DE2613537A1 - Verfahren zur konditionierung von metallischen, aus zirkonium oder zirkoniumlegierungen bestehenden huelsenabfaellen aus der aufarbeitung bestrahlter kernreaktor-brennelemente zur umweltschuetzenden endlagerung - Google Patents

Verfahren zur konditionierung von metallischen, aus zirkonium oder zirkoniumlegierungen bestehenden huelsenabfaellen aus der aufarbeitung bestrahlter kernreaktor-brennelemente zur umweltschuetzenden endlagerung

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DE2613537A1
DE2613537A1 DE19762613537 DE2613537A DE2613537A1 DE 2613537 A1 DE2613537 A1 DE 2613537A1 DE 19762613537 DE19762613537 DE 19762613537 DE 2613537 A DE2613537 A DE 2613537A DE 2613537 A1 DE2613537 A1 DE 2613537A1
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zirconium
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Dieter Dr Fang
Karl-Ludwig Dr Huppert
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Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe Betriebsgesell
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Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/32Processing by incineration

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  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Description

GESELLSCHAFT ZUR WiEDERAUFARBEITUNG Leopoldchafen, den 26.3.75 VON KERNBREHNSTOFFEH M.B.H. PLA 76l8 Gl/sz
Verfahren zur Konditionierung von metallischen, aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierungen bestehenden Hiüsenabfallen aus der Aufarbeitung bestrahlter Kernreaktor-Brennelemente zur umweltschutz enden Endlagerung.
Die Erfindung betrifft ein Verfahren sur Konditionierung von metallischen, aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierungen bestehenden Hülsenabfällen aus der Aufarbeitung bestrahlter Kernreaktorbrennelemente zur umweltschützenden Endlagerung.
Die Brennelemente von Kernreaktoren- bestehen in der überwiegend zur Ausführung gelangenden Form aus dem eigentlichen Kernbrennstoff und einer metallischen Schutzhülle, die bei Verwendung in sogenannten "thermischen" Reaktoren vorwiegend aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung besteht. Der Kernbrennstoff selbst kann aus Uranoxid, Plutoniumoxid, Thoriumoxid, Gemischen dieser Stoffe oder aus Uran- und Plutoniummetall bestehen.
709841/0134
Bei der an sich bekannten Wiederaufarbeitung der Brennelemente werden nach dem fast ausschließlich geübten Aufschlußverfahren die Brennelemente, ganz oder nach Vereinzelung der Brennstäbe, durch Scheren oder Shreddern mechanisch zerkleinert. Der metal~ lische oder oxidische Kernbrennstoff wird im nachfolgenden Verfahrensschritt mit Säure aus Hülsenabschnitten herausgelöst, wobei die zerschnittenen metallischen Hüllrohre unaufgelöst zurückbleiben. Sie werden gewaschen und als metallischer Hülsenabfall behandelt.
Die aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung bestehenden Abfälle sind normalerweise durch Neutronenaktivierung radioaktiv und sie enthalten radioaktive Spaltprodukte und Aktiniden als Verunreinigungen (Kontamination). Die Abfälle müssen daher nach den bekannten Grundsätzen für den Umgang mit radioaktiven und durchdringende Strahlung aussendenden Stoffe fernbedient gehandhabt werden.
Ein besonderes Problem beim Umgang mit diesen metallischen Abfällen ist die Fähigkeit des Zirkons (und seiner Legierungen) mit Sauerstoff und bei erhöhter Temperatur auch mit dem Stickstoff der Luft unter Feuererscheinung zu reagieren. Brände von radioaktiven Zirkoniumabfällen sind mehrfach bekannt geworden; sie können neben den unerwünschten Auswirkungen eines Metallbrandes die Gefahr einer unkontrollierten Freisetzung von Radioaktivität heraufbeschwören. In Wiederaufarbeitungsanlagen, in denen routinemäßig derartige Abfälle gehandhabt werden, müssen besondere Vorkehrungen zur Unterbringung dieser Gefahrenquellen getroffen werden. Dazu gehört insbesondere die Behandlung und Aufbewahrung der Abfälle unter Wasser. Bei dieser Methode ist eine ständige Kontrolle des Lagers und der Wasserfüllung unvermeidlich; daneben besteht die latente Gefahr eines Austritts des kontaminierten Wassers in unkontrollierte Bereiche. Dieses Verfahren ist daher für eine Dauerlagerurig nicht geeignet.
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Ein anderes Verfahren zur Konditionierung der zirkonhaltigen Hülsenabfälle besteht in deren Fixierung in einer besonderen Zementaufschlämmung, bei der ein aus Metallbeton bestehender fester Block erhalten vfird. Bedenken gegen dieses Verfahren wurden insofern laut, als verschiedentlich, je nach Art der Hülsen, ein "Gasen" des Betons beobachtet wurde, durch das möglicherweise·die Festigkeit des Gebindes beeinträchtigt wird.
Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zu schaffen, das die Nachteile der bekannten Verfahrensvieisen vermeidet und eine gefahrlose Handhabung und Konditionierung der Hülsenabfälle gewährleistet und ein Verfahrensprodukt (Abfallprodukt) erzeugt, das für eine Dauerlagerung geeignet ist.
Die Aufgabe wird in überraschend einfacher Weise erfindungsgemäii dadurch gelöst, daß die Hülsenabfälle bei erhöhter Temperatur zu unbrennbaren stabilen, im wesentlichen aus Zirkoniui.idioxid bestehenden Abfall-Produkten kontrolliert oxidiert werden und als solche oder in einer Verfestigungsmatrix inkorporiert einer Endlagerstätte zugeführt werden.
Die Oxidation wird bei Temperaturen von 800 0C bis zu 1500 0C durchgeführt und ein Sauerstoff enthaltendes Gas, z.B. Luft, reiner Sauerstoff oder ein Luft-Sauerstoffgemisch, hierzu in den Reaktionsofen eingeleitet. Die Reaktion kann ohne besondere Maßnahmen so gesteuert werden, daß die Bildung des Oxids zügig und ohne Rauchentwicklung abläuft.
709841/0134
Die Oxidation wird vorteilhafterweise in einem elektrisch beheizten Schachtofen oder in einem ebenso beheizten Drehrohrofen durchgeführt. Hierzu sind die Öfen, in denen die Oxidationsreaktion stattfindet j mit Einbauten versehen, die nur den Weitertransport des oxidierten Materials zulassen.
In einen Beispiel wurden 400 Milliliter, entsprechend Gramm, Hülsenhaufv/erk in einem elektrischen Ofen auf
1000 0C erhitzt. Es wurde in geringer Menge Luft eingeblasen. Die Oxidation des Metalls schritt langsam fort und war nach ca. 6 Stunden vollständig. Ein Aufglimmen trat nur an den kleineren Gratteilchen auf. Rauch oder gasförmige Reaktionsprodukte wurden nicht beobachtet. Während der Reaktion blähten sich die metallischen Hülsen auf und zerfielen zu einem weißlichen Reaktionsprodukt. Nach Abschluß des Vorgangs nahm das Reaktionsprodukt nur noch 200 Milliliter oder 50 % des AusgangsVolumens ein. Das Gewicht betrug ca. 540 Gramm. Von Vorteil war während des Oxidationsvorgangs eine mäßige Bewegung der Massej die zum Abblättern der oxidierten Teilchen führt.
Das Endprodukt des Verfahrens besteht aus einer weißlichen, körnigen Masse, bestehend aus hochgeglühtem Zirkoniumoxid, im Gemisch mit anderen Oxiden, wie Eisen-III-oxid und Zinn-IV-oxid, die aus den Legierungsbestandteilen stammen. Es ist in Wasser, verdünnten Säuren und Laugen sowie in organischen Lösungsmitteln unlöslich . Der amphotere bzw. saure Charakter des Zirkonoxids bewirkt t daß die leichterflüchtigen Oxide, wie z.B. Lithium- oder- Caesiumoxid, während der Reaktion nicht entweichen, sondern in der Form von Zirkonaten bzw. Mischoxiden gebunden werden.
709841/013*
Besonders hervorzuheben bei dem neuen Verfahren ist die zu erzielende Volumenreduktion auf etwa 50 % gegenüber dem metallischen Ausgangsmaterial. Durch die körnige Beschaffenheit kann das Reaktionsprodukt leicht durch Absaugen mit einem Luftheber aus dem Reaktionsofen entfernt werden. Dies ist " besonders bei der Verwendung von Schacht- bzw. Tiegelöfen von Vorteil.
Besonders geeignet zur Durchführung der oben beschriebenen Reaktion sind elektrisch beheizte Drehrohröfen, die eine langsame Bewegung des Gutes gestatten. Durch scheibenförmige Einbauten kann die Bewegung des Materials so gesteuert werden, daß nur die kleineren Partikel zum Austritt des Ofens wandern und dabei vollständig durchoxidiert werden. Die stets vorhandene Schüttung eines Teils des feinteiligeren, bereits oxidierten, pulverigen Materials, das in dem Reaktionsofen verbleibt und die Umsetzung der neu eingetragenen Metallteile moderiert, schützt die neu eingetragenen Hülsen vor einer zu heftigen Reaktion.
Das im wesentlichen aus Zirkoniumdioxid bestehende Abfallprodukt ist in der erhaltenen, geglühten Form bereits für eine Endlagerung geeignet. Zu diesem Zweck wird es vorzugsweise in Stahlfässer gefüllt, die fest verschlossen gelagert werden. In einer 200 Liter-Standard-Tonne ("Straimerfass") können z.B. die verarbeiteten Hülsenabfälle von 2 bis I1I Reaktorbrennelementen untergebracht werden. Zusätzlich kann das Abfallprodukt auch mit einem Bindemittel, wie z.B. Zementleim mit einer Zementmenge, die einer Menge zwischen einem Viertel und einem Siebentel des Abfallproduktvolumens entspricht, zu einem betonartigen Stoff oder durch Vermengen mit geschmolzenem Bitumen verfestigt werden. Gegenüber den herkömmlichen Methoden zur Konditionierung der Hülsenabfälle ist mit dem erfindungsgemäßen Verfahren eine stabile, zersetzungsfreie Lagerform gefunden worden, für die bei der Lagerung eine Sicherheitsüberwachung nicht erforderlich ist. ./
70984JU Q.134

