DE1057701B

DE1057701B - Kernreaktor-Brennstoff bzw. Spaltproduktenquelle

Info

Publication number: DE1057701B
Application number: DER21677A
Authority: DE
Inventors: Paul Harteck; Seymour Dondes
Original assignee: Rensselaer Polytechnic Institute
Current assignee: Rensselaer Polytechnic Institute
Priority date: 1956-10-26
Filing date: 1957-08-13
Publication date: 1959-05-21
Also published as: FR1183719A; US2928780A; GB863797A; BE560063A

Description

In der britischen Anmeldung 7064, eingereicht am 4. März 1957, wurde ein Verfahren zum. Fixieren von Stickstoff offenbart. Dieses Verfahren umfaßt die folgende Verfahrensstufe: Allgemein, unter Druck stehende Luft wird in Kontakt mit einer feinen Dispersion spaltbaren Materials in einen Neutronenstrom gebracht, um die Rückstoßenergie der Spaltprodukte auszunutzen. Der Grund für die Verwendung dieser Form der Ionisationsstrahlung ist die gewaltige, in den Spaltprodukten enthaltene Energie¹-menge. Wird jedoch das spaltbare Material in Form feiner Partikel verwendet, so ist der Wirkungsgrad der Nutzbarmachung der Rückstoßenergie der Spaltprodukte verhältnismäßig niedrig. Ein beträchtlicher Anteil der Energie geht durch Eigenabsorption, verloren, bevor die Spaltprodukte den Feststoff verlassen. Wird beispielsweise feinzerteiltes und mit Uran-235 hochangereidhertes Uranoxydpulver der Einwirkung von Neutronen ausgesetzt, so' werden ungefähr 90°/o der Spaltprodukte von dem Pulver absorbiert. Nur die restlichen 10°/o entweichen, aus der Oberfläche der Pulverpartikeln, und übertragen ihre Energie auf die chemischen Reagenzien. An der kinetischen Energie der Spaltprodukte gemessen,, besitzt ein solches Verfahren nur einen Wirkungsgrad von ungefähr 10%.

Es wurde nun herausgefunden,, daß der Wirkungsgrad der Nutzbarmachung der Rückstoßenergie der Spaltprodukte auf mehr als 60%> erhöht werden kann, wenn gemäß der Erfindung als Spaltproduktenquelle ein faseriges Mineral verwendet wird, das als wesentlichen Bestandteil ein für die Umwandlung in ein spaltbares Material geeignetes Isotop oder ein Oxyd davon enthält. Die verwendeten Ausdrücke. »Mineralfaser« und »faseriges Mineral« sollen, in erster Linie faseriges Glas als Glaswolle oder als Faserstoff bezeichnen, obwohl angenommen, wird, daß andere Mineralfasern ebensogut verwendet werden können, beispielsweise diejenigen Fasern, die allgemein als Mineralwolle oder Steinwolle bezeichnet werden und die aus Schlacke oder anderen Materialien gesponnen werden. Obwohl die Beschreibung sich besonders auf Faserglas bezieht, muß berücksichtigt werden, daß die Erfindung auch andere Formen, von Mineralfasern umfaßt.

Die Reichweite der Spaltprodukte von Uran-235 und Plutonium-239 beträgt im Durchschnitt 10 Mikron in Glas. Dementsprechend muß, wenn die Spaltprodukte aus der Glaswolle nach der Erfindung entfernt werden sollen, der Durchmesser der Fasern geringer sein als 10 Mikron. Um den höchsten Wirkungsgrad zu erhalten, ist die Verwendung von Glasfasern mit einem Durchmesser in, der Größenordnung von 1 bis 5 Mikron vorzuziehen. Wird in Kernreaktor-Brennstoff
bzw. Spaltproduktenquelle

Anmelder:

Rensselaer Polytechnic Institute,
Troy, Ν. Υ. (V. St. A.)

