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Die
Erfindung betrifft die Zusammensetzung einer inpermeablen, korrosions-
und auslaugbeständigen Graphit-Matrix mit anorganischem
Bindemittel, durch Pressen aus dieser Matrix hergestellte Blöcke, und
das Einbetten von radioaktiven Abfällen in diese Blöcke.
Außerdem werden erfindungsgemäß neben diesem
Verfahren zur Herstellung solcher Blöcke und der Verwendung
derselben zur Lagerung von radioaktiven Abfällen die Methoden
zur Konditionierung und Einbettung verschiedenartiger, radioaktiver
Abfälle beschrieben.
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Zur
Konditionierung und Lagerung von radioaktiven Abfällen,
hier vorzugsweise mittel- und hoch-radioaktive Abfälle
(im allgemeinen später „Waste” oder „HLW” genannt)
z. B. aus dem Betrieb von Kernkraftwerken oder Forschungseinrichtungen wurden
eine Reihe von Verfahren entwickelt und werden heute in verschiedenen
Formen angewendet. Dazu zählen unter anderem Verfahren
der Verglasungstechnik, wie sie vorzugsweise für hoch-radioaktiven
Abfall nach einer Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennstäbe
angewendet wird. Das Glas-Waste Gemisch wird gemäß dem
heutigen Stand der Technik in spezielle metallische Behälter eingebracht
und zur Endlagerung bereitgestellt. Weiterhin werden abgebrannte
Brennelemente auch ohne Wiederaufarbeitung in spezielle metallische
Behälter zur Langzeit-Lagerung eingebracht. Die Problematik
dieser Behälter liegt vor allem darin, dass alle bis heute
bekannten metallischen Materialien eine zu erwartende Korrosionsbeständigkeit
von maximal 10.000 Jahren haben und somit ein dauerhaft sicherer
Einschluss der radioaktiven Abfälle nicht gegeben ist und
damit durch Auslaugung ein erhebliches Risiko eines Austrittes der
radioaktiven Elemente besteht und erfüllen somit die Anforderungen
an eine Endlagerung nicht.
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Die
Verwendung anderer, nicht-metallischer, anorganischer Werkstoffe
als „Behältermaterial” ist bisher auf
Grund verschiedener Tatsachen wie unzureichende, Korrosions- und
Auslaugbeständigkeit verbunden mit Festigkeitseigenschaften
und Porosität nicht angezeigt. Graphitmaterialien würden
sich jedoch zumindest bezogen auf die Korrosion- und Auslaugbeständigkeit
nachgewiesenermaßen hervorragend für eine solche
Anwendung eignen. Dabei muss allerdings vermieden werden, dass sich
auf Grund des bei der Verarbeitung und Formgebung üblicherweise
verwendeten organischen Bindemittels Poren bilden, die z. B. das
Eindringen von Feuchtigkeit in die Material-Matrix ermöglichen.
Der eingebundene radioaktive Abfall zersetzt diese Feuchtigkeit
durch die von ihm abgegebene Strahlung (Radiolyse) und die so gebildeten
Sauerstoffradikale führen zu einer innerer Oxidation und
ermöglichen somit die Auslaugung der Spaltprodukte, was
zu verhindern ist.
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Eine
der wichtigsten Anforderung, das HLW endlagern zu können,
ist die sichere Waste-Einbindung über einen ultra langen
Zeitraum von mehr als 10 Millionen Jahren. Diese Anforderung erfüllt
keines der bisher bekannt gewordenen Verfahren.
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Bei
der Aufarbeitung von abgebrannten Brennelementen (BE), z. B. eines
Leichtwasser-Kernreaktors (LWR) mit einer Leistung von 1000 MWe
fallen jährlich etwas 750 kg hochradioaktive Abfälle
(HLW – High Level Waste) an. Die Abfälle liegen nach
der Aufarbeitung in flüssiger Form vor und werden vorzugsweise
durch Kalzinierung in feste Form überführt. Die
Zusammensetzung der Spaltprodukte ist sehr komplex und ist in 1 dargestellt.
Hinzu kommt, dass sich die Zerfallswärme (decay heat) und die
Halbwertzeiten (half-life periods) der entstehenden Spaltprodukte
um mehrere Zehnerpotenzen voneinander unterscheiden (2).
In der vorliegenden Beschreibung werden die Begriffe „Abfall” und „Waste” und
damit ebenso die Begriffe „Abfallteilchen” und „Waste-Teilchen” synonym
verwendet.
