DE2551349C2 - Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat - Google Patents
Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem GlasgranulatInfo
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- C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
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- C03C1/002—Use of waste materials, e.g. slags
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- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
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Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder
Aktinide enthaltendem Glasgranulat, wobei das Glasgranulat in einer Matrix «us reinem Metall oder Metallegierungen
eingebettet ist und wobei ein korrosionsbeständiger Behälter mit dem metallischen Matrixmaterial
gefüllt, das Glasgranulat in den Behälter eingeführt und der Körper abgekühlt wird, nach Patent 25 24 169.
Gemäß dem Patent 25 24 169 kann das Material der Matrix aus Blei, Blei-Antimonlegierungen, Blei-Zinnlegierungen,
Blei-Wismutlegierungen, Blei-Zinklegierungen oder deren Mischungen, Aluminium-Siliciumlegierungen,
Aluniinium-Magnesiumlegierungen, Aluminium-Kupferle^ierungen
oder deren Mischungen bestehen, insbesondere aus einer Blei-Antimon-Zinnlegierung,
die vorzugsweise 84% Blei, 12% Antimon und 4% Zinn enthält. Das Glasgranulat kann aus Phosphatglas
oder Bleiborosilikatglas bestehen und kann bis zu 35% radioaktiven Abfall in Form von Oxiden enthalten. Das
Glasgranuiat und die Matrix füllen zweckmäßigerweise
einen Behälter aus korrosionsbeständigem Material, insbesondere Edelstahl, Graphit oder Titan können mit
einem weiteren Metall, insbesondere Blei, Bleilegierun-
s gen. Aluminium, Aluminiumlegierungen, oder Mischungen
davon überzogen sein.
Zur Herstellung der genannten Körper wird ein korrosionsbeständiger
Behälter mit dem metallischen Matrixmaterial bei einer Temperatur oberhalb der
ίο Schmelztemperatur des Metalls vollständig oder zum
Teil, z. B. zu ungefähr 40 VoL% gefüllt, das hochaktiven
Abfall enthaltende Granulat in den Behälter eingefüllt und der Körper dann abgekühlt Bei der vollständigen
Vorfüllung des Behälters mit dem flüssigen Metall kann
is das durch die Glasgranulate verdrängte flüssige Matrixmaterial
zur Vorfüllung eines weiteren Behälters verwendet werden. Bei der teilweisen Vorfüllung des Behälters
mit flüssigem Metall sollte die Metall- und die Glasmenge so aufeinander abgestimmt sein, daß nach
beendigter Füllung die Oberfläche des Metalls über die Oberfläche des Granulats gestiegen ist Die Vorfüllung
des korrosionsbeständigen Behälters mit der flüssigen Metallschmelze erfolgt zu dem Zweck, die von dem
hochradioaktive AbfaHstoffe und/oder Actinide enthaltenden
Glasgranulat abgegebene Wärme schnell abzuführen, um eine Überhitzung und Erweichung oder Rekristallisation
des Glases zu verhindern.
Es wurde nun gefunden, daß insbesondere in den Fällen,
in denen die Wärmeerzeugung des Glasgranulats
nicht, so groß ist daß die Gefahr der Überhitzung und
Erweichung bzw. Rekristallisation des Glases besteht, ein vorheriges Einfüllen von flüssigem Metall nicht erforderlich
ist
Die DE-OS 23 43 241 betrifft ein Verfahren zur Verfestigung radioaktiver Abfallösungen, bei dem die ggf. eingedampften, konzentrierten Lösungen an porösen, vorzugsweise kugelförmigen Granulaten sorbiert werden. Die Granulate bestehen vollständig oder überwiegend aus weitporigem Kieselgel und/oder Aluminiumoxid. Das mit derartigen Lösungen getränkte Granulat wird zur Überführung der Salze in Oxide und zumindest teilweisen Umsetzung derselben mit dem Adsorptionsmaterial auf mindestens 4000C erhitzt. Es handelt sich hier also um die Verfestigung durch Adsorption von Lösungen an porösem Material mit anschließendem Trocknen und chemischer Reaktion. Es hat sich gezeigt, daß die so hergestellten, die radioaktiven Abfallstoffe enthaltenden Körper nicht endlagerfähig sind. Sie sind nicht ausreichend auslaugbeständig und weisen vor also lern keine zufriedenstellende Wärmeleitfähigkeit auf. Außerdem wird in der DE-OS 23 43 241 noch auf die Möglichkeit der Überführung radioaktiver Abfallösungen in Glasgranulat und dessen Lagerung in einem Behälter hingewiesen.