Vertreter:

Dr.-Ing. Η. Ruschke, Berlin-Friedenau, Lauterstr. 37,
und Dipl.-Ing. K. Grentzenberg, München 27,
Patentanwälte

Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 26. Oktober 1956

Paul Harteck und Seymour Dondes_r Troy, Ν. Υ.
(V. St. Α.),
sind als Erfinder genannt worden

dem Faserglas Uran verwendet, so> sollte dieses die Form von U₃O₈ besitzen, da die Herstellung der Glaswolle bei Verwendung \^Ton UO₂ mit größeren Schwierigkeiten verbunden, ist. Uranhaltige Glaswolle ähnelt der gewöhnlichen Glaswolle in Fasern mit kleinem Durchmesser, besitzt jedoch bei Fasern mit verhältnismäßig großem¹ Durchmesser, beispielsweise in der Größenordnung von 25 Mikron, eine blaßgelbe Farbe. In anderer Hinsicht gleichem die mechanischen Eigenschaften des uranhaltigen Faserglases denen des gewöhnl i chen Handel spr oduktes.

Das erfindungsgemäße Faserglas kann nach irgendeinem der üblichen Verfahren zubereitet werden, beispielsweise durch das kontinuierliche Spinnverfahren nach dem USA.-Patent 2 234 986, besonders für gröbere Fasern, oder durch.. Verfahren, bei denen Strähle heißen Gases (oder Dampf) benutzt werden, während das die Verbrennungsprodukte eines Kohlenwasserstoffs benutzende Verfahren für die verwendete feinere Wolle angewendet wurde. Das letztgenannte, in dem USA.-Patent 2 489 242 offenbarte Verfahren kann wohlverstanden für die Erzeugung von Fasern mit einer Feinheit von 0,25 Mikron im Durchmesser angewendet werden.

Die folgenden Beispiele werden zur Erläuterung der Erfindung gegeben. Selbstverständlich ist die Erfindung nicht auf die beschriebenen Einzelheiten, be-

909 527/3«

schränkt. Beispielsweise besaß das Faserglas die folgende typische Zusammensetzung:

SiO₂ 44,98%

Al₂O₃ 3,48%

TiO., 13,46%

ZrO₂ 4,49%

Na₂O 17,96%

U₃O₈ (oder gleichwertiges UO,) 9,87%

Fe₂O₃ .". 0,26%

Dies ist die Zusammensetzung, die als 10%iges Uranoxydglas bezeichnet wird.

Beispiel 1

Um die Stabilität der Glaswolle unter Elektronenbestrahlung zu demonstrieren, wurden Fasermuster, die normales Uran enthielten und einen Durchmesser von 1 Mikron besaßen, in dem Brookhaven-National-Laboratory-Reaktor 24 Stunden, lang bei Raumtemperatur mit Neutronen bestrahlt. Die Wolle befand sich in einem Quarzbehältar eingeschlossen, der eine Atmosphäre von StickstofFoxyd enthielt. Der Neutronenstrom betrug an der Stelle des Behälters 3 •IO¹² Neutronen/cm²/sec. Eine Beschädigung durch die Bestrahlung war nicht festzustellen.

Beispiel 2

Um weiterhin die Eigenschaften der uranhaltigen Glaswolle unter Neutronenbestrahlung zu demonstrieren, wurde ein weiteres Muster mit einem Gehalt von 10% natürlichem Uranoxyd im Vakuum bei 175° C 10 Tage lang bestrahlt. Der Neutronenstrom betrug 3,8 •IO¹² Neutronen/cm.²/sec. Audi hier war keine Beschädigung durch Strahlung festzustellen.

Beispiel 3

Um die Strahlungsstabilität der Glaswolle, die Uran mit 235-Isotop angereichert enthält, zu bestimmen, wurde eine Reihe von Mustern mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung unter denselben Bedingungen wie im Beispiel 2 bestrahlt. Dieses Mal jedoch enthielt die Glaswolle 10% Uranoxyd, das bis zumindest 90% mit Uran-235 angereichert war. Hierbei wurde festgestellt, daß die Glaswolle unter den herrschenden Vakuumbedingungen die Tendenz zeigte zusammenzusintern. Der Grund hierfür ist darin zu sehen, daß die in den Fasern von 1 Mikron Durchmesser freigesetzte Energie nicht rasch genug durch Strahlung allein entfernt werden, konnte, wodurch die Fasern überhitzt wurden und infolger dessen dazu neigten, zusammenzusintern. Wurde dasselbe Experiment in einer Heliumatmosphäre durchgeführt, so wurde selbst bei verhältnismäßig niedrigem Druck der SinterefFekt reduziert. Bei einem noch höheren Druck der Luft, ungefähr 10 Atmospären, trat praktisch kein Sintern auf.

