DE3110192A1

DE3110192A1 - Verfahren zur umhuellung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive stoffe enthaltenden feststoffen aus kerntechnischen anlagen mit einer endlagerfaehigen matrix

Info

Publication number: DE3110192A1
Application number: DE19813110192
Authority: DE
Inventors: Werner Dr. 6720 Speyer Bähr; Panajotios Dr. Patras Nikolopoulos; Gerhard Prof. Dr. 7515 Linkenheim Ondracek
Original assignee: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Current assignee: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority date: 1981-03-17
Filing date: 1981-03-17
Publication date: 1982-10-07
Also published as: NL8200332A; GB2099207A; FR2502381A1; GB2099207B; JPS57163900A; BE892371A

Description

Kernforschungzentrum " Karlsruhe, 16.03.1981 Karlsruhe GmbH PLA 8107 Gl/hr

(ANR) 1 002 597

Verfahren zur Umhüllung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive Stoffe enthaltenden Feststoffen aus kerntechnxschen Anlagen mit einer endlagerfähigen Matrix.

Be sehre ibung;

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Umhüllung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive Stoffe enthaltenden Feststoffen aus kerntechnischen Anlagen mit einer endlagerfähigen Matrix.

In Kernkraftwerken, Wiederaufarbeitungsanlagen und anderen kerntechnischen Anlagen entstehen neben schwachradioaktiven Festabfällen auch große Mengen mittel- und hochradioaktiver Festabfälle. Die überführung dieser Abfälle in einen endlagerfähigen Zustand erfolgte bisher in den meisten Fällen durch Zementieren in 200 1-Fässer bzw. durch Umhüllen der Festabfälle mit einer zu Zementstein erhärtenden Zementmilch.

Bei der Wiederaufarbeitung von abgebrannten Brennelementen nach dem Purexprozeß werden die Brennelemente mit heißer Salpetersäure behandelt und die Kernbrennstoffe weitgehend aufgelöst. Die Brennelementhülsen bleiben hierbei ungelöst und werden von der Brennstofflösung abgetrennt. Die Brennstofflösung enthält neben den gelösten Spaltstoffen und Spaltprodukten noch ungelöste Feststoffe unterschiedlicher Zusammensetzung und Beschaffenheit. Die ungelösten Rückstände können durch Ablagerungen in den Rohrleitungen, Förder- und Dosier-

systemen zu Störungen und Verstopfungen in den nachfolgenden Prozeßschritten führen. Vor allem im anschließenden Extraktionszyklus können diese ungelösten Feststoffe sich in den Grenzschichten der Extraktion akkumulieren und auf die Trennung der Extraktions-Phasen voneinander sehr störend wirken.

Zur Vermeidung solcher Störungen ist eine Abtrennung des ungelösten Auflöserückstandes, dem sogenannten Feedklärschlamm (FKS)/ von der salpetersauren Brennstoff lösung notwendig.

Im wesentlichen kommen zwei Abtrennverfahren infrage: a) Zentrifugen b) Filtrieren

Als bisher einziges Verfahren zur überführung von Feedklärschlamm in ein endlagerfähiges Produkt kann das in der Wiederaufarbeitungsanlage für bestrahlte Kernbrennstoffe Karlsruhe (WAK) praktizierte Verfahren angesehen werden. Dort wird der unlösliche Rückstand durch Kunststoffilterbeutel von der Brennstofflösung abgetrennt und der Filterbeutel zusammen mit Hülsen- und Strukturteilen mit Zementbrei verfestigt.

In einer Wiederaufarbeitungsanlage (WA) mit einem größeren Durchsatz soll der Löserückstand mit einer Zentrifuge von der Brennstofflösung getrennt werden. Danach wird der Feedklärschlamm mit einer schwach salpetersauren Waschlösung aus der Zentrifuge ausgespült. Dabei entsteht eine FKS-Suspension von etwa 20 g/1

Feststoffgehalt. Für die weitere Behandlung wäre eine Suspension mit höherem Feststoffgehalt ohne weiteren Verfahrensschritt wünschenswert, um geringere Abfallvolumina zu erhalten.