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Zur
Konditionierung und Lagerung derartiger radioaktiver Abfälle
wurde eine Reihe von Verfahren entwickelt und teilweise mit Simulat
im Technikumsmaßstab erprobt.
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M.
Hrovat et al. („Highly Dense Graphite Matrix: New Material
for the Conditioning of Radioactive Waste", Nuclear Technology,
Vol. 61, June 1983) beschreibt das Einbinden eines HLW-Simulats.
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Alfred
E. Ringwood, („Treatment of High Level Nuclear Reactor
Waste”,
US Patent 4,274,976 ) beschreibt
ein Verfahren zur Einbindung von radioactivem Abfall in eine Kristallstruktur
aus Oxiden, die auf Grund ihrer Gitterabstände für
eine Demobilisierung des Abfalls sorgen soll.
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D.
P. Stinton („Coating of Crystalline Nuclear Waste Forms
to improve Interness", ORNL Bericht, August 1982) beschreibt
die Untersuchung von beschichteten Teilchen mit im Labormaßstab
hergestellten Waste-Proben durch „Inductively Coupled Plasma
Atomic Emission and Atomic Absorption” Analyse auf Korrosions-
und Auslaugbeständigkeit. Die Ergebnisse waren sehr ermutigend
und lagen um vier Zehnerpotenzen günstiger als die Vergleichswerte
für die Proben mit eingeschmolzenem Waste in Borsilikat-Glas.
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Wegen
der erschwerten Herstellungsbedingungen im Heißzellenbetrieb
(Remote Operations) bei der Beschichtung von gesinterten Waste-Teilchen in
Wirbelbettanlagen, verbunden mit einem hohen Bedarf an Trägergasen
(bis zu 20 m3/Stunde), gefolgt von der schwierigen
und aufwändigen Konditionierung der Teilchen in die Bohrungen
der Blöcke aus Elektrographit und der Porosität
dieses Materials (ca. 20 Vol.-% offene Porosität), hat
das Verfahren keine technologisch-wirtschaftliche Bedeutung erlangt. Dazu
trägt auch die teure Entsorgung des Trägergases
bei.
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V.
Petitjean et al. („Development of Vitrification Process
and Glass Formulation for Nuclear Waste Conditioning",
WM 02 Conference, Feb. 2002, Tucson, AZ) beschreibt ein
besonders hervorzuhebendes Verfahren zum Einbinden und zur Lagerung
von HLW in Blöcken aus Borsilikat-Glas. Das Verfahren wird
weltweit im Produktionsmaßstab angewandt. Hierzu wurden
u. a. in Marcoule und La Hague, Frankreich, Produktionsanlagen gebaut,
die seit 1970 erfolgreich in Betrieb sind. Das Verfahren hat jedoch
zwei Nachteile:
- – Relativ niedrige
Wärmeleitfähigkeit der Glasmatrix und
- – die auf etwa 10.000 Jahre begrenzte Korrosions- und
Auslaugbeständigkeit der in metallischen Behältern
eingebrachten und in die unterirdischen geologischen Formationen
eingelagerten Glasblöcke.
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C.
W. Forsberg („Disposal of Partitioning-Transmutation Wastes
with Separate Management of High-Heat-Radionuclides Organisation
for Economic Co-Operation and Development Nuclear Energy Agenda",
Paris, 2002 (p. 245–254 of 958 p.) beschreibt
ein Verfahren zum Umgehen dieser Nachteile, indem er vorsieht, die
Radionuclide mit hoher Zerfallswärmeentwicklung und relativ
kurzer Halbwertzeit, z. B. Cäsium-137 (T 1/2 = 30 Jahre)
und Strontium-90, von dem Waste abzutrennen und zunächst
oberirdisch in glaskonditionierten Blöcken zwischen zulagern.
Die Nuklide mit sehr langer Halbwertzeit, z. B. Americium- und Curium-Isotope
sowie Cäsium-135 (T 1/2 = 3 Millionen Jahre), sollen durch Transmutation
(Bestrahlen mit schnellen Neutronen, z. B. in einem natriumgekühlten
Schnellbrutreaktor, zu Nukliden mit zulässig niedrigen
Halbwertzeiten umgewandelt werden).
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Es
ist die Aufgabe der vorliegenden Erfindung, eine geeignete Graphit-Matrix
und Blöcke aus derselben bereitzustellen, die zur sicheren
Einbettung und zur ultra langen Lagerung von radioaktiven Abfällen,
vorzugsweise aber nicht ausschließlich in Form beschichteter
HLW-Teilchen, geeignet sind, und ferner nicht die oben genannten
Nachteile der Verfahren des Standes der Technik aufweisen und dass
die Blöcke gemäß der vorliegenden Erfindung kostengünstig
herstellbar sind.