Beispiel 4

Um die Auswirkung des Faserdurchmessers auf die Stabilität der Glasfasern zu bestimmen, wurden 25-Mikron-Fasern mit einem Gehalt von 10% Uranoxyd, das auf mehr als 90% Uran-235 angereichert wurde, einem Neutronenstrom von 3,8 •IO¹² Neutronen/cm²/sec im Vakuum bei 175° C 30 Tage lang ausgesetzt. Ein weiteres Muster wurde einem Strom von 3,0· IO¹² Neutronen/cm²/sec im Vakuum bei 400° C 10 Tage lang ausgesetzt. In keinem Falle wurde ein Sintern oder eine Zerstörung beobachtet.

Beispiel 5

Um die Einwirkung der Bestrahlung auf die Zugfestigkeit von Glasfasern zu bestimmen, wurden 25-Mikron-Fasern mit im wesentlichen der obigen Zusammensetzung, jedoch mit einem Gehalt von 10'% Uranoxyd, das auf mehr als 90% mit Uran-235 angereichert war, einem Neutronennuß von. 2,5 · IO¹² Neutronen/cm²/sec bei ungefähr 45° C in dem Reaktor der Brookhaven National Laboratories ausgesetzt. In

ίο diesem Falle wurden Aluminiumbehälter verwendet, von denen jeder mit Luft unter einem Druck von 1 Atmosphäre gefüllt war und jeder zwei Aluminiumstäbe enthielt, auf die die Fasern aufgewickelt wurden. Nach 681 Stunden Bestrahlungszeit waren die Aluminiumstäbe aus der Form gebogen; es wurde jedoch keine sichtbare Einwirkung auf die Fasern bemerkt. Nach der Bestrahlung wurden, die folgenden Messungen der Zugfestigkeit der Fasern vorgenommen:

Bestrahlungszeit (Stunden)	Zugfestigkeit (kg/cm²)
0	17 010
76	5 040
226	4 550
681	4 270

Beispiel 6

Dieses Experiment zeigt die Wirksamkeit der Nutzbarmachung der aus der uranhaltigen Glaswolle austretenden Spaltprodukte. Es wurde eine Anzahl Muster vorbereitet, jedes mit einem Gewicht von 10 Milligramm und einem Gehalt von 10% Uranoxyd. Das Uran war auf mehr als 90% mit Uran-235 angereichert. Die Muster wurden in einzelne Quarzbehälter eingeschlossen, jeder mit einer Atmosphäre, die im wesentlichen entweder aus Ammoniak oder aus Methan bei einem Druck von ungefähr IOAtmo^ Sphären bestand. Der Glasfaserdurchmesser betrug ungefähr 1 Mikron, und die Muster wurden einem Neutronenfluß von 2,5 •IO¹² Neutron.en/cm²/sec bei 10° C ausgesetzt. Nach der Bestrahlung wurden die Proben, zuerst nach den Tieftemperatur-Dampfdruck-Verfahren analysiert. Bei den Ammoniakmustern wurden. SticlcstofF und Wasserstoff bei der Temperatur des flüssigen Stickstoffs bestimmt. Ein Teil der StickstofF-WasserstofF-Mischung wurde in eine besondere Anlage übergeführt und ein abgemessenes Volumen Sauerstoff hinzugefügt. Die Mischung wurde abgebrannt, um den Wasserstoff in Wasser umzuwandeln, das kondensiert wurde. Das Volumen des Kondensates diente als Kontrolle des Sauerstoff-Verbrauchs bei der WasserstofFbestimmung. Der StickstofF ergab sich dann als die Differenz. Die Temperatur des flüssigen Ammoniaks wurde auf die des Trockeneises erhöht und das Ammoniak durch Pumpen entfernt. Hydrazin wurde aus der Glaswolle durch Erhitzen mit kochendem Wasser desorbiert. Die Menge des Hydrazins wurde gleichfalls bestimmt.

