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AbstractAbstract
[en] A method is described for making spherical metallic oxide and metallic carbide particles, especially particles consisting of fuel or breeder material such as oxide or carbide compounds of uranium, plutonium, thorium and the like with a diameter of from 0.1 to 1.5 millimeters, according to which an aqueous solution of a metallic nitrate or a metallic chloride or a mixture of metallic nitrates or metallic chlorides in which the metallic ions and anions are in a stoichiometric ratio to each other, is added dropwise to an organic phase. The method is characterized primarily in that the drops formed from the aqueous solution after congealing are washed in an aqueous solution containing ammonia and from 0.001 percent to 0.1 percent of a non-ionic surface active agent, especially an ethylene oxide condensate, enveloping the particles and preventing them from clumping during the following drying step. The hardened particles are dried in an air current having a temperature of from 150 to 3000C and an atmospheric moisture content corresponding to the degree of saturation of the air at a temperature of about from 20 to 500C, and sintered at about 13000C
Original Title
Patent
Primary Subject
Source
20 Jul 1976; 2 p; US PATENT DOCUMENT 3,970,580
Record Type
Patent
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1977
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1977
AbstractAbstract
[en] Spherical particles (0.1-1.5 mm) of metal oxide or carbide, to be used as fuel or breeder material for nuclear reactors, are formed by dripping an aqueous metal salt solution or sol into a ketone phase lying on top of an ammonia solution. The carbide is prepared by adding colloidal carbon to the aqueous solution. The particles are washed with an ammonia and 0.001-0.1% non-ionogenic tenside containing solution to increase their stability. They are then dried in a current of air at 180-3000C and sintered at approx. 13000C. (IHOE)
[de]
Kugelfoermige Teilchen (0,1-1,5 mm) aus Metalloxid oder Karoid, die als Brenn- oder Brutstoff fuer Kernreaktoren dienen, werden durch Eintropfen einer waessrigen Metallsalz-Loesung oder eines Sols in eine ueber Ammoniak-Loesung stehende Ketonphase gebildet. Zur Darstellung des Karbids muss kolloidaler Kohlenstoff der waessrigen Loesung zugegeben werden. Zur Erhoehung ihrer Stabilitaet werden die Teilchen mit einer Ammoniak und 0,001-0,1% nichtionogenes Tensid enthaltenen Loesung gewaschen. Darauf werden sie in einem Luftstrom bei 180-3000C getrocknet und bei ca. 13000C gesintert. (IHOE)Original Title
Verfahren zur Herstellung von kugelfoermigen Metalloxid- oder metallcarbid-Teilchen
Primary Subject
Source
28 Jul 1977; 4 p; DE PATENT DOCUMENT 2323010/C/; Available from Deutsches Patentamt, Muenchen, Germany, F.R
Record Type
Patent
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1976
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1976
AbstractAbstract
[en] Spherical particles of high density, serving as fuel or fertile material for nuclear reactors, may advantageously be fabricated from aqueous initial solutions containing metal salts, to which are added, according to the invention, about 1-3 moles of an ammonium salt and 2-6 moles of urea per mole of metal ions contained therein. It is also of advantage to add ammonia. This initial solution is dropped in known fashion into an organic phase standing above an aqueous ammonia solution and being prepared from a ketone mixture, during which process the desired metal oxide resp. metal carbide particles will be formed. The example is based on a solution containing uranyl nitrate, ammonium nitrate, and urea. (GSC)
[de]
Kugelfoermige Teilchen hoher Dichte, die als Brenn- oder Brutstoffe fuer Kernreaktoren dienen, lassen sich vorteilhaft aus waessrigen metallsalzhaltigen Ausgangsloesungen herstellen, denen erfindungsgemaess je Mol darin enthaltenen Metallions etwa 1-3 Mol eines Ammoniumsalzes sowie 2-6 Mole Harnstoff zugesetzt werden. Vorteilhaft ist auch Ammoniakzusatz. Diese Ausgangsloesung wird in bekannter Weise in eine oberhalb einer waessrigen Ammoniakloesung stehende aus einem Ketongemisch gebildete organische Phase getropft, wobei sich die gewuenschten Metalloxid- bzw. Metallcarbidteilchen bilden. Das Beispiel geht von einer Loesung aus, die Uranylnitrat, Ammoniumnitrat und Harnstoff enthaelt. (GSC)Original Title