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Es
ist insbesondere die Aufgabe der vorliegenden Erfindung, beschichtete
Abfallteilchen im kontinuierlichen Betrieb herzustellen, Blöcke
anzufertigen und die Teilchen in die Blöcke im Heißzellenbetrieb
sicher einzubetten, so dass Blöcke erzeugt werden, die
den Anforderungen für eine sichere Langzeit-Endlagerung
genügen.
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Die
Aufgabe wird gelöst durch eine Graphit-Matrix, bestehend
aus einer Mischung von synthetischem und Natur-Graphit, der ein
anorganisches Bindemittel zur Herstellung eines nach dem Verpressen
porenfreien Blockes mit erforderlichen Festigkeitseigenschaften
beigemischt ist.
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Die
Aufgabe wird insbesondere auch dadurch gelöst, dass Waste-Teilchen
in einem kontinuierlichen Beschichtungsverfahren, insbesondere in mehreren
hintereinander angeordneten Kaskadendrehrohröfen mehrfach
beschichtet und diese Teilchen mit einem aus der vorstehend genannten
Graphit-Matrix aufgebautem Granulat vermischt werden.
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Weiterhin
umfasst die erfindungsgemäße Lösung einen
Block in den die vorstehend genannten Mischung aus beschichteten
Waste-Teilchen und Granulat eingebracht und die mit dem Block zu
einer Einheit verpresst wird sowie die Herstellung des Blocks.
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Darüber
hinaus umfasst die Lösung der Aufgabe neben der Graphit-Matrix
als Grundelement, der Konditionierung der Waste-Teilchen, deren
Einbettung und der Blockherstellung auch die Verwendung dieser Lösung
für die Langzeit-Endlagerung von anderen Formen radioaktiver
Abfälle in Blöcke aus einer derartigen Graphit-Matrix
wie
- • Einbetten unbeschichteter oder
beschichteter Waste-Teilchen
- • Einbettung von Granulat/Kügelchen aus verglastem,
hochradioaktivem Abfall
- • Einbetten abgebrannter, nicht-aufgearbeiteter Brennstoffpellets
- • Einbetten abgebrannter, nicht-aufgearbeiteter Brennstoffpellets
nach einer Beschichtung/Kapselung
- • Einbetten abgebrannter Brennelmente von Hoch-Temperatur-Reaktoren
(z. B. Brennstoffkugeln), auch ohne vorherige Trennung Graphit/Brennstoff
bzw. Wiederaufarbeitung
- • Anwendung dieser Graphit-Matrix und der beschriebenen
Block-Herstellung zur Endlagerung von bestrahltem Graphit Komponenten
zur Vermeidung der Freisetzung von darin enthaltenem C14-Isotopen
- • sowie eine Kombination des Vorstehenden, bei der
der bestrahlte Graphit einen Teil der Graphit-Matrix darstellt.
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Ferner
wird die Aufgabe durch ein Verfahren zur Herstellung solcher Blöcke
gelöst, das die folgenden Verfahrensschritte umfasst:
- a. Beschichten von Abfallteilchen,
- b. Herstellung eines Grundkörpers mit Ausnehmungen
zur Aufnahme von beschichteten Abfallteilchen und Kühlkanäle,
- c. Herstellung einer homogenen Mischung aus beschichteten Abfallteilchen
und Granulat und
- d. Verpressen der Mischung aus beschichteten Abfallteilchen
und Granulat mit dem Grundkörper
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Wenn
in dieser Beschreibung von Blöcken die Rede ist, so sind
damit Blöcke gemeint, die eine Matrix aus Graphit unter
Verwendung/Beimischung von Naturgraphit und einem anorganischen
Bindemittel umfasst; es sind also nicht nur solche Blöcke darunter
zu verstehen, die gänzlich aus Graphit bestehen.
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Wenn
in dieser Beschreibung und in den Ansprüchen von „Waste” oder „Abfällen” die
Rede ist, so sind damit alle radioaktiven Abfälle gemeint.