Bei Methan wurden die Musterbehälter gleichfalls bei der Temperatur des flüssigen Stickstoffs geöffnet und die Gesamtmenge des Methans und des WasserstofFs. bestimmt. Ein Teil der Methan-WasserstofFMischung wurde entnommen, und mit einem abgemessenen Volumen Sauerstoff verbrannt. Die Produkte wurden, in flüssigem Stickstoff kondensiert. Das erzeugte WasserstofFvolumen wurde nach dem Sauerstoffverbrauch bestimmt. Das darauffolgende analy-

tische Verfahren glich der oben beschriebenen Analyse des Ammoniak-Produktes.

Auf Grund dieser Analyse ergab sich, daß ungefähr 60 bis 75% der kinetischen Energie der Spaltprodukte von dem Gas absorbiert wurde. Die Bestrahlung des Ammoniaks erzeugte Stickstoff und Wasserstoff zusammen mit einer kleinen Menge Hydrazin (bei einer Dosis von ungefähr IO⁸R). Die Bestrahlung des Methans ergab Äthan und Wasserstoff zusammen mit etwas Propan und Butan bis zu Dosen von IO⁸ R. Bei IO¹⁰ R wird der größte Teil des Methans zu Wasserstoff, Kohlenstoff und nicht flüchtige Teere zersetzt.

Ein bequemes Verfahren zum Bestimmen des. Wirkungsgrades besteht darin, die Anzahl der Moleküle zu ermitteln, die pro IOO¹ Elektronenvolt gebildet oder zersetzt werden. Für Ammoniak betrug dieser Wert ungefähr 5 je nach Temperatur und Druck, während für die Methanreaktion der Wert ungefähr IO¹ betrug.

Beispiel 7 _ao

Es wurde eine Anzahl von Mustern gleich denen des Beispiels 6 zubereitet, jedoch mit der Maßgabe, daß die Glaswolle in flüssiges Ammoniak getaucht wurde. Die Muster wurden, in derselben Weise dem Neutronenfluß ausgesetzt und in derselben Weise analysiert. In diesem Falle ließen die in dem flüssigen Ammonialc gebildeten Produkte erkennen., daß 80 bis 90%> der kinetischen Energie der Spaltprodukte auf die flüssige Phase übertragen wurden. Die Differenz zwischen diesem Experiment und dem des Beispiels 6 kann auf die relativen Bremskräfte des Gases und der Flüssigkeit gegen die ionisierende Strahlung zurückgeführt werden. In einem Gas ist die Reichweite für die Spaltprodukte größer, weshalb relativ größere Anteile der Spaltprodulcte das Gas durchlaufen, auf die benachbarten Glasfasern treffen und von diesen absorbiert werden. Da die Flüssigkeit dichter ist, ist die Reichweite für die Spaltprodukte kleiner, weshalb ein größerer Anteil der Energie auf die Flüssigkeit übertragen wird und weniger Spaltprodukte von benachbarten Fasern absorbiert werden.

Aus den vorstehenden Beispielen, geht hervor, daß reine Spaltprodukte leicht und billig aus einem spaltbaren Material erzeugt werden, können, und daü das Ausgangsmaterial leicht regeneriert werden kann. Die bestrahlte Glaswolle mit einem Gehalt von Uran-235 oder anderem spaltbarem Material wird in, eine Salpetersäurelösung getaucht. Wird die Temperatur auf unterhalb von ungefähr 50° C gehalten,, so wird eine Auflösung des Glases im wesentlichen verhindert. Die Salpetersäurelösung, durch \^rerdampfen konzentriert, enthält die Spaltprodukte (in. der Hauptsache als Nitrate) in reiner Form.. Sollte sich in, dieser Lösung etwas Kieselerde oder Uran vorfinden, so können diese nach dem. Entfernen des Wassers durch eine einfache! Behandlung mit Fluor und Fluorwasserstoffsäure unter Anwendung bekannter Verfahren herausgezogen werden. Danach sind die Spaltprodukte in konzentrierter Form verfügbar, deren, Beta- und Gammastrahlung für Bestrahlungszwecke verwendet werden können.

Obwohl die vorstehende Beschreibung die Verwendung von Uran-235 als Quelle der Spaltungsprodukte hervorgehoben hat, können, ähnliche Ergebnisse bei der Verwendung von Uran-233 oder Plutonium-239 erhalten werden. Die Reichweite der Spaltprodukte dieser spaltbaren Isotope ist ungefähr die gleiche wie bei den Spaltprodukten von Uran-235.

