2,5
1,0
2,7
1,7
1,6
...Q..Me
Voloxidation
04 Projekt Wiederaufarbeitung und Abfallbehandlung
(PWA)
04.01.01 IRCH Headend-Prozeßführung und alternative
Abgasreinigung
Die in abgebrannten Brennelementen enthaltenen
flüchtigen Spaltp'rodukte Tritium~ Krypton und Jod werden
bei der' naßchemischen Aufarbeitung nach ihrer Freisetzung
durch große Fremdgasmengen verdünnt bzw. in mehrere
Prozeßströme verteilt. Dies auf ein Mindestmaß
einzuschränken macht den Einsatz von zusätzlichen
aufwendig'en Trennoperationen notwendig. Eine
vielversprechende Alternative zur Abtrennung der
flüchtigen Spaltprodukte vor der naßchemischen
Aufarbeitung bietet die "Voloxidation". Sie basiert auf der
oxidativen Umwandlung des in den B.E.-Abschnitten
vorhandenen U02 zu U308 in sauerstoffhaItiger
Atmosphäre bei Temperaturen zwischen 300 oe bis 550°C.
Aufgrund der bei der Oxidation stattfindenden
Kristallstruktur-Umwandlung des kompakten kubischen
Gitters U02 zum voluminöseren orthorhombischen Gitter
des U308 und der dadurCh im Brennstoff auftretende Druck
läßt den Kernbrennstoff aus der Hülse rieseln. Gleichzeitig
treten die zuvor im kubischen Gitter eingeschlossenen
Spaltprodukte aUs dem größeren' orthorhömbischen Gitter
heraus. Aus deri bisher durchgeführten
Oxidationsexperimenten geht hervor, daß bei einem
Oxidationsschritt ca. 99 % des Tritiums und jeweils ca.
50 % des im Brennstoff eingeschlossenen Kryptons und Jods
freigesetzt werden.
Ziel dieses Vorhabens ist die Untersuchung der Auswirkung
alternierender Oxidations- und Reduktionsschritte im
Hinblick auf die Erhöhung der Freisetzungsausbeuten, vor
allem von Krypton und' Jod, und auf das Löseverhalten des
thermisch behandelten' Kernbrennstoffs.
Schwerpunkt im' Jahre 1982 war die Untersuchung des
Einflusses verschiedener Plutoniumanteile im Brennstoff
auf die Oxidations- und Reduktionsbedingungen sowie auf
das Löseverhalten der Mischoxide. Die Experimente wurden
Löseverhalten des oxidierten Brennstoffs; die diesbezüglich
gemachten Angaben und erzielten Ergebnisse waren
ständigen Schwankungen unterlegen. In einigen
Experimenten wurde wiederholt eine wesentliche
Beschleunigung der Auflösung festgestellt, in anderen
jedoch nicht. Die Ursache dieser schwankenden Ergebnisse
wurde in zahlreichen detaillierten Untersuchungen mit bis
zu 20 % Pu02-Anteiien in den Oxidgemischen geklärt.
Zusammenfassend ist zu berichten, daß Brennelemente, die
weder bei der Herstellung noch zu einem späteren
Zeitpunkt höheren Temperaturen ausgesetzt waren, keine
Veränderung im Löseverhalten zeigen; dagegen verbessert
sich das Löseverhalten hochgeglühter Oxide nach einem
Oxidationsschritt beträchtlich.
Zu Abb. 2 sind die erforderlichen Lösezeiten von
Oxidgemischen verschiedener Zusammensetzung in 8 mund
14.8 m HN03 unter veränderten
Vorbehandlungsbedingungen aufgetragen.
- 6 -
04.01.07 IRCH In-Une-Instrumentierung
Die restlichen Montage- und Installationsarbeiten an der
Versuchsanlage für die Entwicklung eines
"Spaltstoffmonitors" wurden abgeschlossen und die noch
ausstehenden TÜV-Teilabnahmen erfolgreich durchgeführt,
die neben der Begutachtung der einzelnen Anlagenteile wie
a -Boxenanlage mit Lüftungssystem, Hebezeuge,
Abschirmvorrichtungen usw. auch die Demonstration des
gesamten Versuchsablaufs zum Gegenstand hatten.
Ebenfalls installlert und inzwischen abgenommen wurden
die Objektsicherungseinrichtungen im Versuchslabor, so daß
Ende November 1982 alle vom Gutachter (TÜV Mannheim)
geforderten Voraussetzungen für die Erteilung der für die
geplanten Uranexperimente benötigten
Umgangsgenehmigung erfüllt sind. Mit diesen
Experimenten soll Anfang 1983 begonnen werden. Das
hierfür vorgesehene angereicherte Uran wird noch im
Dezember 1982 von der Fa. Nukem geliefert.
Abb. 2 Lösegeschwindigkeit von oxididierten und
nichtoxidierten U/Pu-Mischoxiden in 8 mund 14.8 m
HN03
Wie aus der Abbildung hervorgeht, bewirkt die Oxidation
bereits ab 2 % Pu-Anteil eine deutliche Verbesserung des
Löseverhaltens der zuvor bei höherer Temperatur (1500 °C)
geglühten Oxide. Diese Verbesserung ist auch bei Pu
Gehalten von 20 % unverkennbar.
JOO
ZeitImin]
200
VeröffentliQhungen
Primärberichte
6mHHO,loxid.:H,lI500'C1
konzffH~(oxid:H,J1IOO'C1
6mHH~\~,~W:1
15 20(Mol'/.)Pu-oxid im Mischoxid
Beteiligte Mitarbeiter
E. Arbogast
(Betr. Werkst.)
U. Berndt
W. Jung
Dr. Sameh A. Ali
Die Laboruntersuchungen zum "Hafniummonitor"
(Nachweis von Hafnium-Siebböden in Pulskolonnen) wurden
abgeschlossen. Als Meßanordnung wurden eine Cf-252
Neutronenquelle (Quellstärke 108 Neutronen/sec) in. einem
moderierenden, mit einem 10 mm weiten Kollimatorspalt
versehenen Polyaethylenblock, ein 30 cm-Edelstahlbehälter
mit Hafniumsiebplatten und BF3-Zähler verwendet. Es
konnte gezeigt werden, daß sich damit einzelne
Hafniumplatten bei Plattenabständen bis herunter zu
1,50 cm mit ausreichender Auflösung nachweisen lassen,
wenn der Behälter kein streuehdes Medium enthält
(entleerte Kolonne), vgl. Abb•. 1.
Eine Unterscheidung verschieden dicker Platten (1 bis
3 mm) bzw. die Erkennung eventueller Korrosionseffekte
ist jedoch auf diesem Wege nicht mit Sicherheit möglich.
Mit Laboruntersuchungen zur Detektion und
Mengenabschätzung von Plutqniumablagerungen in
Pulskolonnen ("Akkumulationsmonitor") wurde begonnen.
Die Meßanordnung ist ein 30 cm-Stahlbehälter, der mit
einem neutronenreflektierenden, mIJhrere Neutronenzähler
enthaltenden Mantel aus Polyaethylen umgeben ist.
Plutoniumablagerungen werden mit einer Cf-252
Punktquelle bekannter Stärke simuliert, die auf einem
Siebboden in unterschiedlichen Positionen angebracht und
gemessen wird.
Ein Laser-Rarnan-Spektrometer wurde angeschafft, mit
dem zunächst die analytischen Einsatzmöglichkeiten dieser
Technik im Wiederaufarbeitungsprozeß untersucht werden
sollen. Diese Arbeiten, die danach den Ausbau zum
automatisierten Simultanspektrometer beinhalten sollen,
werden ab 1983 im PWA-Vorhaben "Laborautomatisierung"
(04.01.08) weitergeführt.
- 7 -
100 , 102 IImp.l
dann l'luf der ACHEMA 1982 ausgestellt. Abb. 1 zeigt die.
Gesamtansicht des Systems.
80
60
40
20
Abb.lNachweis vonH(lfnium- Siebplatten 'in
Pulskolonnen durch Neutronentron smissions
messung - Plattenabstand 1,5 cm
Nachdem mit .Hilfe eines Analysentests zwischen den
Spektrometertypen SRS-Sequenzspektrometer und MRS
Multik.analspektrometer Übereinstimmung in der Qualität
der Meßdaten demonstriert worden ist, muß nun das im
IRCHentwickelte Probenpräparationssystem mit dem in
der WAK vorhandenen MRS gekoppelt werden. Zur Zeit
steht die Verbindung dieser Schnittstelle noch aus.
cm15
o--j-T-,---~ ...---r---,.-,---__,__,~,-.----r-.,-_r___,__,-r__
10
Veröffentlichungen
Primärberichte
Beteiligte Mitarbeiter
Veröffentlichungen
Primärberichte
Beteiligte Mitarbeiter
R. Braun
Dr. E. Gantner
E. Kirste
J. Neuber
04.01.08 IRCH Laborautoml'ltisierung
Vl7709 04.01.07 P 18A Dr. E. Gantner
U. Kuhnes
J. Reinhardt
D. Steinert
04.01.11 IRCH Analysenservice und Bilanzierungsfragen
Im Rahmen dieses Vorhabens Werden hauptsächlich
Serviceleistungen erbracht, die im Zusammenhang mit
anderen PWA-Vorhaben stehen. Hauptauftraggeber sind
hier folgende Zentrumseinrichtungen: IHCH, HOB und INE.
07 Kernmaterialüberwachung (PKÜ)
o7.o1.o3IRCH Vorarbeiten zur Implementierung von
Überwachungssystemen
Erstellung eines automatischen Röntgenfluoreszenz-
Analysensystems für die WAK (beide Vorhaben)
Nach Detailverbesserungen an Probenpräparations
maschinen konnte mit dem Dauertest des Steuerprogramms
begonnen werden. Insgesamt mußten 1000 Prä-
parationsabläufe beobachtet werden. Nach
N~chbesserungen einiger Störstellen ist das
Steuerprogramm abgenommen worden. Die Anlage wurde
Dabei kommen die in der analytischen Gruppe verfügbaren
Analysentechniken zum Einsatz. Außerdem sind Weiter-und
Neuentwicklungen notwendig. 1982 wurden folgende
Themen bearbeitet:
a) Arbeiten zur Platinbestimmung in uranhaitigen
Lösungen aus der "Milli" (IHCH)
Die leistungsfähigsten Methoden der polarographischen
Platinbestimmung in wäßrigen Lösungen beruhen auf der
katalytischen Wirkung gewisser Platin-Komplexe auf die
Wasserstoffabscheidung am Quecksilbertropfen . im
alkalischen Milieu. Besonders bewährte sich laut Literatur
hierbei der Komplex des Pt(II) mit Äthylendiamin. Durch
die Anwesenheit stark überwiegender Uranmengen wird
aber diese Bestimmung u.a. infolge der Uranfällung im
Alkalischen gestört. Versuche zur Verhinderung der Störung
durch Komplexierung des Urans führten zu keinem
befriedigenden Ergebnis. Indes ergab sich aus weiteren
Untersuchungen die Möglichkeit, das Platin durch reduktive
Fällung gemeinsam mit Tellur als Träger (0,5 mg Te) selbst
von großen Uranmengen sauber zu trennen. In Verbindung
mit dieser einfach und rasch durchführbaren Isolierung
erweist sich die sehr empfindliche Pt-Bestimmung mittels
des erwähnten Komplexes zugleich als eine hochselektive
Methode, die praktisch lediglich von dem nur selten
beigemengten Selen gestört wird. Das Tellur selbst gibt
unter den Bedingungen der betreffenden polarographischen
Pt-Bestimmung kein Signal. Abb. 1 zeigt das von 27 ng
Platin gelieferte DP-polarographische Signal nach
chemischer Trennung von 441 mg Uran durch Kofällung mit
Tellur (b), ferner die Polarogramme der tellurhaItigen
"leeren" Grundlösung(a) sowie von Platin aus
Standardlösungen (c und d).
-~.·e.(v)
Abb. 1 Pt-Polarogramme nach Abtrennen von Uran
- 8 -
Halbstufenpotential des Platins (ca. -0,6 V geg. Ag/AgCl)
liegt in genannter Grundlösung zwar nahe dem des Urans,
der DP-polarographische, konzentrationsabhängige Pt-Peak
zeigt jedoch - vermutlich durch Desorptionseffekte am Hg
Tropfen hervorgerufen - in die entgegengesetzte Richtung
des Uran-Peaks, weshalb sich die beiden Peaks nicht
überlappen, dafür jedoch die Intensitäten jeweils der
Gegenseite vermindern. Bei sich in Grenzen haltenden
Urankonzentrationen ist der Platin-Peak auch an kleinen
Mengen trotz Intensitätsminderung gut erkennbar und mit
Hilfe der Additionsmethode quantitativ auszuwerten. Wie
die betreffenden Polarogramme verschiedener Pt-Mengen
neben 20 Jlg Uran aussehen, zeigt Abb. 2.
Abb. 2 Pt-Polarogramme in Triäthanolamin-Kalilauge
Grundelektrolyt
Unsere Untersuchungen zeigten desweiteren, daß sich
kleine Pt(II)-Mengen neben viel Uran (25 mg) empfindlich
und selektiv voltammetrisch an der Glaskarbonelektrode
bestimmen lassen. Entsprechende Voltammogramme zeigt
Abb.3.