Diese Begriffe beziehen sich also nicht nur auf hochradioaktive
Abfälle (HLW), sondern auch auf schwachradioaktive und
mittelradioaktive Abfälle. Die Blöcke, das Verfahren
zu deren Herstellung und deren Verwendung, sind geeignet für
alle Arten von radioaktivem Abfall, z. B. auch Glasperlen aus Borsilikatglas
die HLW enthalten, abgebrannte Brennelemente aus Hochtemperatur-Reaktoren,
wie z. B. Brennelementkugeln oder Segmente von zerlegten prismatischen Brennelementen
und bestrahlter Graphit aus Kernkraftwerken sowie Forschungseinrichtungen.
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Die
Waste-Teilchen, die in den erfindungsgemäßen Blöcken
vorzugsweise mit Naturgraphit verpresst sind, stellen Bereiche radioaktiven
Abfalls dar, der eine Beschichtung trägt. Diese Beschichtung
umfasst bevorzugt pyrolytischen Kohlenstoff. In einer bevorzugten
Ausführungsform umfasst die Beschichtung der Waste-Teilchen
Siliziumkarbid. In einer besonders bevorzugten Ausführungsform
umfasst die Beschichtung der Waste-Teilchen sowohl pyrolitischen
Kohlenstoff als auch aus Siliziumkarbid.
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Graphit-Matrix und Blockherstellung
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Das
Verfahren zur Herstellung erfindungsgemäßer Blöcke
umfasst zunächst den Schritt des Mischen von Graphit mit
Bindemittel. Die so enthaltene Mischung ist das Presspulver.
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Die
Matrix aus Graphit besteht bevorzugt aus einer Mischung aus synthetischem
und Naturgraphit und einem anorganischen Binder, bevorzugt Glas und
weiter bevorzugt Borsilikatglas. Erfindungsgemäß wird
das anorganische Bindemittel in fein gemahlener Form, d. h. als
Pulver, eingesetzt.
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Gemäß der
vorliegenden Erfindung ist der Graphit zur Herstellung der erfindungsgemäßen
Blöcke vorzugsweise Naturgraphit. Naturgraphit hat den Vorteil,
dass er preisgünstiger ist als das graphitierte Elektrographit-Pulver
und sich leichter zu Blöcken verpressen lässt.
Im Sinne der vorliegenden Erfindung bedeutet Naturgraphit, dass
der so bezeichnete Stoff zu mindestens 20 Gew.-% aus Naturgraphit
besteht, bevorzugt besteht der so bezeichnete Stoff zu 60 Gew.-%
aus Naturgraphit und weiter bevorzugt zu 80 Gew.-% aus Naturgraphit.
Es ist im Sinne der vorliegenden Erfindung am meisten bevorzugt,
dass der so bezeichnete Stoff im Wesentlichen vollständig
aus Naturgraphit und Bindemittel besteht.
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In
der vorliegenden Beschreibung soll die Formulierung „im
Wesentlichen vollständig bestehen aus” bedeuten,
dass der Gegenstand auf den Bezug genommen wird, keine weiteren
Komponenten umfasst, die dem Gegenstand absichtlich hinzugefügt wurden.
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Der
erfindungsgemäße Block umfasst bevorzugt zu mehr
als 60 Gew.-% Naturgraphit, weiter bevorzugt sind mehr als 80 Gew.-%.
Das anorganische Bindemittel ist in Anteilen von 10 bis 30, bevorzugt
15 bis 25, und weiter bevorzugt 20 Gew.-% im Block enthalten.
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Der
erfindungsgemäße Block ist bevorzugt von Kühlkanälen
durchzogen, so dass eine Zwischenlagerung von radioaktivem Abfall
ohne eine Abtrennung von solchen Radionukliden hoher Zerfallswärme
möglich ist. Erfindungsgemäß liegt der Volumenanteil
der Kühlkanäle im Block vorzugsweise zwischen
2 und 8%, besonders bevorzugt bei etwa 3%. Diese Kanäle
werden während der Herstellung des Grundkörpers
durch Einführen von Metallstäben vor dem Pressvorgang
erzielt. Die Metallstäbe werden später entfernt.
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Der
erfindungsgemäße Block ist vorzugsweise aus Bereichen,
die radioaktiven Abfall enthalten, und solchen, die keinen radioaktiven
Abfall enthalten, aufgebaut. Dabei liegt der Volumenanteil der Waste-haltigen
Bereiche im Block bevorzugt zwischen 40 und 60%, besonders bevorzugt
liegt der Volumenanteil der Waste-haltigen Bereiche im Block bei
etwa 50%.