Die DE-OS 23 43 241 betrifft ein Verfahren zur Verfestigung radioaktiver Abfallösungen, bei dem die ggf. eingedampften, konzentrierten Lösungen an porösen, vorzugsweise kugelförmigen Granulaten sorbiert werden. Die Granulate bestehen vollständig oder überwiegend aus weitporigem Kieselgel und/oder Aluminiumoxid. Das mit derartigen Lösungen getränkte Granulat wird zur Überführung der Salze in Oxide und zumindest teilweisen Umsetzung derselben mit dem Adsorptionsmaterial auf mindestens 4000C erhitzt. Es handelt sich hier also um die Verfestigung durch Adsorption von Lösungen an porösem Material mit anschließendem Trocknen und chemischer Reaktion. Es hat sich gezeigt, daß die so hergestellten, die radioaktiven Abfallstoffe enthaltenden Körper nicht endlagerfähig sind. Sie sind nicht ausreichend auslaugbeständig und weisen vor also lern keine zufriedenstellende Wärmeleitfähigkeit auf. Außerdem wird in der DE-OS 23 43 241 noch auf die Möglichkeit der Überführung radioaktiver Abfallösungen in Glasgranulat und dessen Lagerung in einem Behälter hingewiesen.
Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, das eingangs genannte Verfahren so auszubilden, daß
eine Einbettung des Glasgranulats in einer Metallmatrix ohne Einfüllen von flüssigem Metall in einen mit Glasgranulat
vorgefüllten Behälter erzielt wird. Diese Aufgäbe wird mit den im kennzeichnenden Teil des Anspruchs
1 angegebenen Maßnahmen gelöst.
Die erfindungsgemäße Lösung hat den Vorteil, daß das Matrixmaterial nicht vorher aufgeschmolzen zu
werden braucht.
Gemäß einer Weiterbildung der erfindungsgemäßen Lösung ist vorgesehen, das Matrixmaterial in Form von
Stangen in den Behälter einzubringen. Dies hat den Vorteil, daß die Stangen senkrecht in den Behälter gestellt
werden können, so daß sie vermöge ihrer Schwere in dem Maße nachrutschen, wie sie am unteren Teil aufschmelzen.
Eventuelle Störungen durch Sinterungen oder Oxidbildung werden durch ihr Gewicht verhindert
Weiterhin kann man der Anlage nach vollständiger Füllung
des Behälters mit dem Matrixmaterial den aus dem Behälter herausragenden, noch nicht aufgeschmolzenen
Teil der Stangen leicht entnehmen.
Nach einer anderen Ausgestaltung der erfindungsgemäßen Lösung wird das Matrixmaterial in Form von
Schrot in den Behälter eingebracht
Eine weitere Lösung der oben angegebenen Aufgabe ist im kennzeichnenden Teil des Anspruchs 4 angegeben.
Diese Lösung hat den Vorteil, daß nur noch ein Teil der gesamten benötigten Menge an Matrixmaterial
nachgefüllt zu werden braucht Bereits beim Einfüllen zusammen mit dem Glasgranulat füllt das feinteilige
Matrixmaterial einen Teil der Zwischenräume zwischen den Glasgranulaten aus.
Dabei hat es sich als günstig erwiesen, zunächst 60% des benötigten Matrixmaterials in feinteiliger Form zusammen
mit dem Glasgranulat einzubringen.
Nachfolgend werden zwei Ausführungsbeispiele des erfindungsgemäßen Verfahrens näher beschrieben.
Ein becherförmiger Behälter aus Edelstahl von 1,01 Inhalt wurde mit Granulat eines Phosphatglases, bestehend
aus 60% P2O5,10% Oxiden von Prozeßchemika-Hen,
insbesondere Na2O und 30% hochradioaktiven Abfallstoffen
(gerechnet als Oxide) des Purex-Verfahrens gefüllt Das Granulat hatte einen Durchmesser zwischen
4 und 5 mm. Der Behälter war oben mit einem Sieb abgeschlossen, durch das in der Behältermitte ein
senkrecht stehendes Rohr bis fast zum Boden des Behälters führte. In dieses Rohr wurde eine Dreikantstange
aus Blei gestellt und der Behälter in einem Ofen aufgeheizt. Nach Überschreiten der Schmelztemperatur des
Bleies schmolz die Stange an ihrem unteren Ende ab, das geschmolzene Blei füllte nach und nach die Zwischenräume
im Glasgranulat, während die Bleistange nachrutschte. Weitere Stangen wurden nachgeführt.
Nach vollständiger Füllung des Behälters mit Blei wurde der noch aus dem Behälter ragende Teil der letzten
Bleistange entfernt und der Behälter abgekühlt. Nach Abschneiden des Einführungsrohres wurde der Deckel
des Behälters mit einer Edelstahlplatte verschlossen.