Bei der homogenen Zementierung werden zwischen 160 bis 170 1 FKS-Suspension zusammen mit Zement in ein 400 1-Faß vermischt und verfestigt. Bei einer 350 t WA würden somit etwa 440 Fässer verfestigter Feedklärschlamm anfallen.

Die Vorteile dieser bekannten Verfahrensweise liegen in der Einfachheit und der Verfügbarkeit.

Die Hauptnachteile der heterogenen und homogenen FKS-Verfestigung mit Zement nach diesem Konzept sind folgende:

- große Volumen an zementierten Abfällen

- großes Aktivitätsinventar in relativ schlechter Verfestigungsmatrix

- Strahlen- und Wärmebelastung der Matrix

- Wassergehalt der Matrix und damit Radiolysegasfreisetzung (darunter Bildung von Wasserstoff)

In Frankreich, England und den USA werden Feedklärschlämme entweder alleine oder aber mit Hülsen bzw. anderen Abfällen zusammen unter Wasser zwischengelagert.

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Ein Verfahren für die Verfestigung der Abfälle wird dort noch nicht praktiziert. Ähnlich ist die Situation bei den Brennelementhülsen. Bei der WAK werden die Brennelementhülsen gewalzt und mit Zementbrei Übergossen und so endlagerfähig gemacht. In anderen Ländern werden sie ähnlich wie Feedklärschlamm unter Wasser auf unbestimmte Zeit zwischengelagert.

Für andere mittel- bis hochradioaktive Festabfälle ist ebenfalls eine Zementierung vorgesehen.

Allen diesen Produkten haften die oben genannten Nachteile an.

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Umhüllung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive Stoffe enthaltenden Feststoffen aus kerntechnischen Anlagen mit einer endlagerfähigen Matrix zu schaffen, das die Nachteile der bisher bekannt gewordenen Verfahren vermeidet und Verfestigungsprodukte mit weitgehend verbesserten Eigenschaften erstellt. Sowohl die Auslaugresistenz als auch die Strahlen- und Wärmebeständigkeit der Verfestigungsprodukte soll gegenüber den entsprechenden Eigenschaften der zum Stande der Technik gehörigen Verfestigungsprodukte wesentlich erhöht sein. Eine Radiolysegasfreisetzung soll vermieden werden. Mit dem Verfahren sollen sowohl mittel- bis hochradioaktive Festabfälle irgendwelcher Art als auch Feedklärschlamm oder Brennelementhülsenabschnitte verfestigt werden können.

Die Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die radioaktiven Feststoffe unter Zugabe von Glasfritte in einer Menge, die 30 bis 90 Gew.-%, bezogen auf das Endprodukt, entspricht, in einen Endlagerbehälter eingebracht werden,in einem Sinterofen während einer Zeitdauer zwischen 15 Min. und 50 Stunden bei einem Druck Bereich zwischen 20 und 500 bar und einer Temperatur im Bereich von 650k bis 95Ok zu einem festen Körper druckgesintert werden und der Endlagerbehälter danach dicht verschlossen wird.

Die spezielle Aufgabe, den Auflöserückstand bzw. die ausgelaugten Brenn- und/oder Brutelement-Hülsenabschnitte zu verfestigen wird dadurch gelöst, daß

c) der Auflöserückstand, d.h. der sogenannte Feedklärschlamm (FKS), vor oder nach dem Abtrennen von der Brenn- und/oder Brutstoff-Lösung, die Hülsenabschnitte nach dem Walzen mit Glasfritte in einem Verhältnis von FKS bzw.. Hülsenabschnitte zu Glasfritte im Bereich von. 10 Gew.-% zu 90 Gew.-% bis 70Gew.-% zu 30 Gew.-% vermischt bzw. umhüllt wird (werden),

d) das Gemisch in einen Endlagerbehälter eingebracht wird, eventuell noch verbleibende Freiräume zwischen Gemisch und Behälterwand bzw. Behälterboden mit Glasfritte verfüllt werden,

e) der beladene, noch offene Behälter für eine Zeitdauer bis 10 Stunden zum Entfernen von Feuchtigkeit und anderen flüchtigen Stoffen auf eine Temperatur im Bereich von 350 K bis 523 K erhitzt wird und schließlich

f) nach Überführen des Behälters in einen Sinterofen und nach Abdecken des Gemisches im Behälter der Behälterinhalt 15 Minuten bis 50 Stunden lang bei einem Druck im Bereich zwischen 20 und 500 bar und einer Temperatur im Bereich von 650 K bis 950 K druckgesintert wird.

