DE2944720A1 - Verfahren zur konditionierung von radioaktiven brennelementhuelsen - Google Patents

Verfahren zur konditionierung von radioaktiven brennelementhuelsen

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DE2944720A1
DE2944720A1 DE19792944720 DE2944720A DE2944720A1 DE 2944720 A1 DE2944720 A1 DE 2944720A1 DE 19792944720 DE19792944720 DE 19792944720 DE 2944720 A DE2944720 A DE 2944720A DE 2944720 A1 DE2944720 A1 DE 2944720A1
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DE19792944720
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Inventor
Helmut Dr. 7500 Karlsruhe Krause
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Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
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Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
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    • GPHYSICS
    • 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
    • G21F9/34Disposal of solid waste

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

  • Verfahren zur Konditionierung von
  • radioaktiven Brennelementhülsen Beschreibung: Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Konditionierung von radioaktiven Brennelementhülsen oder Teilen derselben, bei welchem die Hülsen oder die Hülsenteile in Blei eingebracht und zu einem monolythischen Block verfestigt werden.
  • Zur Wiederaufarbeitung von bestrahlten Kernbrenn- und/oder Brutstoffen aus Kernreaktoren werden die diese Wertstoffe enthaltenden Brennelemente meist in Stücke zerschnitten oder zerhackt, um die Wertstoffe wirkungsvoller mit Säure herauslösen zu können. Nach dem Herauslösen der Kernbrenn- und/oder Brutstoffe sind die leeren Brennelementstücke, im folgenden Brennelementhülsen genannt, zum festen radioaktiven Abfall zu rechnen. Um eine Abgabe von radioaktiven Teilchen an die Umgebung zu vermeiden, müssen die bestrahlten Brennelementhülsen in ein chemisch stabiles, temperatur- und strahlenbeständiges Material eingebettet werden, das dabei einen monolythischen Block bildet und eine gute Wärmeleitfähigkeit besitzt. In der Regel wurden bisher solche Brennelementhülsen in Zementstein oder Beton eingebettet, ggf. nach vorhergehendem Pressen.
  • Aufgrund der von den Brennelementhülsen ausgehenden, relativ hohen radioaktiven Strahlung wird ein Teil des im Zementstein gebundenen Wassers radiolytisch zersetzt. Der radioaktive Zerfall der in den Brennelementhülsen vorhandenen radioaktiven Stoffe führt außerdem zu einer gewissen Selbsterwärmung des Produktes. Da Zementstein(oder Beton) keine sehr gute Wärmeleitfähigkeit besitzt und auch nicht mit hohen Temperaturen belastet werden sollte, muß bei der Endlagerung durch ausreichende Abstände zwischen den Abfall-Zementstein- bzw.
  • Beton- Blöcken für eine ausreichende Ableitung der Zerfallswärme gesorgt werden. Dies führt aber zu einem vergleichsweise großen Bedarf an Lagerraum.
  • Zur Vermeidung dieser Nachteile wurde vorgeschlagen, Brennelementhülsen in geschmolzenes Blei einzubetten und die nach Abkühlen erhaltenen Metallblöcke zu lagern (G.Broothaerts,L. De Wilde, F.
  • Lasteels,*Cladding waste compaction and encapsulation in lead" Treatment, Conditioning and Storage of Solid Alpha-Bearing Waste and Cladding Hulls (Proc. NEA/IAEA Technical Seminar Paris, 5-7 Dec. 1977), OECD, Paris (1978) p. 313 - 322). Die Bleiblöcke sind strahlenbeständig und temperaturbeständig und weisen eine gute Wärmeleitfähigkeit auf. Nachteilig sind jedoch die hohen Verarbeitungstemperaturen von mehreren looOC bis nahezu loooOC. Bei diesen Temperaturen wird das in großen Mengen in den Brennelementhülsen noch vorhandene, radioaktive Tritium zum Teil bis vollständig freigesetzt.
  • Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, die Nachteile der bekannten Verfahren zu vermeiden und ein Verfahren zu schaffen, bei welchem die Brennelementhülsen bei Raumtemperatur in eine Matrix eingebettet werden können, die eine gute Wärme leitfähigkeit besitzt, keine radiolytischen Zersetzungsprodukte erzeugt und einen verhältnismäßig geringen Bedarf an Lagerraum benötigt. Ein Entweichen von radioaktivem Tritium bei der Herstellung solcher endlagerfähigen Verfestigungsblöcke soll weitgehend ausgeschlossen werden können.
  • Die Aufgabe wird in überraschend einfacher Weise erfindungsgemä dadurch gelöst, daß die Brennelementhülsen oder Hülsenteile gemeinsam mit der doppelten bis dreifachen Gewichtsmenge an Bleispänen in einer Presse einem hohen Druck von 245 bar oder darüber ausgesetzt werden. Hierbei verformen sich die Bleispäne und das Blei in wird/die Hohlräume zwischen den Brennelementhülsen gepreßt und hüllt diese allseitig vollkanmen ein, so daß ein monolythischer, praktisch lunkerfreier Metallblock gebildet wird. Eine vorteilhafte Ausführung des erfindungsgemäßen Verfahrens ist dadurch gekennzeichnet, daß man vor dem Einbringen der Hülsen in die PreSmatrize (an deren Innenwand) ein Bleiblech mit einer Dicke zwischen 1 mm und 1o mm ein legt, eine kleinere Teilmenge der Bleispäne auf den Boden der Matrize schüttet, danach die Hülsen einbringt und die gröPere Teilmenge der Bleispäne zum Ausfüllen der Hohlräume zwischen den Hülsen eingibt und die Hülsen mit Bleispänen bedeckt und schließlich den Inhalt der Matrize preßt. Eine andere Ausführung des erfindungsgemäßen Verfahrens sieht vcr, daß man vor dem Einbringen der Hülsen in die Preßm-atrize eine Form mit einem kleineren Außendurchmesser als dem Innendurchmesser der Matrize in diese einführt, danach die Hülsen in das Innere der Form eingibt, die Bleispäne in die Hohlräume sowohl zwischen den Hülsen als auch zwischen Matrize und Form einfüllt und schließlich den Matrizeninhalt entweder nach Entfernen der Form oder mit dieser preßt. Vorteilhafterweise werden Bleispäne mit einer Länge von 1 mm bis 5 mm verwendet.