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Im
Gegensatz zu dem Volumenanteil der Waste-haltigen Bereiche im Block
bezieht sich die Volumenbeladung auf den Anteil der beschichteten Waste-Teilchen
innerhalb eines Wast-haltigen Blockbereiches. Bevorzugt liegt die
Volumenbeladung der beschichteten Teilchen im Waste-Bereich des
Blockes zwischen 20 und 45%, besonders bevorzugt bei etwa 35%.
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Durch
das Verpressen dieses Graphit Matrix entsteht ein Block aus einem
dichten porenfreiem Gefüge, dass das Eindringen von Feuchtigkeit
verhindert. Dadurch wird eine durch die radioaktive Strahlung hervorgerufene
Hydrolyse der Feuchtigkeit und damit ein Korrosionsangriff z. B.
auf die Beschichtung eingebetteter Waste-Teilchen durch aktivierten
Sauerstoff verhindert.
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Das
anorganische Bindemittel hat den Vorteil, dass das eingesetzte Bindemittel – im
Gegensatz zu herkömmlichen Binderharzen – nicht
während des Press- oder Sintervorganges durch Cracken in
gasförmige Substanzen überführt wird
und so zur Porenbildung in der Graphitmatrix führt. Die
Partikel des eingesetzten anorganischen Bindemittelpulvers haben
bevorzugt eine Größe von 1 bis 100 μm,
weiter bevorzugt von 10 bis 50 μm und am meisten bevorzugt
von 25 μm.
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Zur
Erhöhung der Isotropie des Blockes kann das Presspulver
zuerst zu Granulat verarbeitet werden. Hierzu werden Kugeln oder
andere Formkörper bei Raumtemperatur weitgehend isostatisch
und bei relativ hohem Druck von bevorzugt 150 bis 250 MPa, weiter
bevorzugt mehr als 100 MPa gepresst. Anschließend werden
die Formkörper gebrochen und durch Sieben erhält
man ein Granulat mit einem mittleren Durchmesser von etwa 1 mm.
Das Granulatkorn besteht im Mittel aus etwa einer Million räumlich weitgehend
isotrop angeordneten Primärgraphitteilchen. Das Verfahren
zur Herstellung von isotropem Granulat ist in der Veröffentlichung, M.
Hrovat et al.: Fabrication and Pproperties of Molded Block Fuel Elements
for HTGRs, The European Nuclear Conference, Paris, April 1975,
beschrieben.
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Aus
dem Graphitgranulat werden Grundkörper vorgepresst und
beim Vorpressen werden die Ausnehmungen zur Aufnahme der Mischung
aus Granulat und Waste-Teilchen und falls erforderlich auch die
Kühlkanäle geformt.
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Beschichtung von Waste-Teilchen
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Gemäß der
vorliegenden Erfindung erfolgt das Sintern und die Mehrfachbeschichtung
der Waste-Teilchen mit pyrolitischem Kohlenstoff und/oder Siliziumkarbid
vorzugsweise in einem kontinuierlichen Prozessablauf unter Einsatz
von Kaskadendrehrohröfen mit innenliegender Transportschnecke
oder integrierten Tiegelformteilen (Kaskaden, 3),
wobei die Öfen geneigt und höhenversetzt miteinander verbunden
sind. Die Öfen umfassen ein beidseitig gelagertes und geneigtes
Rohr, im Rohrinneren sind Tiegelformteile (Kaskaden) integriert.
Die Tiegelformteile weisen vorzugsweise bodenseitig Durchbrechungen
zum Durchtritt der Teilchen auf und sind aufeinanderfolgend versetzt
angeordnet. Bei einer Umdrehung des Rohres bewegen sich die Teilchen
schonend in die nächste in Fließrichtung befindliche
Kaskade. Die Bodenrestfläche der Kaskade beträgt
vorzugsweise mehr als 50%. Sie verhindert das Durchrutschen der
Teilchen in der Drehachse und dient als Strahlenschirm. Folglich
wird eine optimale Bewegung der Teilchen in allen drei Raumrichtungen
(radial = 2× und axial = 1×) gewährleistet.
Außerdem wird ein definierter Teilchenstrom entlang der
gesamten Öfenanordnung erzielt. Erfindungsgemäß ist
es bevorzugt, dass zumindest eine Kaskade gegenüber dem
Trägerrohr gegen Verdrehen gesichert ist. Ferner ist es
bevorzugt, dass die Ausschnitte einer jeden Kaskade gleich groß sind.