Verfahren zum Herstellen von Metalloxid- oder Metallcarbidteilchen
Primary Subject
Source
30 Dec 1976; 3 p; DE PATENT DOCUMENT 2323072/C/; Available from Dt. Patentamt, Muenchen (FRG)
Record Type
Patent
Country of publication
ACTINIDE COMPOUNDS, AMMONIUM COMPOUNDS, CARBONIC ACID DERIVATIVES, DISPERSIONS, HOMOGENEOUS MIXTURES, HYDRIDES, HYDROGEN COMPOUNDS, MIXTURES, NITRATES, NITROGEN COMPOUNDS, NITROGEN HYDRIDES, ORGANIC COMPOUNDS, ORGANIC NITROGEN COMPOUNDS, OXYGEN COMPOUNDS, PARTICLES, SOLUTIONS, URANIUM COMPOUNDS, URANYL COMPOUNDS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] A method is claimed of making metallic oxide or carbide particles of uranium, which comprises fuels or breeder materials for nuclear reactors. An aqueous solution of uranyl nitrate or chloride and, if necessary, colloidal carbon is added dropwise into an organic ketone or ketone mixture phase which is located above an aqueous ammonia solution. The thereupon formed particles are sintered
Original Title
Patent
Primary Subject
Source
22 Jan 1980; v p; US PATENT DOCUMENT 4,184,976/A/; U.S. Commissioner of Patents, Washington, D.C. 20231, USA, $.50; PAT-APPL-854008.
Record Type
Patent
Country of publication
ACTINIDE COMPOUNDS, CARBIDES, CARBON COMPOUNDS, CHALCOGENIDES, CHLORIDES, CHLORINE COMPOUNDS, DISPERSIONS, ELEMENTS, ENERGY SOURCES, FABRICATION, FUELS, HALIDES, HALOGEN COMPOUNDS, HOMOGENEOUS MIXTURES, HYDRIDES, HYDROGEN COMPOUNDS, MIXTURES, NITRATES, NITROGEN COMPOUNDS, NITROGEN HYDRIDES, NONMETALS, ORGANIC COMPOUNDS, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, REACTOR MATERIALS, SOLUTIONS, URANIUM COMPOUNDS, URANYL COMPOUNDS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Langen, H.; Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1980
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1980
AbstractAbstract
[en] The casting solution of 0.5 mol/l UO2(NO3)2, 1.5 mol/l urea, 2 mol/l NH4NO3, 25 g/l polyvinyl alcohol and 0.3 wt.% tenside is divided into droplets. The latter fall through an ammonia gas passage and then plunge into an ammonia solution. The gel spheres formed are then dried. To manufacture UC2 granules, 4 mol furnace black per mol UO2(NO3)2 are added to the casting solution. (DG)
[de]
Die Giessloesung aus 0,5 Mol/l UO2(NO3)2, 1,5 Mol/l Harnstoff, 2 Mol/l NH4NO3, 25 g/l Polyvinylalkohol und 0,3 Gew.-% Tensid wird in Troepfchen verteilt. Diese durchfallen eine Ammoniak-Gas-Strecke und tauchen dann in eine Ammoniakloesung ein. Die entstehenden Gelkugeln werden anschliessend getrocknet. Zur Herstellung von UC2-Kernen wird der Giessloesung noch 4 Mol Flammruss pro Mol UO2(NO3)2 zugemischt. (DG)Original Title
Verfahren zur Herstellung von Metalloxid- oder Metallcarbidteilchen
Primary Subject
Secondary Subject
Source
6 Mar 1980; 3 p; DE PATENT DOCUMENT 2519747/C/; Available from Deutsches Patentamt, Muenchen, Germany, F.R
Record Type
Patent
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Ringel, H.; Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.); Deutsches Patentamt, Muenchen (Germany, F.R.)1977
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.); Deutsches Patentamt, Muenchen (Germany, F.R.)1977
AbstractAbstract
[en] Protactinium can be separated off from nuclear fuel solutions if one passes the solution through a sorption column of vycor glass. In order to enable a continuous process a formula is given which allows one to calculate the length of the column. The measures given in the example are 5.2 m length and 72 cm diameter. (UWI)
[de]
Protaktinium laesst sich aus Kernbrennstoffloesungen abtrennen, wenn man die Loesung durch eine Sorptionskolonne aus Vycor-Glas leitet. Um eine kontinuierliche Arbeitsweise moeglich zu machen, wird eine Formel angegeben, nach der man die Laenge der Kolonne berechnen kann. Die im Beispiel angegebenen Masse betragen 5,2 m Laenge bei 72 cm Durchmesser. (UWI)Original Title