Wasteverbrennung in Zukunft vermeiden zu können, da ein
Filterwechsel hohe Wastes verursacht, sollte die
Analyse von Filterrückständen
Wasteverbrennungsanlage (HDB)
Liegen keine größeren Uranmengen neben dem analytisch
interessierenden Platin vor, so läßt sich - wie unsere
Arbeiten außerdem gezeigt haben die chemische
Trennung umgehen, wenn die polarographische Messung in
Triäthenolamin-Kalilauge vorgenommen wird. Das
b)
Um Verstopfungen von Filteranlagen bei
der
der
9,0 fA .'
- 9 -
({&J,; .........
Nt/I<.~
Co.V:e.....Cl~ __
Abb.3 Voltammogramme von Pt neben viel Uran
Zusammensetzung solcher Rückstände
Verdampfbarkeit untersucht werden.
und ihre
Abb. 1 Verdampfungsprofil der Kationen aus
Filterrückständen einer Wasteverbrennungsanlage
Unsere Aufgabe bestand nun darin, einen solchen
Filterrückstand q\J'antitativ zu analysieren. Als
Analysenmethode zur Lösung des Problems wurden die
Atomabsorptionsspektroskopie, die Emissionsspektroskopie
sowie die Ionenchromatographie eingesetzt. - Die in einer
a-Box eingebaute Ionenchromatographie hat mit diesem
Analysenprogramm . den' ak'tiven Testlauf erfolgreich
demonstriert. -
Um einen . Uberblick über die Verdampfbarkeit der
einzelnen Spezies zu erhaiten, wurd~n Verdampfungsproflle
aufg~nommen.Dabei wurde wie folgt v~rgegangen.
Nachdem die Zusammensetzung des Rückstandes bekannt, .
war, wurden Rückstandprpben auf 400, 700, 1100 und zum
Teil auf 1300 °C erhitzt. Die verbleibenden
Konzentratiönen im jeweiligen Rückstand wurden erneut
analysiert. Im" Vergl~ich zu ursprünglich ermittelten
Ausgangskonzentrationen (100 %) wurden nun
entsprechende Konzentrationsabnahmen registriert. In Abb•. ,
1 sind die Verdampfun'gsprofile der Kationen und in Abb. 2
die entsprechenden der Anionen aufgezeigt. Aus den Daten
geht eindeutig hervor, daß bei einer Temperatur von 400
°C die Alkali sowie die Nitrate und Chloride zu einem
beträchtlichen Teil abdampfen.
".,
Abb. 2
,+....'""",4
w>&~{-
F-a-~O~~
$..,1-
4ft
Verdampfungsprofil der Anionen aus
Filterrückständen einer Wasteverbrennungsanlage
- 10 -
Zur Zeit werden weitere detaillierte Untersuchungen wie
z.B. engerer Temperaturbereich und Untersuchung der
einzelnen Verbindungen angestrebt.
Auslaugtest mit echten Feedklärschlamm
In Zusammenarbeit mit INE sind erste Auslaugergebnisse
über eine Auslaugzeit bis 307 Tage in desto Wasser und Q
Salzlauge erarbeitet worden. Ein Bericht wird zur Zeit
erstellt.
c) Arbeiten zu aktiven und simulierten Auslaugtests
Brennstoffgehalt NAA/Y -Spekt. U, Pu, Am 168Wasteproben HDB
Eine Zusammenfassung der durchgeführten Serviceanalysen
für diese Vorhaben zeigt nachfolgende Tabelle.
AufgabensteIlung Verfahren analysierteElemente
Ru-l06, 357Sb-125,Cs-137/137 U.
Si-90Maß-Gesamtaktivität
36
Zahl derAnalysen
NAA/y -Spekt. NpNp-Analyse
aktive Auslaug- y-Spekt.test,INE
Auslaugtests an simulierten Glasprodukten
Die Auslaugbeständigkeit, die das entscheidende Kriterium
für die Güte der Abfallverfestiguhgsprodukte ist, war
weiter an einer Serie von Glasprodukten zu analysieren.
Insgesamt handelt es sich um drei Auslaugserien mit den
unterschiedlichen Auslaugmedien H2D, NaCI conz. und Q
Lauge. In allen Serien waren bis zu 22 Elemente zu
bestimmen. Als Analysentechniken wurden die
Emissionsspektroskopie mit Plasmaanregung (EMS-ICP), die
Atomabsorptionsspektroskopie (AAS) sowie die
Ionenchromatographie (IC) eingesetzt.
F', CI' 16
An einer detaillierten Auswertung der Ergebnisse wird zur
Zeit noch gearbeitet; wobei untersucht werden soll, in
wieweit Korrelation zwischen den einzelnen
Elementkonzentrationsbestimmungen bestehen, wie es z.B.
für die Auslaugmedien Wasser und Natriumchlorid für das
Verhältnis B203 zu Sr02 gegeben scheint, wie aus der
Abb. 1 zu ersehen ist.
Spaltprodukt- y-Spekt.analyse, IHCH
PulAm-Analyse a-Spekt.HDB
Isotopenanalyse Mass.Spekt.IHCH
Analyse HAW- RFAGlassimulat. INE
Störfall HDB IC
Pu, Am
U, Pu
35
B
IB
45
B'eteiligte Mitarbeiter
E. Bolz
W. Coerdt
H. Deutsch
M. Friedrich
Dr. E. Gantner
Dr. A.M. Hassan (Gast)
R. Hauck
Dr. E. Mainka
M. Mostafa
H.G. Müller
J. Reinhardt
Dr. H. Ruf
D. Steinert
Dr. G. Török (Gast)
Dr. H. Wertenbach
12 Elemente 120IC, EMS-ICP,
Primärberichte
04.01.11 P DA
04.Ö1.06 P 32B
04.01.11 P 13B
04.01.01 P 19A
04.01.11 P 13C
04.01.11 P 13E
04.01.11 P 13D
Veröffentlichungen
16919
17002
17444
17446
17700
IB03B
Vl7704
Vl770B
Auslaugtests EMS-ICP/AAS/ 20 Spuren- 10BOHAW-Glassimulat IC elemente
Filterrückstand HDB
[!J
AUslaugmed1uII INaCl *!
Il-Lauge ~ II
[!J
IJ[!J 1*** lI(*
~*lI(*[!J
101
b.*4~~XH~~ ~~ ~
100
100
101
102
mg Bortrioxid
Auslaugtests,,'r-------.~ ,,2~xo......'CE:J......N..................(J)
ClE
- 11 -
04.01.13 IRCH Entwicklung der Krypton- und Xenon
Abtrennung
Aktivitätsmessungen während des Versuchsablaufs
bestätigt werden (s. Abb. 1).
Langzeitlagerung von· B5KrDie Beladung einer Zeolithprobe kann
größenordnungsmäßig durch eine Bestimmung der
spezifischen Aktivität ermittelt werden.Das zum Schutz der Umwelt abgetrennte radioaktive
Edelgasisotop B5Kr soll für ca. 100 Jahre gelagert werden.
In til~herigen U~tersu~hungenwurde im IRCH festgestellt,
daß die Edelgase Ar, Kr und Xe dauerhaft in gew. Zeolithen
fixiert we'rden kön~en, wenn bei Temp~raturen zwischen
520 und 650°C und Edelgasdrücken im Bereich einiger 100
bar' eine hydrothermale Verglasu~g der K'ristallstruktur
herbeigeführt wird. Bei geeigneter Vorbehandlung und
Fixierung erhält man ein Produkt, welches selbst bei sehr
hohen Temperaturen eine sehr geringe Leckrate aufweist
und das außerdem. gegen flüssiges Rubidium bei 150°C
sowie gegen Gamma-Strahlung resistent ist.
Etwa 3 % des ursprünglich eingeschlossene~ Gases
bleiben im Rekristallisationsprodukt zurück, wenn der
Zeolith auf etwa 1100 °C erhitzt wird.
Radioaktive Aerosole wurden beim Öffnen der
Autoklaven nicht beobachtet.
Der Einschluß hat sich qualitativ und, gemäß ersten
Ergebnissen, auch quantitativ über eine Standzeit von
etwa 5 Monaten als stabil erwiesen.
150 200 250Druck [bar]
IIIIIIII
:-~-----'i-I-520'C-59,8 cmJ/g,.1 Desorption F"
IXlerungI 121 cmJ/g
50 100
Das: Kr> Kr-85Zeolith: 8ayer K154
720 mg vor Vorbehandlung610 mg nach Fixierung
30 000r-----.--~----,------r----,.---r--'----,
AktivitätIipml
20000
Zur Zeit wird die Peripherie, der Anlage ertüchtigt, so daß
in absehbarer Zeit die geplanten hochaktiven Versuche in
Angriff genommen werden können. Hierzu stehen zwei
Edelstahlflaschen, die je 45 Ci B5Kr enthalten, zur
Verfügung.
Fixierung von radioaktivem Krypton
Im Berichtszeitraurp wurde eine Minihochdruckanlage
konzipiert und gebaut, in welcher erstmals Zeolithproben
hergestellt "werd,en konnten, die radioaktives B5Kr
eingeschlossen enthalten. Die Anlage besteht aus einer
kombinierten Heiz- und Kühleinheit mit zwei Öfen, fünf
Doppelautoklaveneinheiten, einer zusätzlichen
Autoklaveneinheit, deren Autoklav zerlegbar ist, und einer
Regelungs- ,und Uberwachungselektronik. Zum Betreiben
der Hochdruckanlage ist eine Anzahl peripherer
Einrichtungen vorhanden, z.B. eine fl. N2-Versorgung, eine
Gasversorgung, pie Möglichkeit zur Aktivitätsmessung und
schließlich Schutzeinrichtungen, gegen Strahlung und
eventuelle Undichtigkeiten der Anlage. Für die
Vorversuche wurden eine Druckgasflasche mit 0,1 Ci B5Kr
sowil'l eine mit 2 Gi B5Kr trägerfrei verwendet.
Na,ch anfänglichen Kühl- und Heizversuchen ohne Zeolith
und ohne Krypton, wurden 15 inaktive Einpressungen,
durchgeführt. Den erhaltenen Daten ist zu entnehmen, daß
die optimale Vorbehandlungstemperatur bei 150 - 170°C
liegt, ein Druck von etwa 200 bar genügt, um eine Belapung
von 20 - 22 (Norm cm' Ig Zeolith) zu erhalten, und daß
bereits 2 Stunden Fixierungszeit für die Konditionierung
au~reichen. Nach Abschluß der kalten Erprobung und
Kalibrierung der Apparatur wurden ?, heiße Versuche mit
B5Kr dl.irchgeführt, die zu Proben mit spezifischer
Aktivität zwischen, 0,2 und 2B,3 (m ci/g) , geführt haben.
Den Re~ultaten ist folgendes zu entnehmen:
Die fernbediente Fixierung von B5Kr ist durchführbar.
'~
======================j~
Fixierung von Kr-05 in Zeolith 5A
Edelgaschemifixierung in Zeolonen
Es, gelang der Nachweis, daß Edelgase auch in anderen
Zeolithen, wie Mordeniten und Chab'aziten (Zeolon 500,
Zeolon 900 Na und Zeolon 200 H), die sich durch besonders
hohe Säurebeständigkeit auszeichnen, chemifixiert werden
können. Die zur Verfestigung des Gases erforderliche
optimale Vorbehandlungsbedingung des Zeoliths ist:
ca. 100°C unter Vakuum. Unter vergleichbaren
Fixierungsbedingunge~ sind die in Zeolonen erzielbaren
Beladungen niedriger als im Zeolith 5A.
Der, bisher ,pQstulierte Einschlußmechar:lismus:, Sorption
- Desorption - Chemifixierung kann anhand von
Optimierung der Parameter zur Fixierung von Krypton in
Zeolith Typ A
Eine wichtige neue Beobachtung betrifft den Einfluß des
Restwassergehaltes im Zeolith auf die zur Fixierung eines
Edelgases erforderliche Temperatur. Beträgt der
Anfangsgehalt an Kristallwasser mehr als 4 Gew;-%, ist der
Edelgaseinschluß bereits bei 340°C möglich.
Darüberhinaus konnte gezeigt werden, daß in NaA- und
KA-Zeolith die Edelgasimmobilisierung bei Temperaturen
etwa 50-70°C unter denen gelingt, die zur Fixierung in
CaA-Zeolith erforderlich sind. Die dabei erzielbare
Beladung und Beständigkeit gegenüber hohen Temperaturen
ist hoch.
Die Herabsetzung der Fixierungstemperaturen bringt
wichtige Vorteile mit sich:
- 12 -
kann, ohne daß diese mehr als ein Drittel des ursprünglich
bei 25°C sorbierten Wassers verlieren. Dabei konnte beim
BaA-Zeolith eine signifikante Abnahme der
Tritiumaustauschrate festgestellt werden. Ein besseres
Ergebnis wurde erzielt, wenn neben HTO auch noch Kr
fixiert wurde.