B e i s ρ i e 1 2
In einen Behälter der gleichen Art wie im Beispiel 1 beschrieben, der auf einer rotierenden Platte stand, wurde
gleichzeitig Phosphatglasgranulat wie im Beispiel 1 und Bleischrot von 0,5 mm Durchmesser im Volumenverhältnis
3 :1 eingebracht, so daß das Bleischrot zum Teil die Zwischenräume des Glasgranulats ausfüllte.
Nach dem Einbringen des Giasgranulats und des Bleischrots in den Behälter wurde dieser oben mittels eines
Siebes mit Einführrohr verschlossen und über die Schmelztemperatur des Bleies aufgeheizt. Durch das
Einführungsrohr wurde, wie im Beispiel 1 angegeben, der Rest des Bleies zugeführt. Der Behälter wurde nach
vollständiger Füllung mit Blei abgekühlt und nach Entfernung des Einführungsrohres mit einer Edelstahlplatte
verschlossen.
Claims (5)
1. Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoff und/oder Aktinide enthaltendem
Glasgranulat, wobei das Glasgranulat in einer Matrix aus seinem Metall oder Metallegierungen
eingebettet ist und wobei ein korrosionsbeständiger Behälter mit dem metallischen Matrixmaterial
gefüllt, das Glasgranulat in den Behälter eingeführt und der Körper abgekühlt wird nach Patent
25 24 169, dadurch gekennzeichnet, daß zuerst das Glasgranulat in den korrosionsbeständigen
Behälter eingebracht und auf eine Temperatur oberhalb der Schmelztemperatur des Matrixmaterials
aufgeheizt wird, daß danach das Matrixmaterial in fester Form in den Behälter eingebracht wird und
daß nach dem Aufschmelzen des Matrixmaterials und der Füllung der Zwischenräume zwischen dem
Giasgranulat mit dem Matrixmaterial der Behälter abgekühlt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß das Matrixmaterial in Form von Stangen in den Behälter eingebracht wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß das Matrixmaterial in Form von Schrot in den Behälter eingebracht wird.
4. Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem
Glasgranulat, wobei das Glasgranulat in einer Matrix aus reinem Metall oder Metallegierungen
eingebettet ist und wobei ein korrosionsbeständiger Behälter mit dem metallischen Matrixmaterial
gefüllt, das Glasgranulat in den Behälter eingeführt und der Körper abgekühlt wird nach Patent
25 24 169, dadurch gekennzeichnet, daß zunächst ein Teil des benötigten Matrixmaterials in feinteiliger
Form als Schrot, Späne oder Pulver zusammen mit dem Glasgranulat vor der Erhitzung des Behäfcers in
diesen eingebracht und daß der Rest des Matrixmaterials nach Erhitzen und Aufschmelzen des eingebrachten
Matrixmaterials nachgefüllt wird.
5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß zunächst 60% des benötigten Matrixmaterials eingebracht werden.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19752551349 DE2551349C2 (de) | 1975-11-15 | 1975-11-15 | Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19752551349 DE2551349C2 (de) | 1975-11-15 | 1975-11-15 | Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2551349A1 DE2551349A1 (de) | 1977-05-26 |
DE2551349C2 true DE2551349C2 (de) | 1985-08-08 |
Family
ID=5961826
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19752551349 Expired DE2551349C2 (de) | 1975-11-15 | 1975-11-15 | Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2551349C2 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4021755C1 (en) * | 1990-07-07 | 1991-10-10 | Lammers, Albert, 4400 Muenster, De | Safe disposal of nuclear waste - includes supercooling waste until brittle, grinding filling in container which is lowered into oil or gas borehole(s) |
Families Citing this family (4)
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---|---|---|---|---|
DE2856466C2 (de) * | 1978-12-28 | 1986-01-23 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Verfestigung hochradioaktive Abfallstoffe enthaltender, als Granalien oder als Pulver vorliegender Glasteilchen in einer Metallmatrix |
US4269728A (en) * | 1979-08-21 | 1981-05-26 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for storing spent nuclear fuel in repositories |
DE3018746C2 (de) * | 1980-05-16 | 1985-10-24 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Einbettung tritiumhaltiger Abfälle |
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Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2343241A1 (de) * | 1973-08-28 | 1975-03-06 | Bayer Ag | Verfahren zur verfestigung radioaktiver abfalloesungen |
-
1975
- 1975-11-15 DE DE19752551349 patent/DE2551349C2/de not_active Expired
Cited By (1)
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DE4021755C1 (en) * | 1990-07-07 | 1991-10-10 | Lammers, Albert, 4400 Muenster, De | Safe disposal of nuclear waste - includes supercooling waste until brittle, grinding filling in container which is lowered into oil or gas borehole(s) |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2551349A1 (de) | 1977-05-26 |
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