Sorptionskolonne fuer die Abtrennung von Protaktinium aus einer Kernbrennstoffloesung
Primary Subject
Source
8 Sep 1977; 7 p; DE PATENT DOCUMENT 2609370/A/
Record Type
Patent
Country of publication
ACTINIDE NUCLEI, ALPHA DECAY RADIOISOTOPES, BETA DECAY RADIOISOTOPES, BETA-MINUS DECAY RADIOISOTOPES, DAYS LIVING RADIOISOTOPES, ENERGY SOURCES, EVEN-EVEN NUCLEI, EVEN-ODD NUCLEI, FUELS, HEAVY NUCLEI, ISOTOPES, NUCLEAR FUEL CONVERSION, NUCLEAR FUELS, NUCLEI, ODD-EVEN NUCLEI, PROTACTINIUM ISOTOPES, RADIOISOTOPES, REACTOR MATERIALS, SEPARATION PROCESSES, THORIUM ISOTOPES, URANIUM ISOTOPES, YEARS LIVING RADIOISOTOPES
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Merz, E.; Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Chemische Technologie der Nuklearen Entsorgung1984
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Chemische Technologie der Nuklearen Entsorgung1984
AbstractAbstract
[en] The THOREX process has been developed for reprocessing uranium and thorium from thorium-based fuel. Several flowsheet variants with acid and acid deficient feed solutions, respectively have been investigated in the past. In order to achieve high decontamination factors, a dual cycle THOREX process was developed. This process uses an acid feed solution in the first cycle and an acid deficient one in the second cycle. According to recent investigations, a single cycle process with acid feed solution should provide the necessary decontamination factors. An immediate separation of thorium and uranium appears advisable in view of both fuel cycle strategy and process feasibility. Pulse columns should be preferentially used as extraction apparatus, at least for the extraction step. Reprocessing of HTR-LEU fuel in existing PUREX plants is bothered with problems of criticality prevention due to the residual total fissile isotope content in the feed of greater than 2%. Special precaution must therefore be taken in several processing units. A more suitable method to overcome criticality difficulties may be the application of a flow sheet with lower TBP concentrations in the range of less than 10%. Beyond it, there are no further problems to consider with LEU fuel reprocessing. (orig.)
[de]
Der THOREX-Prozess ist ein Verfahren zur Wiederaufarbeitung thoriumhaltiger Kernbrennstoffe. In der Vergangenheit wurden hierzu mehrere Fliessschema-Varianten mit saurer und saeureunterschuessiger Speiseloesung entwickelt. Aus den Ergebnissen neuerdings durchgefuehrter Untersuchungen wird gefolgert, dass mit einem einzyklischen THOREX-Prozess die notwendigen Dekontaminationsfaktoren erreicht werden sollten. Fuer den Extraktionsschritt empfiehlt sich die Verwendung einer sauren Speiseloesung. An die gemeinsame Th/U-Extraktion sollte sich aus verfahrenstechnischen und strategischen Gruenden unmittelbar die Thorium-Urantrennung anschliessen. Als Extraktionsapparate eignen sich gepulste Kolonnen am besten, ihr Einsatz ist fuer die erste Extraktionskolonne auf jeden Fall zweckmaessig. Die Wiederaufarbeitung von HTR-LEU-Brennstoffen in einer existierenden PUREX-Anlage ist mit dem Problem der Kritikalitaetskontrolle infolge des relativ hohen Restspaltstoffgehaltes von mehr als 2% behaftet. Deshalb muessen besondere Sicherheitsvorkehrungen in einer Reihe von Prozesseinheiten ergriffen werden. Ein vorteilhaftes Vorgehen duerfte in der Anwendung eines sog. verduennten Fliessschemas mit einer TBP-Konzentration unterhalb 10% liegen. Darueber hinaus sind keine zusaetzlichen Probleme bei der Wiederaufarbeitung von LEU-Brennstoffen zu erkennen. (orig.)Primary Subject
Source
Feb 1984; 42 p
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hein, K.; Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1983
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.)1983
AbstractAbstract