Elektronenstrahl-Mikroanalyse von Edelgas-Enkapsulaten
In Zusammenarbeit mit der Universität Antwerpen wurde
erstmals beobachtet, daß jedes der Edelgase ,Ar, Kr und Xe
spezifisch in Anwesenheit der beiden anderen durch
Elektronenstrahl-Mikroanalyse nachgewiesen werden kann.
Die Mikroanalyse liefert den Befund, daß die Edelgase in
Zeolithkristalliten und nicht in Form makroskopischer
Bläschen eingelagert sind.
04.01.13 IRCH Entwicklung der Krypton- und Xenon
Abtrennung
Langzeitlagerung von B5Kr in
Druckgasflaschen - Untersuchung der
Korrosion durch Rubidium
Die Korrosionsdauerversuche mit Edelstahlproben wurden
dieses Jahr beendet. Die letzten 19 Proben befinden sich
zwecks Entsorgung des Rubidiums sowie
metallographischer Nachuntersuchung im IMF.
Fünf dieser Proben waren in der Gamma
8estrahlungseinrichtung im Lagerbecken des FR 2
eingesetzt. Wegen vorzeitiger Entsorgung der
Brennelemente konnten diese Versuche nur 161 Tage bzw.
3B64 Stunden lang betrieben werden. Während dieser Zeit
hat die mittlere Probe die höchste Dosisleistung von
1,5B • lOB rad bzw. 1,5B • 106 gy erhalten. Die anderen 4
Proben liegen etwas darunter. Mit dieser Versuchsreihe ist
der experimentelle Teil des Vorhabens abgeschlossen.
Gegenwärtig werden die letzten Proben ausgewertet und
ein Abschlußbericht erstellt.
kürzere Zyklusdauer
geringeres freies B5Kr-Inventar
geringere Beanspruchung der Autoklavenwand
niedrigere Kosten.
Auslaugbeständigkeit beladener Zeolithproben
Das Konzept der B5Kr-Entsorgung durch Verfestigung in
Zeolithen sieht vor, die beladenen Zeolithe in dickwandigen
Edelstahlbehältern druck los, eventuell in einem
Salzbergwerk, 'einzulagern. Da' infolge der drucklosen
Lagerung keine Zugspannung auf die Behälterwand
aufgebracht wird, dürfte die Korrosion sowohl von innen als
auch von außen vernachlässigbar sein. Nichtsdestotrotz
wurde der sehr unwahrscheinliche Störfal) eines
Wassereinbruchs in einen Einwegautoklaven untersucht. Zu
diesem Zweck wurden Auslaugexperimente an mit
inaktivem Krypton beladenem Zeolith 5A mit mehreren
Medien (dest. Wasser, Leitungswasser, Q-Lauge,
Salzlösungen usw.) über einen längeren Zeitraum
durchgeführt. Es ergaben sich dabei keine nennenswerte
Kr-Verluste.
Halbtechnische Anlage
Die Beschaffung der Komponenten einer halbtechnischen
Anlage, die zur Demonstration der Kr-Immobilisierung
gemäß dem Einwegautoklaven-Konzept dienen soll, ist im
wesentllchen abgeschlossen worden. Die Anlage wird
voraussichtlich Anfang 19B3 in Betrieb genommen werden.
Fixierung von Tritium
Es' wurde der hydrothermale Zerfall von
ionenausgetauschten Zeolithen des Typs A und Y sowie von
Zeolon und Sodalith in Abhängigkeit von dem
Wasserpartialdruck und der Temperatur untersucht. Es
konnte gezeigt werden, daß unter gew. hyrothermalen
Bedingungen die spez. Oberfläche und demzufolge das
Sorptionsvermögen der Zeolithe stark herabgesetzt werden
Veröffentlichungen
1B042
Vl7255
V17699
Veröffent
lichungen
Primärberichte
04.01.13 P 21A
04.01.13 P 21B
04.01.13 P 21C
Primär
berichte
Beteilige Mitarbeiter
A. Dorea (Doktorand)
F.J. Kluba (Diplomand)
H. Leitzig(Fremdpers.)
Dr. H.E. Noppel
Dr. R.-D. Penzhörn
P. Schuster
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. H.L Noppel
Dr. R.-D. Penzhorn
In einer weiteren Arbeit, über die zu einem späteren
Zeitpunkt ausführlich berichtet werden wird, wurden
Kr/Xe-Isothermen bei 155 und 165 K im. gesamten
Konzentrationsbereich ermittelt. Gegenwärtig werden
Dampf-f1üssig-Gleichgewichtsmessungen am System 03/Xe
mit vollständigem Ozonumsatz nur im System 03/CFZCIZ
nicht scharf. In allen anderen Fällen konnte die
Explosionsgrenze genau definiert werden. Da im CFZCIZ
auch die Druckspitzen erheblich niedriger liegen als im OZ,
oder in den Edelgasen ist das Gefährdungspotential des 03
im CFZCIZ verhältnismäßig gering. Die eingehendere
Untersuchung des Einflusses von Geometrie und
Gesamtdruck im System 03/0Z ergab, daß die
Explosionsgrenze mit zunehmendem Druck vermutlich bis
auf einen gew. Grenzwert abnimmt und daß die
Druckspitzen in Rohren mit Durchmesser von Z,5 cm
deutlich niedriger liegen als die, die in einem 5 cm breiten
Rohr gemessen wurden.
04.01.13 IRCH Entwicklung der Krypton- und Xenon
Abtrennung
Messung von Z5 keV Neutroneneinfang
quers~hnitten
Die chemische Fixierung von Kr im Zeolith 5A eignet sich
zur Herstellung von Meßproben, um mit der,-Aktivierungstechnik die Einfangquerschnitte der
Reaktionen 84Kr(n,y)85Krm und 86Kr(n,y)87Kr zu
bestimmen. In Zusammenarbeit mit dem IAK-II wurden die
Einfangsmessungen sowohl für thermische Neutronen als
auch bei Z5 keV mit Zeolithen unterschiedlicher
Zusammensetzung durchgeführt. Die Messungen bei Z5 keV
sind von Bedeutung für das Verständnis der 85Kr_
Verzweigung bei der Nukleosynthese der schweren
Elemente in Sternen.
Veröffent- Primär- Beteiligte Mitarbeiter
lichungen berichte
Vl770Z 11.01.01 P 15A Dr. R.-D. Penzhorn
16928 11.01.01 P 15B P. Schuster
04.01.13 IRCH Entwicklung der Krypton- und Xenon
Abtrennung
- 13 -
vermessen.
Veröffentlichungen
Primärberichte
Beteiligte Mitarbeiter
K. Günther
Dr. R.-D. Penzhorn
M. Weh
Stoffuntersuchungen zur Sicherheit bei der
85Kr-Abtrennung
Die bei der WA von Kernbrennstoffen freigesetzten
Spaltedelgase sollen durch Tieftemperatur-Rektifikation
aus dem Luftträgergas abgetrennt werden. Als wichtigsten
Schritt vor der Rektifikation ist die katalytische
Entfernung von Sauerstoff vorgesehen. Trotz dieser
Vorreinigung ist aufgrund des dynamischen
Konzentrationsverlaufs im Sumpf bzw. in den Böden der
Kolonnen mit geringen 03~Konzentrationenzu rechnen, die
allerdings im Störfall zunehmen können. Andere TTR
Prozeßvarian,tE;'n sehen die Verwendung von Oz oder Ar als
Edelgaslösungsf11 ittel vor. Ein weiteres, auf einem völlig
af1deren Prinzip beruhendes Verfahren zur Spaltkrypton
RUc~haltung ist .das der S:delgaswäsche mit Frigen R-12.
Dieses Ve,rfahren beruht auf der verschiedenen Löslicrkeit
der Abgaskomponenten ,in flüssigem CFZCIZ'
Im Berichtszeitraum wurde die 03-Explosion im 0Z, NZ,
He, Ar, Kr, Xe und R-1Z für verschiedene 03
Konzentrationen bei einem Anfangsdruck von 4Z0-460 mbar
untersucht. Die Explosionsgrenze wurde zu 11,8 ±0,4;
10,6±0,5; 8,9±0,8; 7,9±0,5; 7,7±0,4; 7,7±0,5 und Z4± Z
Mol-% in den Gasen 0Z, NZ, He, Ar, Kr, Xe bzw. CFZCIZ
(R-12) bestimmt. Dabei war der Ubergang zu Explosionen
04.01.13 IRCH Entwicklung der Krypton- und Xenon
Abtrennung
Untersuchung zur Entstehung von
schwefelhaltigen Aerosolen in der
Atmosphäre und deren Bestimmung
Zur Bestimmung schwefelhaltiger Säuren im
atmosphärischen Aeroso'l wurde eine
gaschromatographische Methode für den Routinebetrieb
entwickelt, die auf der Methylierung der Säuren basiert.
Die Erprobung des Meßverfahrens geschah auf dem Gelände
des Kernforschungszentrums Karlsurhe während der Jahre
1979 und 1980. Gleichzeitig wurde dabei auch die
atmosphärische Sulfatkonzentration 'mit der sog.
'Isotopenverdünnungsanalyse (IVA) erfaßt. tine weitere
Meßkampagne fand in Frankfurt/Main beim
Meteorologischen Institut der Universität Frankfurt statt.
Daß der Anteil der sauren Sulfate im
Teilchengrößenbereich unter 0,3 JIm sehr hoch ist, wird an
Hand von Messungen mit einem vorgeschaiteten Winkler
Impaktor gezeigt.
Das Vorhaben ist damit abgeschlossen.
- 14 -
Veröffentlichungen
Primärberichte
Beteiligte Mitarbeiter
Aktinoidenabtrennung aus MAW-Strömen
04.02.04 IRCH Behandlung fester Abfälle und
alphahaitiger Abfälle
Eine wichtige Randbedingung ist, daß die isolierten
Aktinoide in einer einfach in den WA-Prozeß rückführbaren
Form vorliegen müssen.
1:10Cu: Cco 2
3
1:81:61:2 1:3 1:410
A
10 3 \ 0 AG1- X8[] AG2- X8A Bio-Rex 5
A
q
[cm 3/g]
Dr. R. Panter
Dr. R.-D. Penzhorn
Vorhabens ist die Entwicklung eines
einsetzbaren chromatographischen
Abtrennung der genannten a -Strahler aus
Degradationsprodukten kontaminierten
dieses
technologisch
Verfahrens zur
KfK 3440 (1982)
Nummer fehlt
Ziel
echten, mit
wäßrigen Phasen.
In den Wiederaufarbeitungsanlagen wird die zur Extraktion
verwendete organische Phase, vor ihrer Rückführung in den
Prozeß, von den durch die erhöhte Strahlenbelastung
gebildeten Degradationsprodukten des Extraktionsmittels
durch die sog. "Carbonatwäsche" befreit. Dabei werden die
zuvor in der organischen Phase gebundenen Aktinoide Uran,
Neptunium' und Plutonium überwiegend in Form löslicher
Carbonatokomplexe rückextrahiert.
Schwerpunkt der Arbeiten in diesem Jahr war die
Untersuchung des Einflusses prozeßrelevanter Parameter
wie das Aktinoiden-/Carbonationenverhältnis sowie die
Anwesenheit von Degradationsprodukten des TBP in den
Bio-Rex 5-haltigen Austauschsystemen. In der ersten
Abbildung ist ein Vergleich des im Rahmen dieses
Vorhabens entwickelten Austauschsystems, dessen
stationäre Phase der mäßig basische Austauscher Bio-Rex 5
ist, mit den bisher verwendeten Austauschern dargestellt.
Aus der Abbildung geht deutlich hervor, daß Bio-Rex 5 bis
zu einem Aktinoid-/Carbonationenverhältnis von 1:5 den
stark basischen Austauschern überlegen ist. Bei weiterem
Absinken des Aktinoiden-/Carb~nationenverhältnisses
nehmen die Verteilungskoeffizienten der Aktinoiden, wie
im Falle des Urans, drastisch ab; ein Umstand, der sich
durch Anpassung der Carbonationenkonzentration an die
tatsächliche Aktinoidenkonzentration beheben läßt.
Abb. 1: Verteilung des U02(C03)34--Komplexes in
AG1-X8-, AG2-X8- und Bio-Rex 5-haltigen
Systemen in Abhängigkeit vom
Uran/Carbonatverhältnis
In dynamischen Experimenten wurde die
Rückhaltekapazität der Bio-Rex 5-Kolonnen für Uran
jeweils aus Extraktionsmitteln, Kerosin sowie
Degradationsprodukten untersucht. In Abbildung 2 sind die
Belade- bzw. - Durchbruchskurven von Uran aus
carbonathaitiger Lösung in Anwesenheit mehrerer
möglicher Fremdstoffe, wie aus der Tabelle zu entnehmen
ist, dargestellt.
- 15 -
Tabelle Durchbruchskapazitäten für Uran an Bio-Rex 5
Exp. Nr. Zusammensetzung der Lösungen
Aus Abbildung Z geht hervor, daß TBP,
Degradationsprodukte oder reines Kerosin keinen
nachteiligen Einfluß auf die Rückhaltekapazität der
Uranyltricarbonatokomplexe ausüben. Lediglich eine
Uberstöchiometrie an Carbonationen verursacht deutliche
Kapazitätseinbußen.