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Das
sind die wichtigsten Voraussetzungen für die Vergleichmäßigung
der angestrebten Qualität der Kerne bei der Sinterung und
bei der Beschichtung der Kerne mit Pyrokohlenstoff (= pyrolytischer Kohlenstoff)
und Siliziumkarbid. Die schematische Darstellung der miteinander
verbundenen Kaskadendrehrohröfen zum Sintern und Beschichten
zeigt 3.
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Die
Beschichtung der Waste-Teilchen umfasst bevorzugt sechs Fertigungs-Schritte:
- 1. Kalzinieren und Sintern
- 2. Herstellen einer porösen Pufferschicht
- 3. Herstellen einer inneren, bei niedriger Temperatur abgeschiedenen,
hochdichten isotropen Schicht umfassend pyrolytischen Kohlenstoff
- 4. Herstellen der Siliziumkarbidschicht
- 5. Herstellen einer äußeren, bei niedriger
Temperatur abgeschiedenen hochdichten isotropen Schicht umfassend
pyrolytischen Kohlenstoff
- 6. Herstellen einer äußeren porösen
Pufferschicht
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Diese
sechs Schritte werden in den aufeinander folgenden Drehrohröfen
durchgeführt wie sie in 3 dargestellt
sind.
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Blockbeladung und Fertigstellung
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Die
Ausnehmungen des Blockes werden mit einem homogenen Gemisch aus
Waste-Teilchen und Granulat beladen. Zur Erhaltung der vorgeformten Kühlkanäle
werden Metallstäbe eingesetzt. Die fertig assemblierten
Blöcke werden auf eine Temperatur von etwa 400 bis 900°C.
bevorzugt auf ca. 600°C, erhitzt und vorzugsweise bei einem
Vakuum von 1 bis 300 hPa, bevorzugt 150 hPa, fertiggepresst. Der Pressdruck
liegt im Bereich von 6 bis 16 MPa, bevorzugt 8 bis 14 MPa, und besonders
bevorzugt 12 MPa. Beim Fertigpressen werden die Blöcke
unter Volllast in der Pressmatrize bewegt. Dadurch wird gewährleistet,
dass die so gepressten Blöcke frei von unzulässigen
Eigenschaftsgradienten sind. Die Abkühlung der fertiggepressten
Blöcke erfolgt unter Druck bis zu einer Temperatur von
400 bis 150°C, bevorzugt 250°C, wobei die Blöcke
anschließend formstabil ausgeformt werden. Da der Block
in einem mehrfach geteilten Matrizeninneneinsatz gepresst wird, der
sich beim Ausstoßen aus der Matrize selbsttätig öffnet
und den Block frei gibt, erfolgt das Ausformen ohne große
Kraftanwendung.
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Die
Blöcke haben bevorzugt die Form von Sechskantprismen, da
so eine optimale, platzsparende Lageranordnung im Endlager ermöglicht
wird.
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Vorzugsweise
werden die Blöcke zum Abführen der Zerfallswärme
zur Säule aufeinander gestapelt, miteinander verbunden
und in, mit Wasser gefüllten, Abklingbecken zwischengelagert.
Nach dem Abbau der Zerfallswärme auf den für das
Endlager zulässigen Wert werden die mit Waste beladenen Blöcke
unterirdisch endgelagert.
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Das
Verfahren der vorliegenden Erfindung ist für Heißzellenbetrieb
(remote condition) geeignet und ermöglicht es, die vorstehend
genannten Nachteile zu umgehen. Das erfindungsgemäße
Verfahren gestattet es, radioaktive Abfälle zu beschichteten Waste-Teilchen
zu verarbeiten und diese durch Pressen in Blöcke einzubetten.
Die so hergestellten mit Abfall beladenen Blöcke sind erfindungsgemäß nach dem
Abbau der unzulässigen Zerfallswärme zur Lagerung
und bevorzugt zur Endlagerung geeignet. Dabei ist es wesentlich,
dass weder Radionuklide mit hoher Zerfallswärmeerzeugung
noch Radionuklide mit extrem langer Halbwertzeit von den Spaltprodukten
abgetrennt werden müssen. Dies stellt einen wesentlichen
Vorteil gegenüber dem Verfahren des Standes der Technik
dar.
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Weitere Anwendungen
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Außer
zur Konditionierung und Endlagerung von HLW in Form von beschichteten
Waste-Teilchen, ist das Verfahren auch zur Endlagerung von, in Borsilikatglas,
eingeschmolzenem HLW in Form von Glasperlen geeignet. Der Vorteil
von diesem Verfahren liegt dabei in der Tatsache, dass die HLW-Glasperlen
in der Graphit-Matrix eingebunden sind und damit eine zusätzliche
korrosions- und auslaugbeständige Barriere erzielt wird.