Claims (1)

  1. GESELLSCHAFT ZUR ViIEDERAUPARBKITUNG Leopo]dshafen, den 26.3.1976 VON KERNBRENNSTOFFEN M.B.H. ΡΙ.Λ 76l8 Gl/r, ζ
    Patentansprüche :
    (l. Verfahren zur Konditionierung von metallischen, aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierungen bestehenden Külsenabfällen aus der Aufarbeitung bestrahlter Kernreaktor-Brennelemente zur umweltschutzenden Endlagerung, dadurch gekennzeichnet, daß die Hülsenabfälle bei erhöhter Temperatur zu unbrennbaren stabilen, im wesentlichen aus Zirkoniumdioxid bestehenden Abfall-Produkten kontrolliert oxidiert werden und als solche oder in einer Verfestigungsmatrix inkorporiert einer Endlagerstätte zugeführt werden.
    •2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daft die Oxidation bei Temperaturen von 800 oC bis 1500 oC durchgeführt wird.
    3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zur Oxidation ein Sauerstoff enthaltendes Gas in den Reaktionsofen eingeleitet wird.
    4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Oxidation in einem elektrisch beheizten Schachtofen oder in einem ebenso beheizten Drehrohrofen durchgeführt wird.
    5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Öfen, in denen die Oxidationsreaktion stattfindet, mit Einbauten versehen sind, die nur den Weitertransport des oxidierten Materials zulassen.
    6. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß stets ein Teil des bereits oxidierten, pulverigen Materials in dem Reaktionsofen verbleibt und die Umsetzung der neueingetragenen Metallteile moderiert.
    709841/0134
    ORIGINAL INSPECTED
    7. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das im wesentlichen aus Zirkoniumdioxid bestehende Abfallprodukt mit einem Viertel bis zu einem Siebtel seines Volumens an Zement, unter Wasserzusatz, verfestigt wird.
    8. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das inerte, pulverige, bzw. körnige Abfallprodukt mit geschmolzenen Bitumen vermengt und danach verfestigt wird.
    ■7098 41/0134
DE19762613537 1976-03-30 1976-03-30 Verfahren zur konditionierung von metallischen, aus zirkonium oder zirkoniumlegierungen bestehenden huelsenabfaellen aus der aufarbeitung bestrahlter kernreaktor-brennelemente zur umweltschuetzenden endlagerung Ceased DE2613537A1 (de)

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GB12696/77A GB1566156A (en) 1976-03-30 1977-03-25 Method for conditioning metallic waste shells made of zicronium or zirconium alloys
US05/782,088 US4129518A (en) 1976-03-30 1977-03-28 Method for conditioning metallic waste shells made of zirconium or zirconium alloys

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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4437999A (en) * 1981-08-31 1984-03-20 Gram Research & Development Co. Method of treating contaminated insoluble organic solid material
FR2553435A1 (fr) * 1983-10-12 1985-04-19 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'un acier contenant des elements metalliques, notamment du cobalt et/ou du nickel, en vue d'eliminer ces elements de l'acier
MY109384A (en) * 1991-04-15 1997-01-31 Wimmera Ind Minerals Pty Ltd Removal of radioactivity from zircon.
JP3150445B2 (ja) * 1992-09-18 2001-03-26 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の処理方法,放射性廃棄物の固化体及び固化材
US5946639A (en) * 1997-08-26 1999-08-31 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy In-situ stabilization of radioactive zirconium swarf
RU2469428C2 (ru) * 2010-10-20 2012-12-10 Открытое акционерное общество "Чепецкий механический завод" Способ переработки металлической стружки урана и устройство для его осуществления

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3012385A (en) * 1959-04-15 1961-12-12 Terry D Hufft Means for disposal of atomic waste
GB997355A (en) * 1961-01-18 1965-07-07 Atomenergi Ab Improvements relating to the treatment of spent fuel elements from atomic reactors
US3294492A (en) * 1966-02-11 1966-12-27 Charles B Bartlett Process for decladding zirconium from zirconium clad nuclear fuel elements
FR1520681A (fr) * 1967-03-01 1968-04-12 Potasse & Engrais Chimiques Procédé de traitement de boues radioactives pour l'obtention de produits solides enrobés de bitume
US3779938A (en) * 1972-08-18 1973-12-18 Atomic Energy Commission Method for processing scrap fissile material into a form suitable for shipping

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FR2346820B1 (de) 1983-10-28

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