3
4
5
Uran in NaZC03
-Wäsche, mit 4Z6 mg/l MBP/DBP (I I)
Na4
[UOZ(C03
)3]-LSg (ST) pR : 9.Z
ST, Kerosin
ST, TBP /Kerosin
ST, DBP /Kerosin
ST, TBP /DBP /Kerosin
ST, Kerosin mit RN03
vorbehandelt (RN03
)
ST, TBP/Kerosin (RN03
)
ST, DBP/Kerosin (RN03
)
Aus den Untersuchungen mit simulierten Phasen zeigt sich,
daß das rückextrahierte Plutonium zum überwiegenden
Anteil in der vierwertigen Oxidationsstufe vorliegt und
nach kurzen Standzeiten hydrolisiert und ausfällt; eine
Tatsache, die sich keineswegs nachteilig auf die
Prozeßführung auswirkt. In Abbildung 3 ist ein mit
simulierten Phasen demonstriertes Fließschema zur
Erprobung mit echten Prozeßströmen dargestellt.10 ST, TBP/DBP/Kerosin (HN0
3)
11 ST, + NazC03
(1,50 m/pR 11.3) ; Titration auf pR 9.3
IZ ST, + NazC03
(0. Z5 m/pR 11. Z); Titration auf pR 9.2
13 ST, + NaZ
C03
(0. Z5 m/pR 11. 3); Titration auf pR 7.0 Corbonotwösche filtrotion Anionenoustousch
Dr. W. Faubel
J. Haag
P.-M. Menzler
Dr. Sameh A. Ali
Beteiligte MitarbeiterPrimärberichte
VeröffentIichun'gen
Abb. 3 Fließschema zur Abtrennung und Rückführung der
Aktinoide und Spaltprodukte aus basischen TBP
Waschphasen
Im dargestellten Fließschema wird die Plutoniumhydrolyse
berücksichtigt und als Verfahrensschritt genützt. In einem
"in line" installierten Sintermetallfilter wird das
hydrolisierte Pu als Hydroxid zurückgehalten, während
Uran und Neptunium als Tricarbonatokomplexe am
Austauscher fixiert werden. Die anschließende
Rückgewinnung der fixierten bzw. filtrierten Aktinoide
erfolgt mit ca. 4 m HN03' Diese passiert zunächst die
Austauscherkolonne und gelangt anschließend durch den "in
line" installierten, PuOZ -hydrathaitigen Filter und kann
dann in die gewünschte Extraktionsstufe eingespeist
werden.
500\00
®>TOP/OOP (HH~)
OOP (HN01)
TOP (HH01)
<V Kerosin (HH01)
® TOP/OOP
® OOP© TOPQ) Kerosin
(V lU01(C~)f
[U01 (CO))l 14-
+ No1CO)- Uberschuß
®
200 300_gUron/kg Harz
100
Extraktionsmittel jeweils mit 3 Mund 0.01 M HN03vorbehandelt
426 mg Mono- und Dibutylphosphat in I 1 Kerosin
<D Wösche mit ~2Sm NOlC~
Rückhaltung des Uranyltricarbonatokomplexes
auf dem Anionenaustauscher Bio-Rex 5 in % als
Funktion der aufgegebenen Uranmenge für
verschiedene carbonathaltige Medien
100 -J-.-;o<__--i>+--__>__
90
1~~ -l--+----4~ .....1~~ ............ ®90807060SO100+----->-----_:e 90::... 100+-....--...--...--_-__
~ 90~ 100 +-....--.....- ......I.--....--......~
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80
60
\0
20
o+-r-.rin-.,.-,--'T"T-'''-'--'T''T-'''-'--'T''T--'-T""T'''''>o
DBP /Kerosin =
ST Na4 [UOZ(CO) 3] - Standardlösung, 0,04 m
TBP/Kerosin = 30 % TBP - 70 % Kerosin
Abb. Z
06 Projekt Nukleare Sicherheit (PNS)
06.01.11 IRCH Untersuchung der Spaltprodukt-Freisetzung
beim LWR-Kernschmelzen
Den Ausgangspunkt dieser Untersuchungen im Jahr 1982
bildete der Befund aus dem vorhergehenden Jahr, daß die
radiologisch relevanten Nuklide des Quellterms für die
Freisetzung aus dem Brennstoff bzw. aus einer
Kernschmelze fast ausschließlich zu den 4 Elementen Jod,
Cäsium, Tellur und Antimon gehören. Da diese Aussage für
die rreisetzung innerhalb des Reaktor-Druckbehälters gilt,
ergaben sich daraus folgende Fragestellungen:
a) Wie setzen sich die Freisetzungsphänomene fort, wenn
die Kernschmelze mit einer Temperatur von ca.
2400 °C den Druckbehälter durchdringt und dann mit
den darunterliegenden, noch relativ kalten
Betonstrukturen reagiert?
b) Welche Eigenschaften und welches Verhalten zeigen
die Freisetzungsprodukte der o.g. Elemente im
Primärsystem, d.h. in welcher chemischen Form liegen
sie vor, wie reagieren sie mit anderen
Freisetzungsprodukten und in welchem Umfang
erfolgen Ablagerungen auf bzw. Reaktionen mit den
Stahloberflächen?
- 16 -
r
EEo~
(/)96.mm--~
Stainless Steel
Fuel Rads withZry-Cladding
U02-Pellets
CancreteCrucible
Thermacauples
Durchgeführte Experimente
Zur Bearbeitung der unter a) genannten Fragen wurde
folgende Versuchstechnik entwickelt: Entsprechend der
Zusammensetzung eines durchschnittlichen KWU-Betons
wurden eigene Betontiegel hergestellt, die in Höhe und
Durchmesser den Abmessungen der größten Induktionsspule
der Schmelzanlage SASCHA entsprachen (vgl. Abb. 1).
In einem zusätzlichen Innentiegel aus Zr02 befand sich das
Schmelzgut (3 Brennstabprüflinge + 120 g Stahl). Es wurde
mit einer Aufheizrate von 300 °C/min zunächst bis zum
Durchschmelzen des Innentiegels erhitzt (2500 oe). Die
auslaufende Schmelze konnte dann in den Beton eindringen.
Um ein schnelles Abkühlen zu vermeiden, wurde sie bis
kurz vor Erreichen des unteren Thermoelementes induktiv
weiterbeheizt. Während der Aufschmelzvorgänge bildete
sich ein intensiver Aerosolstrom von Freisetzungs
produkten, der mit Hilfe einer automatischen
Filterwechselmaschine in Zeitintervallen von 1 min
gesammelt und anschließend gammaspektrometrisch
analysiert wurde.
Die Bearbeitung unter b) genannten Fragen begann mit der
Untersuchung, in welcher Weise die Freiset
zungscharakteristik von J und Cs von ihrer chemischen
Form im Brennstoff abhängt. Zu diesem Zweck
Abb. 1 Tiegelanordung zur Untersuchung der
Freisetzung während der Schmelze/Beton
Wechselwirkung
wurden einige Versuche durchgeführt, bei denen das
Fissium (ein synthetisches U02/Spaltprodukt-Gemisch)
diese Elemente einmal als CsJ, einmal als CS2C03 (ohne
zusätzliches Jod) und einmal als HJ03 (ohne zusätzliches
Cäsium) enthielt. (Die Verbindungen CS203 bzw. HJ03
zerfallen thermisch oberhalb von 610°C bzw. 110°C unter
Bildung von CS2 und J2')
In einem zweiten Schritt wurde dem Schmelzgut ein
realistischer Anteil an Absorbermaterial (Ag-ln-Cd)
beigegeben, um zu ermitteln, in welchem Umfang das
freigesetzte Jod mit dem verdampfenden Silber unter
Bildung von AgJ reagiert. Die entsprechenden Analysen
wurden mit Hilfe von Löslichkeitsuntersuchungen der
Filterniederschläge mit H20 und Na2S203 durchgeführt.
Ergebnisse
a) Der erste Versuch zur Freisetzung während der
Schmelze/Beton-Wechselwirkung lieferte Aussagen
über die Spaltprodukte Te, Sb und Ru (vgl. Abb. 2).
- 17 -
Wenn Cs bzw. J im Spaltproduktspektrum fehlen,
werden J bzw. Cs in stärkerem Umfang freigesetzt als
im vorher beschriebenen Fall. Bei ähnlichen
Aufheizraten erfolgt hier eine 90 %ige Freisetzung
bereits bis etwa 2000 °c. Wenn J und Cs gemeinsam
als HJ03 im Fissium vorliegen und das Schmelzgut
zusätzlich 4 g Absorbermaterial (Ag-ln-Cd) enthält, so
verbindet sich nach der Freisetzung ein wesentlicher
Anteil des Jods (möglicherweise über 50 %) mit dem
Silber zu AgJ. Der Anteil des gasförmig auftretenden
Jods betrug in diesem Versuch nur 0,1 %.
Elemente bis über 2200 °c. Das bedeutet, daß CsJ in
Gegenwart von U02 und allen anderen Spaltprodukten
und bei Einwirkung einer Wasserdampf-Atmosphäre bis
mindestens 2200 °c stabil ist. Bei einer mittleren
Aufheizgeschwindigkeit von 70 °C/min wurden bis
2200 °c 90 % des CsJ freigesetzt.
Die beiden letzten Befunde sind als Hinweise auf einen
Effekt zu verstehn, dem vielleicht eine wesentliche
sicherheitstechnische Bedeutung zukommt. Danach
könnten im Fall eines Kernschmelzen-Unfalls die ca.
1,5 t Silber im Kern eines Druckwasserreaktors in
starkem Umfang dazu beitragen, daß
S-267Sb
iEnd of HF Heating
10Time [ min I
,-start of InteractionI
51200 IL...- .-l-'-- -'----l__.-l- -'------'
o
40
~
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Q)0::
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1
1600
~~ 2400
12000~
15 20
rv;®rz==================. PNS IlReH
b) lri dem Freisetzungsversuch, in dem Jod und Cäsium
nur als CsJ im Brennstoff vorlagen, ergab sich ein
weitgehend identischer Freisetzungsverlauf beider
Die Spaltprodukte Te und Sb wurden integral zu 43 %
bzw. 4,7 % freigesetzt, wovon jeweils ein Anteil von
etwa 75 % auf die Phase der Schmelze/Beton-Reaktion
entfiel. Es zeigt sich also, daß diese Phase zumindest
bzgl. Te einen wesentlichen Beitrag zur
Gesamtfreisetzung liefert. Er dürfte umso höhr sien,
je größer das Restinventar an Te beim RDB-Versagen
ist. Ob ähnliche Aussagen auch von den Elementen Ag
und Mo zu erwarten sind, wird der zweite Versuch
dieser Serie zeigen.
Besonders interessant war dabei das Verhalten von Ru,
weil dieses Element durch Oxidation in eine
leichtflüchtige Form (Ru02) übergehen kann. Im
Vergleich ZU früheren Versuchen in einer
Wasserdampf-Atmosphäre ohne Beton ergab sich nun
unter Luft zwar eine um den Faktor 20 höhere
Freisetzungj der immer noch sehr niedrige
Integralwert von 0,009 % läßt jedoch die Aussage zu,
daß der Beitrag von Ruthen zum
Freisetzungsquellterm bisher stark überschätzt wurde.
die Konzentration an gasförmigem Jod bereits
nach kurzen Transportwegen und -zeiten den in
der deutschen Risikostudie mit 1 %
angenommenen Wert deutllch unterschreitet,
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. H. Albrecht
Dr. R. Hahn
K. Nolte
V. Prech
K.-H. Simon
H. Wild
Primärberichte
der -'Jod-Anteil, der nach dem Transport ins
Sumpfwasser an den Austauschprozessen mit der
Atmosphäre teilnimmt, quasi von Anfang stark
reduziert wird, weil an diesen Prozessen nur die
wasserlöslichen Jod-Verbindungen teilnehmen,
nicht jedoch das unlösliche AgJ.
Veröffentlichungen
17169
17594
Vl7246
V17711
17884
Geplante Weiterarbeit
1983 werden vorrangig die geschilderten Untersuchungen
zur J-Ag-Reaktion fortgesetzt. Daneben sollen die Art und
Konzentration der gasförmigen Jodspezies als Funktion
verschiedener Randbedingungen bestimmt sowie die
Versuche zur Freisetzung während der Schmelze/Beton
Wechselwirkung abgeschlossen werden.
Freisetzung der Spaltprodukte Te, Sb und Ru
während der Wechselwirkung einer
Kernschmelze mit Beton (unter 2 bar Luft)
Abb.2:
- 18 -
07 Kernmaterialüberwachung (KMÜ)
07.01.04 Entwicklung und Erprobung von Verfahren und
Komponenten im Zusammenhang mit der
Kernmaterialüberwachung
04.01.11 Analysenservice und Bilanzierungsfragen
A. Weiterentwicklung der Emissionsspektroskopie mit
Plasmaanregung (beide Vorhaben)
Im Berichtszeitraum wurde die Brennereinheit der ICP
Anregung in eine ",-Box eingebaut. Dazu waren
entsprechende Teilkomponenten wie Kühl-, Abluft- und
Wastesysteme der Boxentechnik anzupassen. Abb. 1 zeigt
die ",-Box. Die emittierte Strahlung des Plasmas wird durch
geeignete optische Elemente (Linsen und Filter) in das
Spektrometer übertragen. Da das Plasma zylindrisch
symmetrisch ist, ist es möglich, die Strahlung von
verschiedenen Seiten, wenn gewünscht, verschiedenen
Spektrometern zuzuführen. Wir haben unser System so
aufgestellt, daß wir neben dem Sequenzspektrometer auch
unseren 3,5 m Gitterspektrographen als Analysator
einsetzen können. Die Anordnung verdeutlicht Abb. 2.