[en] A highly viscous feed solution containing UO2(NO3)2 and a polyalcohol can be used in the external gelation process to prepare fuel particles of diameter >1.5 mm. The uranyl-nitrate was dissolved in water followed by sorbitol, NH3, and ammonium carbonate to give a hydrosol of viscosity 180 mPa-s. This solution was used to prepare highly homogeneous UO2 particles of diameter 0.9 mm. The ratio of the diameters of the largest to the smallest particles was 1.03. (orig./PW)
Original Title
Giessloesung enthaltend Uranylnitrat zur Herstellung kugelfoermiger Kernbrennstoffpartikeln und Verfahren zu ihrer Herstellung
Primary Subject
Source
21 Apr 1983; 2 Jun 1979; 4 p; DE PATENT DOCUMENT 2922686/C/; ?: 2 Jun 1979
Record Type
Patent
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Nakashima, T.; Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Chemische Technologie der Nuklearen Entsorgung1984
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Chemische Technologie der Nuklearen Entsorgung1984
AbstractAbstract
[en] The distribution of Th(NO3)4, UO2(NO3)2 and HNO3 between an aqueous phase and an organic phase, consisting of 30 Vol.% tributyl phosphate in dodecane, has been experimentally investigated. About 120 distribution data have been determined in the concentration ranges that can be seen in the THOREX process for reprocessing spent thorium bearing fuel. Based on the experimental data, two computer programs have been developed which make possible interpolations and, to some extent, extrapolations. With model 1, concentrations in the organic phase can be calculated if that in the aqueous phase are known. With model 2, concentrations in the aqueous phase can be calculated vice versa. Besides the description of the calculation models, a large body of calculated data can be found in this report. In a addition, a calculation mode is presented that makes possible the calculation of distribution data for very low thorium concentrations. (orig.)
[de]
Die Verteilung von Th(NO3)4, UO2(NO3)2 und HNO3 zwischen einer waesserigen Phase und einer aus 30 Vol.% Tributylphosphat in Dodekan bestehenden organischen Phase wurde experimentell untersucht. Etwa 120 Verteilungsdaten wurden in jenen Konzentrationsbereichen ermittelt, die beim THOREX-Prozess zur Wiederaufarbeitung thoriumhaltiger Kernbrennstoffe beobachtet werden. Basierend auf den experimentellen Werten wurden zwei Rechenprogramme entwickelt, die mit Hilfe eines Computers sowohl Inter- als auch in gewissem Umfang Extrapolationen ermoeglichen. Ueber Rechenmodell 1 lassen sich Konzentrationen in der organischen Phase errechnen, wenn die in der waesserigen gegeben sind. Mit Modell 2 lassen sich umgekehrt Konzentrationen in der waesserigen Phase berechnen. In diesem Bericht ist neben der Beschreibung der Modelle auch eine Vielzahl von berechneten Verteilungswerten zu finden. Es wird ebenfalls ein Verfahren vorgestellt, mit dem Verteilungsdaten fuer sehr geringe Thorium-Konzentrationen zu berechnen sind. (orig.)Original Title
Die Verteilung von Th(NO3)4, UO2(NO3)2 und HNO3 zwischen waesseriger Phase und organischer Tributylphosphat-Phase
Primary Subject
Source
May 1984; 113 p
Record Type
Report
Literature Type
Numerical Data
Report Number
Country of publication
ACTINIDE COMPOUNDS, ALKANES, BUTYL PHOSPHATES, DATA, ENERGY SOURCES, ESTERS, FUELS, HYDROCARBONS, HYDROGEN COMPOUNDS, INFORMATION, INORGANIC ACIDS, MATERIALS, NITRATES, NITROGEN COMPOUNDS, NUCLEAR FUELS, NUMERICAL DATA, ORGANIC COMPOUNDS, ORGANIC PHOSPHORUS COMPOUNDS, OXYGEN COMPOUNDS, PHOSPHORIC ACID ESTERS, REACTOR MATERIALS, SEPARATION PROCESSES, THORIUM COMPOUNDS, URANIUM COMPOUNDS, URANYL COMPOUNDS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Kaiser, G.; Zimmer, E.
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (F.R. Germany)1972
Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (F.R. Germany)1972
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Verfahren zum Aufschluss oxydischer Verbindungen
Primary Subject
Source
26 Apr 1972; 2 p; DE PATENT DOCUMENT 2018953/C/
Record Type
Patent
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
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