  • Das erfindungsgemäße Verfahren verhindert ein Entweichen von Radionukliden selbst in Störfallsituationen, vermeidet die Bildung von Radiolysegasen , erlaubt höhere Lagertemperaturen ohne zu hohen Produkttempera tu ren zu führen und vermeidet die Freisetzung von Tritium während des Einbettungsprozesses. Ein weiterer Vorteil des erfindungsgemäßen Verfahrens ist die hanogene Einbettung der Brennelementhülsen in die Bleimatrix.
  • Die Erfindung wird im folgenden anhand eines Beispiels, in welchem weitere Vorteile aufgeführt werden, erläutert. Die Erfindung ist jedoch nicht auf dieses Beispiel beschränkt.
  • Beispiel (durchgeführt mit inaktiven Brennelementhülsen): In einem dickwandigen Metallzylinder von ca. 9,5 cm Innendurchmesser mit einem genau eingepaßten Bodenstück wurde eine etwa 2 cm hohe Schicht aus Bleispänen ( 1 - 5 mm Länge) gefüllt. Darauf wurden inaktive Brennelementhülsen (silo g) geschüttet und diese schließlich mit weiteren Bleispänen (insgesamt 750 ml bzw. 890 g) überschichtet.
  • Sodann wurde in den Zylinder eine Metallplatte eingelegt, die wie die Bodenplatte genau in den Zylinder eingepaßt war. Schließlich wurde die Anordnung in einer Laborpresse mit einem Druck von 20 t 2 auf eine Fläche von 70,84 cm , d.h. mit einem Druck von ca. 275 bar gepreßt. Bei diesen Drücken verfließt das Blei so gleichmäßig um die Hülsen, daß man den Eindruck erhält, es sei durch Schmelzen gegossen.
  • Das Blei fließt jedoch nicht in das Innere der Hülsen. Zieht man das Volumen der Hülsen ab, so ergibt sich für das Blei selbst ein Volumen von 83 ml anstelle des thecretischen Wertes von 80,6 ml, d.h., daß das Blei in dem Preßling eine Dichte von 97% des theoretischen Wertes erreicht hat.
  • Nach dem Pressen wurde der Preßzylinder auf einen zweiten Zylinder mit einem etwas größeren Innendurchmesser gesetzt und der Preßling herausgedrückt. Der Preßling hatte einen Durchmesser von 9,5 cm und eine Höhe von 2 cm. Er hatte das Aussehen eines Bleiblockes und war praktisch lunkerfrei. Zwischen Prenzylinder und Preßstempel befanden sich nach dem Pressen weder Bleispäne noch Eisenspäne.
  • Vorversuche haben gezeigt, daß Bleipulver unter den gleichen Versuchsbedingungen nicht ausreichend fließt und kein lunkerfreies Produkt bildet. Wahrscheinlich ist dies durch eine oberflächliche Oxidation des Bleipulvers bedingt, die sich durch das ungünstige Verhältnis von Oberfläche zu Volumen besonders stark auswirkt.
  • Um ein weitgehend lunkerfreies Produkt zu erhalten, sollten Drücke von etwa über 245 bar angewandt werden. Dabei werden die Hülsen allerdings noch nicht gequetscht. Sofern man auch eine Volumenreduktion durch Pressen der Hülsen selbst anstrebt, muß ein Druck von ca. 1500 bar angewandt werden. Man erzielt dann eine Volumenreduktion um etwa den Faktor 2.
  • Zur vollständigen Einbettung der BE-Hülsen auf der Unterseite des Preßlings hat sich die Füllung des Bodens mit einer etwa 2 cm hohen Schicht von Bleispänen vor dem Einfüllen der Hülsen bewährt.
  • Die völlige Einbettung auf der Oberseite ist durch das Uberschütten der Hülsen mit Bleispänen gewährleistet. Um auch eine völlige seitliche Umhüllung mit Bei sicherzustellen, kann man in den Preßzylinder vor der Füllung mit Hülsen ein Blei leck der gewünschten Dicke (einige mm) legen. Alternativ läßt sich eine vollständige Einbettung der Hülsen dadurch erreichen, daß man in den Prezylinder zunächst eine Form mit einem etwa 2 cm kleineren Durchmesser einführt, dann (Brennelementhülsen) die Hülsen zugibt, diese schließlich mit Bleispänen überschüttet und auch den Hohlraum zwischen Form und Preßzylinder mit Bleispänen ausfüllt. Danach kann die Form entfernt und der Preßvorgang vorgenanmen werden.
  • Die Menge an Blei, die zur Einbettung von BE-Hülsen erforderlich ist, beträgt etwa 2 - 3 kg pro 1 kg Hülsen.
  • Sofern man auch eine allseitige äußere Umhüllung anstrebt, hängt der Bleibedarf hierfür wesentlich vom Oberflächen-Volumen-Verhältnis, d.h. von der Größe der Zylinder und der gewünschten Schichtdicke der Uberdeckung ab (1 mm - 1 cm). In der Praxis wird man Preßlinge anstreben, die in Fässer von einem Fassungsvermögen von 100 - 400 1 verpackt werden können. Der Durchmesser des Preßzylinders wird zweckmäßigerweise entsprechend dem gewünschten FaB-durchmesser gewählt. Die Höhe ist so zu wählen, daß ein ganzes Vielfaches von Preßlingen in das gewünschte Faß paßt (Hubhöhe des Stempels der Presse z.B. 1 - 1,5 m).