B. Test der Laser-Fluorimetrie
Das zur Zeit auf dem Markt verfügbare Laser-Fluorimeter
der Firma Scintrex ist zur Uranbestimmung in simuliertem
Waste eingesetzt worden. Das zugrundliegende Meßprinzip
beruht auf der Fluoreszenzmessung eines Uranyl-phosphat
Komplexes. die Fluoreszenz wird durch ultraviolettes LIcht
(337 um) angeregt, die ein gepulster Stickstofflaser liefert.
Die Nachweisempfindlichkeit der Methode liegt bei 0,05
ppb. Im Vergleich zur Anregung mit einer UV-Lampe, wo
eine Nachweisempfindlichkeit von 5 ppm erreicht werden
kann. Die hohe Nachweisempfindlichkeit gestattet es, die
Analysenproben so zu verdünnen, daß Störeffekte, die
durch Fremdionen wie z.B. Eisen auftreten, weitgehend
ausgeschaltet sind. D.h. aufwendige Trennoperationen sind
nicht mehr notwendig. Schwankungen, die unter den
festgelegten Arbeitsbedingungen auftreten, können durch
die bekannte Additionstechnik eliminiert werden. Abb. 1
zeigt Eichfunktionen. Die rel. Standardabweichung
betrug -J;5 %.
Außerdem wurde der Einfluß etwaiger Verunreinigungen
getestet. Der Einbau eines Fluorimeters in eine '" -Box ist
geplant und wird zur Zeit vorbereitet.
l::i<hltu~ve.- UI'OUI
~rb ~ '"
M'A,10
smilivily~"tutily
.!Qlu't
~." 2.~~
~••O ~.'O
, .•a f.'O
Das aUfgebaute System wird zur Zeit inaktiv erprobt.
C. Serviceleistungen für dieses Vorhaben faßt die Tabelle
Verfahren ProbenZahl
Auftraggeber
zusammen
AUfgabenstellung
Methodenvergleich IAK RFA 30RFA-Absorptiometrie
RFA-Spektrometerver- WAK RFA 25gleich, Sequenz- undMultihandgerät
Homogenitätstest IDA 80 Massen- 54spektr.
Methodenvergleich IDA 80 RFA 23RFA-Isotop.Verdün.
).;,,,alLII~,"Ii._
.I'''''''''j
A-SS o!Q
(1(q,I',,,)
e6,-8... i
I,
tP-=I~l(l"lI,1.- .---
- 19 -
Eine statistische Prozedur und Computerprogramme zur
Verarbeitung von Analysendaten von Proben, die am
Eingang einer Wiederaufarbeitungsanlage genommen
werden, sind in Zusammenarbeit mit TUI entwickelt
worden. Erste Tests der Computerprogramme liegen vor.
10 Innovationen (INNO)
10.01.04 IRCH Kerndatenbestimmung
Veröffentlichungen
17557
V17696
V17829
Primärberichte
07.01.04 P 14A
07.01.04 P14B
07.01.04 P 14C
Beteiligte Mitarbeiter
E. Bolz
W. Coerdt
H. Deutsch
Dr. E. Gantner
E. Hellmund
R. Hauck
Dr. E. Mainka
Dr. S. Schoof
Dr. H. Wertenbach
Veröffentlichungen
Primärberichte
Beteiligte Mitarbeiter
W. Coerdt
H. Deutsch
M. Friedrich
Dr. E. Gantner
F. Hauck
Dr. E. Mainka
M. Mostafa
H.G. Müller
J. Reinhardt
Dr. H. Ruf
D. Steinert
Dr. H. Wertenbach
Im Berichtszeitraum wurden folgende Arbeiten ausgeführt.
Analysendienst für sonstige Auftraggeber
Tabelle 1: Zusammenstellung von Serviceanalysen für
verschiedene interne und externe Auftraggeber
Aufgabe dieser Arbeiten, die im Rahmen der KfK
Infrastruktur durchgeführt werden, ist die Bereitstellung
eines Analysendienstes für verschiedene interne und
externe Auftraggeber.
Beteiligte MitarbeiterPrimärberichte
Veröffentlichungen
Dieses Vorhaben läuft zum Ende des Jahres 1982 aus. Im
Berichtszeitraum wurden die bereits früher geschilderten
Experimente zur Messung von Monitorreaktionen für
hochenergetische 6Li-Projektile abschließend ausgewertet,
letzte Korrekturen berechnet und eine Fehlerbetrachtung
durchgeführt. Die Wirkungsquerschnitte der Reaktion
27 AI(6Li,X)24Na konnten mit einer Genauigkeit von S16 %,
die der Reaktion 27 AI(6Li, X)22Na mit einer Genauigkeit
von S 20 % bestimmt werden. Die Ergebnisse sind zur
Veröffentlichung bei Radiochimica Acta eingereicht.
ProbenZahl
VerfahrenAuftraggeberAufgabensteIlung
Bestimmung von Kat-IRCH-Wasser-ionen in CaOH- chemieprodukten
Bestimmung von IRCH-Wasser-Kationen in Al203-chemieprodukten
Bestimmung vonSchwermetallen ausSedimenten
IRCH-Wasserchemie
RFA,AASEMS-ICP
AASEMS-ICP
naß-chem.EMS-ICP
30
67
120
VI7701 10.01.04 P 05A Dr. H. Klewe-Nebenius
F. Michel
Prof. H. Münzel (TH
Darmstadt)
Dr. B. Neumann (TH
Darmstadt)
NuklidanalysenFreigrenzenbestimmung
IRCH Nuklidproduktion
y -Spekt. 130 10.02.01 IRCH Wassertechnologie und Wasseranalyse
Ubersicht
B-Best. in Mineralien Uni Karlsruhe
Rückstand.Analysen WAKTEKO
Rückh.alteeffekt von LAF IIFiltertypen
Isotopenanalysen Li, Uni KarlsruheSr, PbBor-Isotope ESK-Kempten
Die anderen wassertechnologischen Forschungsarbeitenbefaßten sich mit der Aufklärung der weiterenAnwendungsmöglichkeiten dieser Verfahren, dem Einsatzvon H202 und Ozon zur Oxidation organischer Stoffe beider Wasserreinigung, den Eigenschaften sowie derEntfernung organischer Reststoffe biologisch geklärterAbwässer im Hinblick auf die Abwasserwiederverwendung
Schwerpunkt der verfahrens technischen Entwicklungsarbeiten waren die Technologie-Transfer-Projekte"Phosphatentfernung mit Aktivtonerde" und "Nitrat-undSulfatentfernung nach dem KfK-Kalk/Kohlensäure-Verfahren". Sie werden in Zusammenhang mitWABAG/Kulmbach, Martinswerk/Bergheim und Wahnbachtalsperrenverband durchgeführt.
MS 49
EMS-ICP 65
MS 39
naß-chem. 8
naß-chem. 25NAA y-Spekt.
NAA 246y -Spektr.EMS-ICP 120
Uni Karlsruhe
LIT/IRCHAnionen in Staubmessungen
Th-Best. in
- 20 -
Physikalisch-chemische Abwasserreinigung
Entwicklung eines Verfahrens zur Phosphatentfernung
und Rückgewinnung 1)
und Untersuchungen über die chemischen Gleichgewichteim System Wasser/Sedimente/Atmosphäre. DiesbezüglicheZusammenarbeit besteht insbesondere mit: Engler-BunteInstitut der Universität Karlsruhe, DVGW, BerlinerEntwässerungswerke, Wasserwerk Neuthardt, AmmertalSchönbuchgruppe, Stadtwerke Bocholt und Bayer AG.
Die halbtechnische Versuchsanlage wurde zu Beginn des
Jahres vom Versuchsfeld des Bundesgesundheitsamtes
Berlin in das Klärwerk Ruhleben umgesetzt und dort seit
März parallel zu der Anlage der Berliner
Entwässerungswerke für weitergehende Abwasserreinigung
durch Ozonung und Flockung betrieben. Nach Umstellung
auf die 1981 im Technikum ausgearbeiteten
Verfahrensänderungen (17445) verbesserte sich die
Ablaufkonzentration um ca. 50 % auf jetzt 0,4 mg
Phosphat-P je Liter; die DDC-Elimination betrug 20 %.
Versuche zur Erhöhung der Leistungsdichte (Raum-Zeit
Ausbeute) ergaben, daß im Bereich 1-2 m'/h' m' keine
signifikante Veränderung des Wirkungsgrades eintritt. Eine
weitere Erhöhung der Leistungsdichte, die wegen damit
verbundener niedrigerer Anlagenkosten interessant ist,
erscheint durch konstruktive Änderungen möglich. Ferner
konnte die aus dem angewandten Steuerungskonzept
ableitbare Erwartung, daß die Ablaufkonzentration von der
Zulaufkonzentration nicht abhängt, experimentell bestätigt
werden. Die Verfahrensführung der Regeneration der
beladenen Aktivtonerde wurde verbessert (17601).
Kalktöllungspradukl
NaOH
AI20rKolonne
I I LI---,-,--,-----,---__-----lIIL-_~~--_--.JNeutralisations- Natronlouge- Fällungs-kreislauf kreislauf kreislauf
Abb. 2 Schema der Technikumsanlage zur
Regeneration phosphatbeladener grobkörniger
Aktivtonerde
Gesamtprozeß auswirkt. Es zeigte sich, daß der
Wirkungsgrad der Phosphatelimination aus dem Abwasser
unverändert gut bleibt. Für die Regeneration und
Phosphatfällung wurden im stationären Betriebszustand
folgende Prozeßhauptdaten erreicht: 50 % P-Rücklösung
und 40 % C-Rücklösung aus der Aktivtonerde, 95 %
Wirkungsgrad der P-Fällung, 30 % Natronlaugeersatzbedarf
je Zyklus. Auf dieser Basis wurde die Ergänzungsausrüstung
einschließlich Steuerung zur Integration dieser
Prozessstufe in die Berliner Anlage fertiggestellt und in
einen fahrbaren Container eingebaut. Der Transport nach
Berlin und die Inbetriebnahme sind Anfang 1983
vorgesehen.
HGI
RÜh~reaktor
2140011
Die vom Wahnbachtalsperrenverband betriebene Festbett
Entphosphatungsanlage wurde Ende März außer Betrieb
genommen, um die Aktivtonerde zu regenerieren. Jeweils
die Hälfte der Aktivtonerde (d.h. je 10 to) sollen bei der
Fa. Martinswerk, dem Hersteller des COMPALOX, bzw. bei
uns im Technikum aufgearbeitet werden. Zielsetzung für
das Martinswerk ist, zu prüfen, ob sich die normale
Prozeßlauge der Aktivtonerdeherstellung verwenden läßt,
was bei einer Lohn-Regenerierung in Frage käme. KfK
Arbeitsteil ist die Entwicklung einer kontinuierlichen
Festbettregeneration, die sich vor Ort einsetzen läßt.
Versuche im Labormaßstab ergaben folgende
Hauptprozeßdaten: 5 Bettvolumina 0,5 m Natronlauge,
Natronlaugekreislauf mit 12 - 24 h Umpumpzeit, simultane
Phosphatfällung in einem Nebenkreislauf ,
Regenerationswirkungsgrad bis 85 %. Auf dieser Basis wird
derzeit eine Technikumsanlage fÜr 300 kg Aktivtonerde
Füllung gebaut (Abb. 2). Inbetriebnahme 1. Quartal 1983
(17601).
1.0 1.2 1.4 1,6
__ Volumen- rm3 H20 lbeiostung [m3 RV. hJ
2Restkonzentrotion (g P/m3]
'-./_,-_-+__-<--<,...~_-e_s-=-t-=-k_o+-->n_,~:e-=-n~t_r_o-=.t....i_~t-l_n....__-+--_-~1 t
2 /
4 spez. Entnohmeleistu~~_ 4
3 ~-- 3
Leistungsdichte und Ablaufqualität der
Versuchsanlage zur Entphosphatung mit
Aktivtonerde in Berlin-Ruhleben
spezifischeEntnohmeleistung[g Plm3'h]
t
Abb. 1
Die Berliner Anlage enthält zur Zeit nur die Prozessstufen
Adsorption und Regeneration. Im Technikum wurden die
Arbeiten für die Auslegung der letzten Prozessstufe
"Phosphatfällung mit Kalk" abgeschlossen. Insbesondere
war zu untersuchen, wie sich die mit der Fällung
verbundene Kreislaufführung der Natronlauge auf den
l)Technologietransfer-Projekt
Verfahrenstechnische und chemische Begleitunter
suchungen
Als grundsätzliches Problem der Automatisierung des
Aktivtonerdeverfahrens hat sich die kontinuierliche
- 21 -
Abb. 4 Fällung organischer Stoffe durch Eisensalze bzw.