An Stelle der Verwendung von Uran-235 in Glaswolle, kann Uran-238 oder natürliches Uran verwen-

det werden. Wird dieses der Einwirkung von Neutronen, beispielsweise in einem Reaktor, ausgesetzt, so wird Plutonium-239 an Ort und Stelle gebildet. Die bei dem Verfahren möglicherweise entstehenden Spaltprodukte treten aus der Oberfläche der Fasern: aus. Zurück bleibt das im wesentlichen von den bei dem Verfahren entstehenden Spaltprodukte freie spaltbare Plutonium-239, wodurch die ausgedehnten Abscheidungsverfahren vereinfacht und die Kosten reduziert werden können. Ähnliche Ergebnisse können erhalten werden, wenn Thorium-232 zur Erzeugung einer Uran-233-haltigen Faser verwendet wird. In jedem Falle können die Glaswollefasern, ohne ausgedehnte Reinigung direkt als Quelle für Spaltprodukte oder für Energie als Kernbrennstoff verwendet werden. Andererseits kann das spaltbare Isotop durch Behandeln des Glases mit zumindest einem der Gase aus der Gruppe der Fluore und Wasserstofffluoride zurückgewonnen werden. Im Falle des Urans-238 dient diese Behandlung zum Abscheiden von überschüssigem Uran als gasförmiges UF₆. Im Falle des Thoriums-232 dient diese Behandlung zum Abscheiden des Urans-233 als Hexafluorid. Das gasförmige Uranhexafluorid kann leicht abgeschieden werden durch fraktionierte Kondensation aus anderen, flüchtigen Fluoriden,, die sich bilden können, wie beispielsweise Siliziumtetrafluorid.

Glaszusammensetzungen, die für die Erfindung geeignet sind, finden sich in den nachstehend aufgeführten Konzentrationsbereichen (gewichtsmäßig):

SiO₂ 40 bis 50%

Al₂O₃ 5 bis 12%

TiO₂ 10 bis 20%

ZrO₂ 2 bis 7%

Na₂O 15 bis 25%

U₃O₈ (oder gleichwertiges UO₂)· · Obis 15%

Natürlich muß die Mineralwolle nach der Erfindung frei von, Elementen sein, die große Neutronen-Einfangquerschnitte besitzen, wie Boro'xyd, 'und in einigen Fällen sollte Titan gleichfalls ersetzt werde«.

Bei der Erzeugung von Spaltproduktfreien Materialien ist es erwünscht, Glasfasern mit einem Durchmesser von 1 bis 5 Mikron zu verwenden. Jedoch kann bei einigen. Verwendungszwecken eine stärkere Faser erforderlich sein, wie für besondere geometrische Gebilde, bei denen, eine stärkere Faser von Nutzen ist. Beispielsweise können Fasern mit einer Stärke von 25 Mikron zur Rückgewinnung der bei dem Spialtprozeß in Form von Wärme freigesetzten Energie verwendet werden. Die Wärmeaustauschkapazität zwischen Glasfasern und einer Flüssigkeit oder Gas ist wegen des extrem großen Oberflächenbereichs außergewöhnlich groß, so daß im Kern, eines Kernreaktors ein gepacktes Bett der das spaltbare Material enthaltenden Glaswolle verwendet werden kann. Weiterhin kann der Druckabfall durch die Glaswolle hindurch verhältnismäßig klein gemacht werden. Die Fasern sind außerdem äußerst billig im Vergleich zu anderen Arten von festen Brennelementen. Für diesen Zweck kann Helium oder Kohlendioxyd als Wärmeaustauschmedium in einem geschlossenen Kreislauf verwendet werden, und das Glas soll so zusammengesetzt sein, daß es einen verhältnismäßig hohen Erweichungspunkt, beispielsweise ungefähr 1000° C, besitzt. Der Wärmeinhalt des Gases kann in einer Gasturbine verwendet oder auf Wasser zum Erzeugen von Dampf zum Betreiben einer Dampfturbine übertragen werden. Da ein großer Anteil der Spaltprodukte vom Kühlmittelstrom