Weiterhin führt die Einbettung der Glasperlen in die Graphit-Matrix
zu einer verbesserten Wärmeabfuhr, sodass unter Einhaltung der
maximal zulässigen Glastemperatur bei Lagerbedingungen
eine höhere Beladung des Borsilikatglases mit HLW erfolgen
kann. In Anlehnung an die HLW Blockfertigung umfasst das Verfahren
folgende Fertigungsschritte:
- – Mahlen
und Sieben des bestrahlten Mahlguts auf eine mittlere Korngröße
von 10 bis 50 μm, vorzugsweise 25 μm.
- – Mischen von Graphitpulver und anorganischem Bindemittel
zur Herstellung von Presspulver.
- – Pressen des Presspulvers zu vorzugsweise isotropen
Formkörpern.
- – Brechen der Formkörper zur Herstellung des Granulates
und Abtrennen des Granulates durch Sieben mit einem Durchmesser
von d < 3,14, d > 0,314 mm.
- – Schichtweises Vorpressen des Granulats zur Herstellung
eines Grundkörpers mit Ausnehmungen zur Aufnahme von HLW-Glasperlen
und Kühlkanäle
- – Füllen der Ausnehmungen mit einem homogenen
Gemisch aus HLW-Glasperlen und Granulat
- – Aufheizen der vorgepressten aus mehreren Schichten
aufgebauten Blöcke
- – Fertigpressen der Blöcke
- – Abkühlung der Blöcke bei anhaltendem
Druck und
- – Ausformen der Blöcke.
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Außer
zur Konditionierung und Endlagerung von HLW ist das Verfahren für
die Herstellung von Blöcken zur ultralangen Lagerung von
bestrahltem und mit C-14 kontaminiertem Graphit aus Kernkraftwerken
und Forschungseinrichtungen geeignet. Da die spezifische Zerfallswärmeerzeugung
der Blöcke mit eingebundenem bestrahlten Graphit vernachlässigbar
klein ist, enthalten die Blöcke keine Kühlkanäle
und werden auch nicht zwischengelagert. In Anlehnung an die HLW
Blockfertigung umfasst das Verfahren folgende Fertigungsschritte:
- – Mahlen und Sieben des bestrahlten
Mahlguts auf eine mittlere Korngröße von 10 bis
50 μm, vorzugsweise 25 μm.
- – Mischen von bestrahltem Graphitpulver mit Naturgraphitpulver
und anorganischem Bindemittel zur Herstellung von Presspulver.
- – Pressen des Presspulvers zu vorzugsweise isotropen
Formkörpern.
- – Brechen der Formkörper zur Herstellung des Granulates
und Abtrennen des Granulates durch Sieben mit einem Durchmesser
von d < 3,14, d > 0,314 mm.
- – Schichtweises Vorpressen des Granulats zum Blockaufbau
erforderlicher Höhe.
- – Aufheizen der vorgepressten Blöcke
- – Fertigpressen der Blöcke
- – Abkühlung der Blöcke bei anhaltendem
Druck und
- – Ausformen der Blöcke.
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Um
einen sicheren Einschluß von mit C-14 kontaminiertem Graphit
für ultralange Lagerung zu gewährleisten, werden
die fertiggepressten Blöcke zusätzlich von einem
Metallbehälter umschlossen. Hierzu werden die auf etwa
300°C erhitzten Metallbehälter bei Raumtemperatur über
die Blöcke geschoben und nach dem Abkühlen mit
einem Deckel durch Schweißen hermetisch verschlossen.
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Der
bestrahlte Graphit kann ebenfalls als Komponente für die
Herstellung der Graphit-Matrix Mischung zur Erzeugung des Ausgangsmaterials eingesetzt
werden, das dann wiederum für das Einbetten anderer Waste-Komponenten/Partikel
verwendet werden kann. Damit kann durch die Kombination der Verwendung
von bestrahltem Graphit für die Einbettung derartiger Waste-Partikel
ein sinnvoller Beitrag zur Reduzierung des endzulagernden Waste-Volumens
und einer Reduzierung der Konditionierungs- und Endlagerungskosten
geleistet werden.