Kalk
-NTA
" CapronsäureGlycinPikrinsäureBenzoesöure
:\ --"l6... ----
\ NTA7"--_',\)- Mellithsäure
\\\ \_ Pyrogollol
\ \\ \
\ 111,
\ \
~o0~~1----"'~2~---:3!;----;4------;:5'v-0!;---:'5~-1:!:0----:1.L-5--,J20c...::..J
--> mg Fe/mg C ----+ mg Co/mg C
~ 80co
f! 60
i§ 40
~~ 20
Bestimmung der freien NaOH in der Regeneratlauge und
der Alz03-Menge in den Reaktoren herausgestellt. Für das
erstere wurde eine Lösung auf Basi~ einer aeidimetrischen
Titration gefunden. Unter verschiedenen untersuchten
Möglichkeite~ zur Ermittlung der Aktivtonerdemenge
ergab sich als einzig praktikable und genügend
empfindliche Lösung (Abb. 3) die Bestimmung der
Schwingresonanz einer von der Suspension durchflossenen
Messrohrschleife. Eine Meßei,nrichtung auf dieser Basis
wird in die Berlin-Anlage eingebaut.
Oie Kinetik der Sorption an Aktivtonerde wurde am
Beispiel von Phosphat, Nitrat und Sulfat untersucht und
führte zum Konzept eines Sorptionsmodells, das auf den
elektrischer! Doppelschichten an der Oxidoberfläche
basiert.
20 60 100
...... [k9 AI203 Jm3 Suspension
1,07
1,06
1,(J5
1,04
1,031,02
Dichte 1,01
[g/cm3] 1,
t
Genauigkeit:3,O.1Q-4 glcm3
~ 0,56 kg A1203/m3
Veröffentlichungen
17445
V17601
17937
Primärberichte
10.02.01 P 46A
10.0Z.01 P 47A
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. D. Donnert
G. Endres
(J. Fader)
(R. Hahn)
L. Höß
K.-P. Knobel
H. Metzger
(H.J. Metzger)
H.-P. Sapandowski
J. Schäfer
R. Seile
Abb. 3 Bestimmung der Konzentration einer AIZ03
Suspension durch Schwingresonanz
Dichtemessung Wasserentsalzung
Anwendung von Aktivtonerde und der chemischen
Fällung zur Reinigung organisch belasteter Abwässer
Die Untersuchung über den Wirkungsgrad der Fällung
organisch belasteter Wässer, insbesondere des Ablaufes
biologischer Kläranlagen, haben gezeigt, daß mit Kalk
ebenso wie mit Eisensalzen nur Verbindungen mit mehreren
Karboxyl- oder aeiden Hydroxylgruppen ausreichend
eliminiert werden,' d.h. beide Fällmittel haben ein ähnliches
Wirkungsspektrum. Dazu zählt auch der
Phosphatersatzstoff Nitrilotriessigsäure. Der spezifische
Reagenzverbrauc~ zur Elimination fällbarer organischer
Stoffe liegt in der Größenordnung 1,5 mg Fe/mg C bzw.
7 mg Ca/mg C.
Ziel der Arbeiten ist die Entwicklung umweltfreundlicher
Verfahren zur Elimination von Neutralsalzen aus Wasser
mit Hilfe von Ionenaustauschern, gekennzeichnet durch die
Verwendung von COZ und CaC03 als Regenerationsmittel.
Die Verfahren sind für die Aufbereitung vn Grundwässern
mit höheren Nitrat- und Sulfatgehalten von Bedeutung, die
über den zulässigen oder erwünschten Werten liegen. Sie
können auch in der Aufbereitung von Industriewässern
eingesetzt werden, die vor einer Wiederverwendung
teilentsalzt werden müssen. Die Arbeiten zur technischen
Realisierung werden im Rahmen eines Zusammenarbeits
und Lizenzvertrages gemeinsam mit der Fa. WABAG
durchgefÜhrt. Zur Vermarktung wurde für das Verfahren
die Bezeichnung CARIX (Carbondioxide-ß.egenerated Ion
EXchange res ins) vereinbart. 1)
Technische Versuchsanlage
Das Engineering für eine halbtechnische containerisierte
l)T h .ee nolog~etransfer-Projekt
- 22 -
Versuchsanlage von 100 m' {Tag Durchsatz wurde
abgeschlossen. Die Anlage ist bei WABAG im Augenblick
zu ca. 80 % fertiggestellt. Als einer der wesentlichen
Kostenfaktoren hat sich im Rahmen der
Betriebskostenstudien der C02-Verbrauch ergeben. Um
diesen zu minimieren, wurde ein Konzept zur
Rückgewinnung von C02 aus der Regenerationslösung
erarbeitet (Abb. 5). Dieses sieht vor, daß das im Regenerat
gelöste, unverbrauchte C02 aus dem Regenerierabwasser
in einem Entspannungsgefäß 2 mit Hilfe einer
Vakuumpumpe 5 in einen Speicherbehälter 3 gefördert
wird, aus dem C02 für die Regeneration angesaugt wird.
Eine weitere Pumpe bewerkstelligt bei der Regeneration
den Gasumlauf zwischen der Harzsäule 1 und der Vorlage.
Die Methode wird an der im Bau befindlichen technischen
Vorführ- und Versuchsanlage erprobt werden (17891).
Die Versuche erbrachten den Nachweis, daß der
Kationenaustauscher einen pK-Wert von mehr als 5
besitzen sollte, da nur dann ein ausreichend guter
Regenerierwirkungsgrad erreicht wird. Gleichzeitig fällt
dann auch CaC03 in ausrefchender Menge aus, was zu eienr
optimalen Regeneration des Anionenaustauschers führt
(Vl7253, 17556, V17692, V17693, V17694, V18036).
Labormäßige Betreuung und Sonderuntersuchungen für
die Versuchsanlagen der Nitrat- und Sulfatelimination
Schema der C02-Rückgewinnung beim CARIX
Verfahren (Erläuterung s. Text)
Abb. 6 Nitratentfernung nach dem CARIX-Verfahren
in der Versuchsanlage Neuthardt
Eine Besonderheit des CU-C02-Harz-Systems ist, daß die
Gleichgewichtslage nicht vom angewandten
Mengenverhältnis Harz : Lösung abhängt, weil die Cu
Konzentration durch die Anwesenheit einer festen Phase
invariant ist.
Vorversuche zur Schwermetallentfernung
123Durchsatz in m3
Die Versuche haben gezeigt, daß ein mit Kupferionen
beladener Kationenaustauscher mit CaC03 und C02
regeneriert werden kann, wobei der Austauscher in die
Calciumform überführt wird und das Kupfer als Karbonat
ausfällt. Bei 1 bar beträgt der Regenerationswirkungsgrad
30 %, daher sind höhere Drucke zweckmäßig. Die feste
Phase wurde als Malachit identifiziert. Die
Austauschgleichgewichte wurden gemessen und die
Entwicklung eines Rechenprogramms dafür auf Basis des
komplexchemischen Gewässermodells MULTI begonnen.
3
COrSpeicherbehälter
Entspannungs -getäO Vakuum-
pumpe
I
Kompressor türRegeneration
AustauscherFilter
I
Abb. 5
Die beiden im Jahre 1981 gebauten Versuchsanlagen zur
kombinierten Enthärtung und Sulfatelimination (2 m'{d)
sowie zur Nitratentfernung (1 m'{d) wurden seit Frühjahr
1982 in Poltringen bzw. Neuthard betrieben. Ziel der
Versuche war vor allem die Gewinnung von
Auslegungsdaten für die 100 m'{Tag-Versuchsanlage, die
Prüfung verschiedener Austauscherharze und die
Absicherung des Wirkungsgrades im Dauerbetrieb. Unter
anderem konnte nachgewiesen werden, daß Nitrat- und
Sulfatgehalte von 30 mg{l sicher erreicht werden (Abb. 6).
Es wurde festgestellt, daß bis zu 50 % der im Abwasser
enthaltenen Salze in fester Form ausgefällt werden können.
Veröffentlichungen
Vl7252
Vl7253
17556
V17692
V17693
V17694
17891
18036
V18037
Primärberichte
10.02.01 P 48A
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. W. Höll
(Dr. W. Feuerstein)
(B. Heil)
(A. Becker)
(J. Horst)
B. Kiehling
Chemische Oxidation in der Wasserreinigung
Reaktionen des Ozons mit Wasserinhaltsstoffen
Ziel der Untersuchungen ist zur Zeit insbesondere die
Klärung der Frage, inwieweit die Oxidation der
Wasserinhaltsstoffe zu unerwünschten OXidationsprodukten
führt.
Als Modellsubstanz wurde der mögliche
Phosphatersatzstoff für Waschmittel Nitrilotriessigsäure
(NTA) sowie der industriell viel benutzte und biologisch
schwer abbaubare Komplexbildner Ethylendiamin
tetraessigsäure (EDTA) ausgewählt. Die reine NTA wird
durch Ozon nur sehr langsam abgebaut. Dagegen weisen die
Reaktionen mit den Ca- und Cd-Komplexen
Geschwindigkeitskonstanten auf, die mit denen der
Huminsäuren, den mengenmäßig am meisten
vorkommenden Wasserinhaltsstoffen, vergleichbar sind. Als
Oxidationsprodukte wurden bei pH3 und pH7 in
unterschiedlichen Ausbeuten die biologisch gut abbaubaren
Verbindungen Glyoxylsäure, Iminodiessigsäure, Oxalsäure
und Glycin identifiziert und quantitativ bestimmt. Diese
Verbindungen decken 75 % des gemessenen DOC-Wertes
ab.
Aus der Stickstoffbilanz geht hervor, daß bei pH3 der
organische Stickstoff nach Abspaltung als Ammoniak
vorliegt, während bei pH7 der mineralisierte Stickstoff als
Nitrat anfällt(l8035).
Die Oxidationsprodukte der EDTA-Ozonisierung zeigen,
daß der Ozonangriff bevorzugt an der CHZ-Gruppe des
Acetylrestes erfolgt (Abb. 7) und nur in geringem Maße,an
der CHz-Gruppe des Äthylendiamins. Als biologisch gut
abbaubare Oxidationsprodukte wurden identifiziert:
Ethylendiamindiessigsäure, Ethylendiamin, Nitrilotriessig
säure, Iminodiessigsäure, Glycin, Glyoxal, Glyoxylsäure,
Oxals,äure und Ameisensäure.
- 23 -
EI hylend iamin tetra essi gsäu re
HOOC-CH:2'NH
HOOC-CH{
H2N-CHrCOOH OHC-CHO
OHC-cOOH HOOC-COOH HCOOH
Abb. 7 Ozonisierung von Ethylendiamintetraessigsäure
(EDTA), Reaktionsschema
bei pH3 als Hauptoxidationsprodukte Alloxan und
Parabansäure identifiziert wurden, führt die Oxidation bei
pH7 zur Ringöffnung unter Bildung von Oxalsäure und
Formyloxalursäure sowie Harnstoff.
Ein Fazit der Untersuchungen ist, daß nur solche
Ergebnisse der Ozonisierung von Modellsubstanzen auf die
Verhältnisse der Trinkwasseraufbereitung übertragbar sind,
die unter den gleichen pH-Bedingungen wie in der
Aufbereitungspraxis ermittelt wurden.
Ozonanalytik
Die als Einheitsverfahren ausgearbeitete Ozonanalytik mit
Diethylphenylendiamin wurde so modifiziert, daß, Ozon
auch in Gegenwart von Manganoxiden, die häufig nach der
Ozonung von Rohwässern vorliegen, bestimmt werden kann.
Die Geschwindigkeit der EDTA-Elimination verläuft in
Größenor,dnungen wie die Phenoloxidation. Der Fe-Komplex
wird dagegen 6mal schneller abgebaut.
Einsatz von
Industrieabwasser
HZOZ zur Behandlung von
Aufgrund dieser Ergebnisse ist in der
Trinkwasseraufbereitung damit zu rechnen, daß die
gegenüber den restlichen Wasserinhaltsstoffen
wahrscheinliph nur in sehr kleinen Konzentr,ationen
vorkommenden Komplexbildner bei niedrigen Ozondosen
nicht oxidiert werden.
Als weitere Modellsubstanz wurde die Barbitursäure, ein
Vertreter der bisher noch nicht untersuchtep
heterocyclischen Verbindungsklasse, ozonisiert. Während
Die Entwicklungsarbeiten basieren auf dem Konzept
biologisch schwer abbaubare organische Schadstoffe
mittels HZOZ soweit zu verändern, daß sie einer
biologischen Klärung zugänglich werden.
In Fortsetzung der Versuche zur praktischen
Anwendbarkeit wurden mit aromatischen Inhaltsstoffen
belastete Industrieabwässer behandelt und die oxidierte
Lösung als einzige Kohlenstoffquelle in einer
Laborbelebtschlammanlage eingesetzt. Die Ergebnisse
zeigen, daß durch die komplexe Zusammensetzung der
- 24 -
Abwässer zum Erreichen der biologischen Abbaubarkeit der
Oxidationsprodukte unterschiedliche Mengen an
Oxidationsmittel benötigt werden. Bei drei untersuchten
Abwässern mit Schadstoffen der gleichen Substanzklasse
(substituierte Aromaten) lag der HzOz-Verbrauch zwischen
1 - Z,5 kg pro 1 kg Ausgangs-CSB-Belastwng, um sie einer
biologischen Klärung zuführen zu können. Dabei wurden 60
-70 % des CSB durch HZOZ und ZO - 30 % durch die
biologische Behandlung eliminiert (Abb. 8).