Claims

aufgenommen wird, können diese leicht durch Ausfrieren, durch Adsorption oder elektrostatische Ausfällung abgeschieden werden. Die ein spaltbares Material enthaltende Glaswolle sann in einem Niedertemperaturreaktor als Neutronenquelle verwendet werden. Bei ungefähr 4501 schwerem Wasser als Moderator und Kühlmittel und bei einem Temperaturanstieg von ungefähr 30° C in dem (ungefähr 4501 pro Sekunde) strömenden Kühlmittel wird ein Neutronenfluß von ungefähr 5 · IO14 Neu- tronen/cm2/sec erhalten. Die von diesem Reaktor erzeugte Leistung beträgt ungefähr 58 Megawatt. Bei Versuchsreaktoren mit geringem. Neutronenfluß in der Größenordnung von IO12 Neutronen/cm2/sec und in der sogenannten Schwimmbadausführung können einzelne Brennelemente benutzt werden, die aus Glasfasern oder -wolle bestehen, die von einem Glasmantel umschlossen sind oder die sich in dem ringförmigen Raum zwischen zwei Glasröhren befinden. Diese Anordnung verhindert das Entweichen von ao Spaltprodukten in das Kühlmittel, das beispielsweise durch das innere Glasrohr strömt. Ferner können die Glasfasern in Glas eingekapselt werden, indem das Glas herumgegossen wird. Der Erfindungsgegenstand ist ferner von Wert bei der eingangs erwähnten Stickstoffixierung. Es wird angenommen, daß dieses Stickstoffixierungsverfahren. den Vergleich mit anderen Verfahren, aushält, wenn nur 50% der Rückstoßenergie der Spaltprodukte in. der Luftatmosphäre unter den geeigneten Bedingungen absorbiert wird. Wird die Mineralwolle nach der Erfindung verwendet, so kann diese Zahl von 50% leicht überschritten werden. Ein bedeutender Vorteil der Erfindung liegt in der Stabilität des Fasermaterials unter Neutronenbestrahlung. Bekanntlich neigen die festen Uran-Brennelemente dazu, unter dem Neutronenbeschuß sich zu deformieren, besonders bei erhöhten Temperaturen. Dies wird oft als dimensionale Unstabilität bezeichnet. Glaswolle besitzt bei erhöhter Temperatur gewisse selbst regenerierte Eigenschaften, die diese Unstabilität vermeiden. Ein weiterer Vorteil ist darin zu sehen, daß Glas der Oxydation widersteht, wäh- rend festes Uran bekanntlich äußerst reaktiv ist, so daß es sorgfältig von einer nichtkorrodierenden Metallhülle umschlossen werden muß. Dies führt in der Folge zu metallurgischen. Problemen,. Da zahlreiche Ausführungsformen der Erfindung möglich sind, und da an der beschriebenen Ausführungsform viele Veränderungen vorgenommen, werden können, versteht es sich, daß die vorstehende Beschreibung nur in erläuterndem und nicht in begrenzendem Sinne verstanden werden darf. Patentansprüche:

1. Kernreaktor-Brennstoff bzw. Spaltproduktenquelle, gekennzeichnet durch ein faseriges Mineral, das als wesentlichen Bestandteil ein für die Umwandlung in ein spaltbares Material geeignetes Isotop oder ein Oxyd davon enthält.

2. Kernreaktor-Brennstoff bzw. Spaltproduktenquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das faserige Material aus einem. Faserglas besteht, das als wesentlichen Bestandteil Thorium-232, Uran-238 oder ein Oxyd davon enthält.

3. Kernreaktor-Brennstoff bzw. Spaltproduktenquelle nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Durchmesser der Fasern des genannten Minerals kleiner als 10 Mikron ist und vorteilhafterweise in dem Bereich von. 1 bis 5 Mikron liegt.

4. Kernreaktor-Brennstoff bzw. Spaltproduktenquelle nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch ein faseriges Mineral, das als wesentlichen Bestandteil ein Isotop, das aus Uran-233 oder Plutonium-239 bestehlt oder ein Oxyd davon enthält.

5. Kernreaktor-Brennstoff bzw. SpaItproduktenquelle nach. Anspruch 1, gekennzeichnet durch ein faseriges Mineral, das als wesentlichen, Bestandteil ein Isotop enthält, das aus Uran-235 besteht.

6. Verfahren zum Behandeln des Gegenstandes gemäß den Ansprüchen 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß zur Wiedergewinnung des spaltbaren Isotopes das faserige Mineral mit Fluor und/oder Wasserstofffluorid behandelt wird.