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Ferner
ist das erfindungsgemäße Verfahren zur Herstellung
und Endlagerung von abgebrannten Brennelementen (BE) aus Hochtemperatur-Reaktoren
(HTR), vorzugsweise BE-Kugeln, geeignet. Die HT-Reaktoren enthalten
den Brennstoff in Form von beschichteten TRISO-Teilchen. Zur Rückhaltung
der Spaltprodukte werden die Teilchen mit pyrolytischem Kohlenstoff
und Siliziumkarbid mehrfach beschichtet. Gemäß dem
Stand der Technik haben sich die beschichteten TRISO-Teilchen im
Reaktorbetrieb hervorragend bewährt und die BE zeigen keine
unzulässigen Schäden der Beschichtung nach dem
Entladen aus dem Reaktor. Das ist die wichtige Voraussetzung, um
die HT-BE, insbesondere die BE-Kugeln, ohne Wiederaufarbeitung direkt
zu entsorgen und endzulagern. Die Herstellung von fortschrittlichen
beschichteten TRISO-Teilchen ist in dem Patent
DE 19837989C2 beschrieben.
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Die
spezifische Zerfallswärmeerzeugung der eingebetteten Kugeln
in Blöcken gegenüber den HLW-Blöcken
gering ist, enthalten die Blöcke ebenfalls keine Kühlkanäle.
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Das
Verfahren umfasst folgende Schritte:
- – Mischen
von Graphit mit dem Bindemittel zur Herstellung von Presspulvers
- – Pressen dieses Presspulvers zu Formkörpern
- – Brechen der Formkörper zur Herstellung des Granulates
und Abtrennen des Granulats durch Sieben mit einem Durchmesser d < 3,14, d > 0,314 mm
- – Schichtweises Einbringen von Granulat und abgebrannter
Brennelementkugeln in versetzter Anordnung und Vorverdichtung der
einzelnen Schichten zu der für den Block erforderlichen Höhe
- – Aufheizen der vorgepressten Blöcke die die
abgebrannten Brennelementkugeln enthalten
- – Fertigpressen der Blöcke
- – Abkühlen der Blöcke bei anhaltendem
Druck und
- – Ausformen der Blöcke
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Weiterhin
können mit dem Verfahren auch andere abgebrannte HTR Brennelemente
eingebettet und endglagert werden. Hierzu gehören z. B.
Segmente von monolithisch gepressten Brennelement Blöcken
und stabförmige Brennstoff Tabletten (Sticks) aus mechanisch
gefertigten Brennelement Blöcken. Dabei wird das zuvor
dargestellte Verfahren wie folgt modifiziert:
- – Mahlen
und Sieben des bestrahlten Mahlguts auf eine mittlere Korngröße
von 10 bis 50 μm, vorzugsweise 25 μm.
- – Mischen von Graphitpulver und anorganischem Bindemittel
zur Herstellung von Presspulver.
- – Pressen des Presspulvers zu vorzugsweise isotropen
Formkörpern.
- – Brechen der Formkörper zur Herstellung des Granulates
und Abtrennen des Granulates durch Sieben mit einem Durchmesser
von d < 3,14, d > 0,314 mm.
- – Schichtweises Vorpressen des Granulats zur Herstellung
eines Grundkörpers mit Ausnehmungen
- – Füllen der Ausnehmungen mit Brennelement Segmenten
bzw. Sticks
- – Aufheizen der vorgepressten aus mehreren Schichten
aufgebauten Blöcke
- – Fertigpressen der Blöcke
- – Abkühlung der Blöcke bei anhaltendem
Druck und
- – Ausformen der Blöcke.
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Weiterhin
können mit dem Verfahren auch andere abgebrannte Brennelemente
ohne vorherige Aufarbeitung aus z. B. LWR Reaktoren eingebettet und
endglagert werden. Hierzu gehören z. B. Abschnitte gefüllter,
abgebrannter Brennstäbe, daraus entnommene Brennstoff-Pellets
mit oder Beschichtung/Kapselung. Dabei wird das zuvor dargestellte Verfahren
entsprechend modifiziert. Eine Zusammenstellung der Verfahrensvorhaben
zeigt 4.
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ZITATE ENTHALTEN IN DER BESCHREIBUNG
-
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-
Zitierte Patentliteratur
-
- - US 4274976 [0008]
- - DE 19837989 C2 [0047]
-
Zitierte Nicht-Patentliteratur
-
- - M. Hrovat
et al. („Highly Dense Graphite Matrix: New Material for
the Conditioning of Radioactive Waste”, Nuclear Technology,
Vol. 61, June 1983) [0007]
- - D. P. Stinton („Coating of Crystalline Nuclear Waste
Forms to improve Interness”, ORNL Bericht, August 1982) [0009]
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