Wasseranalyse und Wasseruntersuchung
Theorie für100% Wirksamkeitder H3NTA
o
u~~~~~~~~:;;!J'Ni
20 40 60 80 100
---+ 1J mol H3NTAll
50
40
30Hmil SM
t 20
10
Auswirkung des Phosphatersat/~stoffes
Nitrilotriessigsäure im Wasserkreislauf
Nachdem Berechnungen mit dem komplexchemischen
Gewässermodell MULTI gezeigt hatten, daß die in den
Schwebstoffen und Sedimenten vorliegenden Schwermetalle
Cu, Ni, Zn, Pb und Cd von Nitrilotriessigsäure (NTA) auch
unter Gewässerbedingungen in erheblichem Ausmaß
komplexiert werden, wurden Remobilisierungsversuche mit
Schwebstoff- bzw. Sedimentproben aus Rhein, Neckar,
Ruhr und Eibe begonnen. FÜr Rheinschwebstoffe ergab sich
der in Abb. 9 gezeigte Zusammenhang zwischen
Schwermetallkonzentration und NTA-Konzentration im
Wasser. Die Hauptmenge des Komplexbildners wird zur-biologische
- Oxidalion-
CSB- und DOC-Elimination bei einem
Industrieabwasser aus der aromatischen
Sulfonsäureproduktion durchOxidation mit
HZOZ und durch Kombination chemische
Oxdiation und biologische Behandlung
100
rnVlU
co
BcEü;i 50
15o,;
Abb.8
Als nicht vernachlässigbares Problem der Anwendung von
HZOZ für konzentrierte Abwässer hat sich die starke,
reaktionsbeschleunigende Wärmeentwicklung erwiesen. Es
ist notwendig, für jedes Abwasser Becherglasversuche zur
Ermittlung der optimalen HZOZ-Dosis durchzuführen und
eine mit Temperaturkontrolle ausgerüstete Apparatur zu
verwenden (17248).
Veröffentlichungen
V18035
15995
17249
VI7250
16633
VI7248
Primärberichte
10.0Z.01 P 49A
10.0Z.01 P 50A
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. E. Gilbert
H. Kronier
S. Hoffmann-Glewe
Abb. 9' Remobilisierung von Schwermetallen (SM) aus
Rheinschwebstoff durch Nitrilotriessigsäure
(H3NTA) bei pH 8,3
Remobilisierung von Eisen und Zink verbraucht, wobei das
Eisen aus toxikologischer Sicht unbedenklich erscheint. Mit
steigender NTA-Konzentration erreicht die
Remobilisierung einen Sättigungswert, der folgenden
Anteilen der im Schwebstoff enthaltenen Schwermetalle
entspricht: Zn, Cd 40 %, Ni 30 %, Cu 10 %, Pb 4 % und Fe
Z %. Als wesentliche Erkenntnis ist festzustellen, daß die
Nitrilotriessigsäure bei den im Gewässer zu erwartenden
Konzentrationen von weniger als 10 mgll vollständig zur
Remobilisierung "ausgenutzt" wird, wenn genügend
Schwebstoff oder Sedimentkontakt gegeben ist. Das
Remobilisierungspotential der NTA ist unter diesen
Randbedingungen gleich ihrer Konzentration.
Für die chemische Bestimmung von NTA und EDTA in
Abwasser wurde ein Anreicherungsverfahren auf Basis der
Adsorption an einen Anionenaustauscher entwickelt.
Chemisches Gleichgewicht im System Atmosphäre
VVasserfeste Phase
Ziel der Arbeiten ist ein besseres Verständnis der
VVechselwirkungen zwischen VVasser, Gasphase und fester
Phase die von entscheidender Bedeutung für viele aktuelle
Probleme der Gewässergüte und der Anwendung von
Verfahrenskombinationen in der VVasserreinigung sind.
Dafür wird u.a. ein "komplexchemisches Modell"
(Computerprogramm MULTI 4) entwickelt und
experimentell überprüft (18034).
- 25 -
biologische Abbauprozesse zurückzuführen.
Aufklärung der organischen Stoffe im VVasser
Die Untersuchungen über die Dissoziation hochmolekularer
Säuren aus Abwasser wurden abgeschlossen. Ein
wesentliches Ergebnis ist die Ähnlichkeit der Huminsäure
~ biogenes CO2
o'---_t--
Zur Komplettierung der Datenbasis wurden die
lonenäquivalentleitfähigkeiten von Mg2+, Pb2+, HC03-,
C032-, S042-, H2P04-, HP042-j P043-, H2NTA-,
HNTA2-, NTA3- und PbNTA- im Temperaturbereich
5 - 30°C bestimmt (18121). Ferner wurde für den gleichen
Temperaturbereich das Löslichkeitsprodukt des Calcits mit
möglichst großer Genauigkeit bestimmt.
g f.C-1:2.\\C-12j
iin%o
- 10/im Rheinwasser
~/ gelöstes CO,2...:... atmosphärisches C02
RheinschwebstoffKalkstein - Standard (marin)
Ein Ergebnis der MULTI 4-Rechnung war, daß Rheinwasser
stets übersättigt an C02 und zeitweise unter-bzw.
übersättigt an Calcit ist (Abb. 10). In Bezug auf Dolomit ist
entweder. Untersättigung oder gerade Gleichgewicht
vorhanden (18034). Die daran anschließende Frage, ob die
entsprechenden festen Phasen in den Rheinschwebstoffen
tatsächlich vorliegen, beantwortet eine röntgenographische
Untersuchung: Calcit 12 %, Dolomit 8 %, ferner Quarz
18 %, Feldspat 8 %, lllit 30 % und Kaolinit 24 %.
60
"Ca.oq
112 0 cl20
~Rhein~
Abb. 11 Nachweis eines biogenen Anteils des
Kohlendioxids des Rheinwassers durch
Isotopenverhältnis C-13/C-12
aus Kläranlagen der aus dem Rheinwasser, die sich beide
erheblich von "echter" Huminsäure aus Moorwasser
unterscheiden. Das bedeutet, daß zumindest der Hauptteil
der Rheinwasserhuminsäure ein Artefakt der biologischen
Abwasserklärung ist. Zur weiteren Erhärtung dieses
Befundes und um eine Basis für die Entfernung dieser
Reststoffe für die Abwasserwiederverwendung zu schaffen,
wurde deren Bildung in einer Laborkläranlage studiert.
VVasseranalyse
1982 wurden 1255 Elementaranalysen (CH, N, S, CL,
Asche), 51 mikrocoulometrische Halogen-, 285 BSB5
Bestimmungen ausgeführt und 285 IR-Spektren
aufgenommen und ausgewertet. AAS-Prozeduren für die
Bestimmung folgender Elemente in Schlamm und
Sedimenten wurden ausgearbeitet und in großem Umfang
eingesetzt: Cu, Zn, Ni, Cd, Fe, Al, Cr, Na, K, Mg, Ca.
7,0 7,5 8,0 8,5
Die Herkunft der Kohlendioxidübersättigung im
Rheinwasser ließ sich mittels Messungen des C-13/C-12
Verhältnisses in Zusammenarbeit mit dem Institut für
Petrographie Und Mineralogie 'der Universität Karlsruhe
aufklären. Sowohl bei der im Rheinwasser gelösten
Kohlensäure als aUch bei dem Karbonat der Schwebstoffe
ist das Isotopenverhältnis in Richtung auf biogenes C02
verschoben (Abb. 11), d.h. die Übersättigung des
Rheinwassers ist auf dem Kohlendioxideintrag durch
Abb; 10 Berechnete chemische Spezifikation des
Calciums im Rheinwasser
Veröffentlichungen
18034
17919
18121
Primärberichte
10.02.01 P 43A
10.02.01 P 44Ä
10.02.01 P 45A
Beteiligte Mitarbeiter
Dr. K.H. Schweer
M. Salecker
E. Niekusch
G.Olbrich
(F. Dehnad)
E.C. Hennes
(P. Schwannhäuser)
(G. Gültling)
C. Matern
(J. Link)
(R. Ackermann)
- 26 -
10.02.10 IRCH Institutseigene, grundlegende und
anwendungsorientierte Arbeiten
Oberflächenanalytik
bei derartigen Proben durch Aufladungseffekte und die
damit verbundene Verschiebung und Verbreiterung der
Linien erschwert wird. Es wurden im wesentlichen 3
Eichmethoden geprüft und verglichen:
Zur Vorbereitung weiterführender Experimente wurde
zunächst mit 2 Versuchsreihen begonnen:
Da es sich bei den Aerosolproben im allgemeinen um
nichtleitende Substanzen auf einem metallischen Träger
handelt, wurden ausführliche Untersuchungen zur Frage der
Energieeichung der Elektronenspektren durchgeführt, die
Die Untersuchung der Aerosolproben dient der Antwort auf
die Frage nach der chemischen Zusammensetzung der
Aerosoloberflächen und den Prozessen bei der Anlagerung
von Spaltprodukten, da hierin ein wesentlicher Beitrag zum
Transport von Radionukliden bei Kernschmelzunfällen
vermutet wird.
Zur Einarbeitung wurden eine Reihe von Eigenschaften der
Anlage und der Meßmethoden untersucht. Hierbei
interessierten u.a. Möglichkeiten der Probenbefestigung
und -handhabung, Energieeichungen bei nichtleitenden
Proben, deren Photo- und Augerlinien durch
AUfiadungseffekte verschoben sind, sowie Möglichkeiten
zur Bestimmung von Sputterraten bei der
Tiefenprofilmessung.
einerPhotolinie
solche Oberflächen
bzw. chemische
einermit
Verfahren untersucht,
und ihre Reinheit
(Hi) Eichung
konsistente Werte jedenfalls dann erhalten werden,
wenn als Referenzenergie ein mit dem Gerät
gemessener Wert zugrunde gelegt wird,
zuverlässige Ergebnisse vor allem dann zu erwarten
sind, wenn 2 uhabhängige Methoden zur Eichung
verwendet werden.
(i) Eichung mit der 4f7/2-Linie einer auf die Probe
aufgedampften dünnen Goldschicht.
Die Messungen zeigen, daß hierbei immer noch
Linienverschiebungen auftreten können, je nachdem ob
die Signale von Gold auf dem leitenden Trägermaterial
oder von am Aerosol angelagerten Gold stammen. Die
hierbei offenbar vorhandene stark unterschiedliche
Aufladung verschwindet durch kurzes Sputtern.
(ii) Eichung mit einer Photolinie des Trägermaterials
Diese Methode ist nur bedingt anwendbar, da in der
Regel unterschiedliche Aufladungen im Vergleich zum
Probenmaterial auftreten.
Ein Vergleich der Resultate der nach den 3 Methoden
durchgeführten Eichungen zeigt, daß
Aerosolkomponente.
Hierfür muß der chemische Bindungszustand der
Komponente bekannt sein, so daß dllrch
Literaturvergleich oder Messung der Reinsubstanz
genaue Energiewerte zu erhSllten sind. Eine
Möglichkeit zur Bestimmung des Bindungszustandes
besteht in der gleichzeitigen Messung von Photo- und
Augerlinien in einem XPS-Spektrum. Beide
Linientypen weisen unterschiedlich starke
Verschiebungen auf, deren Verhältnis jedoch
charakteristisch für den Bindungszustand ist.
Die Experimente zur Charakterisierung und Präparation
von Uran- und Uranoxyd-Oberflächen dienen der
Vorbereitung von Untersuchungen der Reaktion von Jod und
Organo-Jod-Verbindungen an diesen Oberflächen.
Es wurden
herzustellen
Zusammensetzung aus XPS- bzw. AES-Spektren
nachzuweisen. Als wesentliches . Charakteristikum zur
Diskriminierung zwischen dem metallischen Zustand und
den verschiedenen Oxydationsstufen des Uran dient neben
den genauen Werten für die Bindungsenergie das Auftreten
Aerosolproben aus
Präparation von Uran- und
Untersuchungen an
Kernschmelzversuchen,
Charakterisierung und
Uranoxyd-Oberflächen.
Das Ende 1981 bestellte Elektronenspektrometer zur
Untersuchung von Oberflächen mit den Methoden
XPS/ESCA und AES wurde fristgerecht Anfang Juni
geliefert. Aufstellung und Inbetriebnahme mit Nachweis
der geforderten Spezifikationen waren Ende Juni
abgeschlossen. Das Gerät erfüllt alle Spezifikationen
bezüglich Auflösung, Empfindlichkeit, Vakuum,
Kohlenstoff-Verunreinigung und Langzeitstabilität. Neben
den Anregungsquellen und dem Analysator für Photo- und
Augerelektronenspektroskopie besitzt das Gerät u.a. eine
Argon-Sputterkanone zur Probenreinigung und zum
Abtragen für Tiefenprofil-Messungen, einen
Szintillationsdetektor zur Abbildung der Probenoberfläche
über die rückgestreuten und Sekundär-Elektronen, eine
Rastereinrichtung für die Elektronenkanone zur Abbildung
der chemischen Zusammensetzung der Oberflächen sowie
ein komplettes Datensystem zur Experimentsteuerung und
Datenauswertung. Eine Erweiterung auf Sekundärionen
Massenspektroskopie '(SIMS) ist in Auftrag, der Anschluß
einer Glove-Box zum Bearbeiten und Einschleusen
radioaktiver Proben ist vorgesehen.