Claims (4)

  1. Patentansprüche: 1.)Verfahren zurKcnditionierung von radioaktiven Brennelementhülsen oder Teilen derselben, bei welchem die Hülsen oder die Hülsenteile in Blei eingebracht und zu einem monclythischen Block verfestigt werden, dadurch gekennzeichnet, daß die Hülsen oder Hülsenteile gemeinsam mit der doppelten bis 3-fachen Gewichtsmenge an Bleispänen in einer Presse einem Druck von 245 bar oder darüber ausgesetzt werden.
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man vor dem Einbringen der Hülsen in die Preßmatrize (an deren Innenwand) ein Bleiblech mit einer Dicke zwischen 1 mm und lo mm einlegt, eine kleinere Teilmenge der Bleispäne auf den Boden der Matrize schüttet, danach die Hülsen einbringt und die grössere Teilmenge der Bleispäne zum Ausfüllen der Hohlräume zwischen den Hülsen eingibt und die Hülsen mit Bleispänen bedeckt und schließlich den Inhalt der Matrize preßt.
  3. 3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man vor dem Einbringen der Hülsen in die Preßmatrize eine Form mit einem kleineren Außendurchmesser als dem Innendurchmesser der Matrize in diese einführt, danach die Hülsen in das Innere der Form eingibt, die Bleispäne in die Hohlräume sowohl zwischen den Hülsen als auch zwischen Matrize und Form einfüllt und schließlich den Matrizeninhalt entweder nach Entfernen der Form oder mit dieser preßt.
  4. 4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dae Bleispäne mit einer Länge von 1 mm bis 5 mm verwendet werden.
DE19792944720 1979-11-06 1979-11-06 Verfahren zur konditionierung von radioaktiven brennelementhuelsen Withdrawn DE2944720A1 (de)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3018746A1 (de) * 1980-05-16 1981-11-26 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur einbettung radioaktiver, insbesondere tritiumhaltiger abfaelle
DE3018747A1 (de) * 1980-05-16 1981-12-03 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur einbettung von radioaktiven, tritiumhaltigen metallabfaellen

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3018746A1 (de) * 1980-05-16 1981-11-26 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur einbettung radioaktiver, insbesondere tritiumhaltiger abfaelle
DE3018747A1 (de) * 1980-05-16 1981-12-03 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur einbettung von radioaktiven, tritiumhaltigen metallabfaellen

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