- 27 -
von Satelliten-Linien sowie das stöchiometrische O/U
Verhältnis.
Chemie der Aktinoiden
Abb. 1 zeigt Messungen der U 4f-Photolinien für
verschiedene chemische Zustände. Oie hierfür gemessenen
25 UO
Die im Rahmen dieses Vorhabens durchgef(jhrten
Untersuchungen dienen als Grundlage zur Entwicklung
modifizierter Separations- und Feinreinigungsverfahren von
Aktinoiden sowie in der Nuklearmedizin einsetzbarer
Spaltproduktnuklide.
~
c 20~'äj.cc
~ 15~'~~
~
~ 10c~oS
Abb.1
B. E. (EIJ]
Bindungsenergien der U 4f-Photolinien für
metallisches und oxydisches Uran. Deutliche
Satellitenstrukturen treten nur für UDZ auf
100
Schwerpunkt der experimentellen Arbeiten in diesem Jahr
war die Untersuchung des ALJstauschverhaltens von
Aktinoidenperoxocarbonatokomplexen an den stark
basischen Austauschern AG1-XB, AGZ-XB sowie Bio-Rex 9
und Ermittlung des Einflusses der vorliegenden komplexen
Spezies auf die Austauschkinetik. Die hier zu erzielenden
Daten sollen Möglichkeiten der Weiterverarbeitung von
Prozeßlösungen aufzeigen, wie sie bei der basischen
Auflösung von Urandioxid-Niederschlägen vorliegen. Die
basische Auflösung von UOZ-Rückständen gilt als ein
besonders schonendes und hinsichtlich der Abgasbehandlung
als sicheres Verfahren bei der Rezyklierung des stark
kontaminierten, nicht abgebrannten und überwiegend aus
U-Z35 bestehenden Kernbrennstoffs, wie er u.a. bei der
Spaltmolybdänproduktion anfällt.
Bindun\lsenergien und O/U-Verhältnisse sind in der
folgenden Tabelle zusammengefaßt.
~LinieSpez~ U 4f7/Z U 4f5/Z ° 1s p/U(exp) O/U(theo)
In Abbildung 1 sind die statisch ermittelten
Verteilungskoeffizienten der Uranylperoxo-
carbonatokomplexe in Systemen mit verschiedenem
Ammoniumcarbonat-Uberschuß in der wäßrigen Phase
sowie den stark basischen Austauschern AG1-XB, AGZ-XB
und Bio-Rex 9 in der stationären Phase aufgetragen.
Tabelle: Mit XPS bestimmte Bindungsenergien (eV) und
stöchiometrische Ergebnisse für Uran und
Uranoxyde
Selbst diese vorläufigen Ergebnisse zeigen bereits die
großen Möglichkeiten auf, die XPS zur Bestimmung des
chemischen Zustandes einer Oberfläche bietet. Sie lassen
auch zuverlässige Aussagen zur Identifizierung von
Oberflächenverbindungen aus der WechselwirkLJng von Jod
und Jodverbindungen mit Uran und Uranoxyden erwarten.
Veröffent- Primär
lichungen berichte
D AGl X8t:. AG2 X8o 8io Rex 9
100);---'~-;!;--'---+:-~..l...-~!:---'--::l:--L_.,.J0,1 0,2 0,3 0,4 0,5
UberschuO IHH411 CO)lmolli J--_.....
Z.OO
Z.67
Z.07
Z.37
530.4
530.3
Beteiligte Mitarbeiter
3B7.9
391.4
392.3
377.1
3BO.6
3B1.5
uoUOZ
U30B
10.0Z.10 P 60B Prof. J. Dillard (Gast)
Dr. G. Kirch
Dr. H. Klewe·Nebenius
F. Michel
H. Moers (Doktorand)
G. Pfennig
Abb. 1 Abhängigkeit der Verteilungskoeffizienten der
Uranylperoxocarbonatokomplexe an den
Anionenaustauschern AGI-XB, AGZ-XB und Bio
Rex 9 von der überschüssigen
Carbonatkonzentration
- 28 -
100OOO~--,,----,------r-~-~-~-~-~-~~
Wasserstoffperoxidkonzentration = 0.07 m
300250
0.02 m
0.02 m
9cm
Beteiligte Mitarbeiter
AG2 X8[J 1,0 ml/cm2 .mino 0.025 ml/cm2.min
Primärberichte
50 100 150 200Aufgabebeladung [gU/kg Harz l --.......-
Urankonzentration =
Wasserstoffperoxidkonzentration =Säulenlänge =
40
Veröffentlichungen
Abb. 3 Durchbruchskurven der Uranylperoxocarbonato
komplexe bei zwei verschiedenen
Aufgabegeschwindigkeiten (dynamisch)
Eine weitere Stützung der zuvor gemachten Annahme
liefern die bei kürzeren Kontaktzeiten ermittelten höheren
Verteilungskoeffizienten an Austauschern geringerer
Vernetzung. Nach langen Gleichgewichtseinstellzeiten sind
die Verteilungskoeffizienten extrem hoch und überbieten
die der Tricarbonatokomplexe. Besonders anschaulich wird
die langsame Kinetik des Peroxocarbonat-Systems bei
dynamischen Beladeexperimenten an entsprechenden
Kolonnen. In Abbildung 3 sind die Belade- bzw.
Durchbruchskurven von Uran an einer AG2-X8-Kolonne
dargestellt.
45 5040
o AGl X2A AGl X4o AGl xe
0.02 m
20 25 30 35ZeillhJ_
1510
Gleichgewichtseinstellung von U02(C03)34-
und U02(C03)200H3- an den Anionenaus
tauschern AGI-X2, AGI-X4 und AGI-X8
Abb.2
Eine Bestätigung dieser Annahme liefern die in Abbildung 2
dargestellten kinetischen Untersuchungen an Austauschern
verschiedener Vernetzungsgrade in Uranyltricarbonat- bzw.
Uranylperoxocarbonathaltigen Systemen.
Urankonzentration =
Aufgabebeladung = 89 9 Uran / kg Harz
Reaktionszeit = 16 Stunden
pH =9.2
Das Abfallen der Verteilungskoeffizienten bei geringem
(NH4)2C03-Überschuß und der anschließende Anstieg zeigt
ein deutlich abweichendes Verhalten der
Peroxocarbonatspezies gegenüber den in früheren
Untersuchungen erzielten Daten von
Tricarbönatokomplexen. Die Ursache hierfür dürfte auf die
Bildung dimerer Peroxospezies mit wesentlich nieder igeren
Diffusionsgeschwindigkeiten zurückzuführen sein, die zur
erheblichen Reduzierung der Austauschkinetik führt.
Wasserstoffperoxidkonzentration = 0.03 m
Aufgabebeladung = 100 g Uran / kg Harz
pH = 8
Die Kurven für U02(C03l34- sind gestrichelt
dargestellt.
Urankonzentration = 0.02 m
J. Bürck
J. Haag
Dr. Sameh A. Ali
S. Wukovnig
10.02.11 IRCH Zentral koordinierte internationale
Zusammenarbeit
Aus der Abbildung ist der krasse Unterschied der
Austauschkinetik zwischen den U02(C03)34- und den
U02(C03)200H3--Spezies erkennb~r.
Das Hauptgewicht im Rahmen dieses Vorhabens lag im
ersten Halbjahr auf der Verteilung der im Januar
ausgelieferten 5. Auflage der Karlsruher Nuklidkarte.
- 29 -
SOV(p,pn)
I
Anregllngsfunktionen für die Produktion von
49V durch Bestrahlung von natürlichen V-Folien
mit Protonen, Deuteronen, 3He- und
ex-Teilchen
10' L---l.----:l::-....L-:f=--J..----;;:';;---'----7;;:---'-~o 30 40 50ProJectile Energy [MeV] -
10'
Abb.:
Neben je 10 000 Wandkarten und Broschüren, die an den
Gersbach-Verlag zum Verkauf ausgeliefert wurden, gingen
6350 Wandkarten und 9150 Broschüren direkt vom
Druckhaus an Empfänger größerer Stückzahlen im In- und
AuslEmd. 10 000 Wandkarten und 21 000 Broschüren wurden
an KfKgeliefert und werden von LA, SKT und IRCH intern
und an externe wissenschaftliche Institute verteilt. Der
derzeitige Bestand läßt vermuten, daß in ca. 1-2 Jahren ein
Nachdruck der Wandkarte erforderlich sein dürfte.
'Im Hinblick auf die nächste Auflage der Karte wurde der
derzeitige Stand der Daten und Informationen in einer
Computerdatei gespeichert, um eine Aktualisierung der
Karte und das Korrekturlesen eines neuen Manuskriptes
weitgehend zu erleichtern. In der Datei ist für jedes
Nuklidkartenfeld ein Record angelegt, in dem alle Angaben
zum Zerfall in der vorgegebenen Reihenfolge in codierter
Form gespeichert sind. Ein PI/I-Programm ermöglicht
neben einem formalen Test der Codierung eine
Klartextausgabe der Datei, so daß jederzeit der aktuelle
Stand ausgedruckt werden kann.
Der Druck der letzten Bände der Reihe Physik-Daten 15
mit dem gesamten Datenbestand der Karlsruher Sigma
Compilation ist abgeschlossen. Es liegen jetzt die Bände 1
bis 5 und Index vor mit Daten für ca. 3000 Reaktionen
sowie der graphischen Darstellung von etwa 60 % aller
Datensätze.
Die Auswertung der bereits früher geschilderten
Experimente zur Produktion von 49V durch Bestrahlung von
natürlichem Vanadium mit verschiedenen Projektilen wurde
nochmals überprüft, durch einige Korrekturen ergänzt und
mit einer ausführlichen Fehlerbetrachtung abgeschlossen.
Die Abbildung zeigt die gemessenen Anregungsfunktionen.
Die Genauigkeit beträgt für die Wirkungsquerschnitte der
ex-induzierten Reaktion ca. 20 - 25 %, für die der anderen
Reaktionen ca. 25 - 30 %.
Veröffentlichungen
17697
17698
17773
16789
16982
18039
18040.
V16952
V16967
V16968
Vl7701
Primärberichte
10.02.11 P 06A
10.02.11 P 06B
11.01.01 P 18G
11.01.01 P 18H
Beteiligte Mitarbeiter
K. Hemberle
Dr. H. Klewe-Nebenius
F. Michel
Prof. H. Münzel
(TH Darmstadt)
G. Pfennig
Die Experimente zur Bestimmung von
Wirkungsquerschnitten für Produkte aus der Reaktion 6U +
40Ca (Zusammenarbeit mit dem IAK 11, Prof. Rebel und der
Universität Krakau, Prof. Grotowski) wurden
weitergeführt. Aus der Messung der schweren
Reaktionsprodukte mit einem Gaszähler-Teleskop und den
früher gemessenen inklusiven y -Spektren sowie dem
Vergleich mit Vorhersagen des statistischen Modells
konnten Beiträge einzelner Reaktionsmechanismen
abgeleitet werden. So ergab sich für den Prozeß der
vollständigen Fusion zwischen Projektil und Target ein
erstaunlich kleiner Wert von (77 ± 11) mb. Der
überwiegende Anteil der Reaktion verläuft offenbar über
unvollständige Fusion (Transfer in hochangeregte
Zustände).
-30-
15944 COERDT, 101.; CRUBELLATI, R.; MAINKA, E.;MUELLER, H.G.Die G3doliniumbestimmung in Kernbrennstoffen- ein Methodenvergleich.Voilath, D.; Kummerer, K. [Hrsg.]Proc.of the Conf.on Ch3r3cteriz3tion 3ndQual itll Control of Nuelear Materials,Karlsruhe, June 2-5, 1981Journ31 of Nucle3r M3teri3ls, 106(1982)S.109-14Book of Abstracts S.27
15995 GILBERT, E.Biologische Abbaubarkeit derOxid3tionsprodukte von Modellsubst3nzen undAbwasserinhaltsstoffen, getestet 3n einerkontinuierlich arbeitenden biologischenL3borkl3er3nl3ge.Intern3t.Ver3nst31tung 'W3sser, Berlin 81'.5.Weltkongress ueber Ozone, Berlin, 30.Maerz- 5.April 1981Berlln: Colioquium Verl.1981 S.499-518
16410 BLAU, L.; GUESTEN, H.QU3ntum 1Iieids of the photodecomposltion ofpoillnuclear aromatic hvdrocarbons adsorbed onsilic3gel.PoIvnucle3r Arom3tic Hvdroc3rbons. 6thInternat,SlImp.on Phvsical and BlologicalChemlstrll. Columbus, Ohio, Octaber 27-29,1981Columbus, Ohio: Batteile Pr. 1982 S.133-44
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