Hierbei kann der FKS entweder vor dem Filtrieren mit einem Filtriermittel mit Glasfritte gemischt oder getrennt von dieser jedoch gleichzeitig dem Filtriermittel zugeführt werden. Der FKS wird gemeinsam mit dem Filtriermittel in den Endlagerbehälter eingebracht. Zur Reduzierung von Spaltproduktverlusten kann der FKS nach dem Filtrier- oder Zentrifugiervorgang und vor dem Trocknen mit verdünnter HNO₃ gewaschen werden.

Das Gemisch aus radioaktiven Feststoffen bzw. aus FKS oder/und Hülsenabschnitten und Glasfritte kann im Endlagerbehälter mit mindestens einer inaktiven Schicht

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abgedeckt werden, wie z.B. mit einer Schicht Glasfritte und/oder einer Schicht eines Metallpulvers (zur besseren Wärmeleitung).

Im folgenden wird die Erfindung anhand dreier Schemata für die Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens näher erläutert, wobei Schema 1 die Verfahrensweise wiedergibt für die Umhüllung und Verfestigung von radioaktiven Feststoffbruchstücken, Core-Bauteilen, Strukturbauteilen oder von radioaktiven Keramik-Pellets etc., das Schema 2 die Verfahrensweise zur überführung von FKS in ein endlagerfähiges Produkt veranschaulicht und Schema 3 die Verfahrensweise zur überführung von Brenn- und/oder Brutelementhülsen in ein endlagerfähiges Produkt deutlich macht.

Verfahrensweise nach Schema 1:

Nach dem erfindungsgemäßen Verfahren werden radioaktive Feststoffe, die beispielsweise aus Feststoffbruchstücken, aus Corebauteilen, aus Strukturteilen oder aus Keramikpellets etc. bestehen können, gemeinsam mit Glasfritte in eine zur Endlagerung verwendbare Kokille gebracht und danach in einem Sinterofen druckgesintert.

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Verfahrensweise gemäß Schema 2:

Nach dem erfindungsgemäßen Verfahren wird die aus der Klärzentrifuge austretende Suspension (oder die vom Auflöser kommende Feedlösung direkt) zusammen mit Glasfritte in ein Filter überführt, in dem FKS und Glasfritte gleichzeitig auf der Filterwand beaufschlagt wird. Als Filter kann entweder die in der WAK praktizierte Filtertechnik mit Kunststoffbeutel angewendet werden oder aber geeignete Filterkerzen aus Sinterglas. Die mit FKS und Glasfritte im gewünschten Verhältnis (z.B. 20 Gew.-% FKS und 80 Gew.-% Glasfritte) gefüllten Filtereinheiten können zur Reduzierung von Spaltproduktverlusten nochmals mit verdünnter Salpetersäure gewaschen werden. Das Filtrat der Suspsension kann erneut zum Auswaschen des FKS aus der Zentrifuge zurückgeführt werden. Auf diese Weise fällt kein weiterer Sekundärabfall an.

Nach dem Waschen und Trocknen werden die Filtereinheiten in eine Stahlkokille eingesetzt, wobei Boden und weitere Freiräume zwischen Filtereinheiten und Kokillenwand mit Glasfritte verfüllt werden.

Nach dem vorgeschalteten Trocknungsprozeß, bei dem Feuchtigkeit und Zersetzungsprodukte der Kunststofffilterbeutel, sofern diese verwendet werden, aus der Kokille entweichen, wird der Inhalt der Kokille zunächst mit einer Schicht Glasfritte abgedeckt und wenn notwendig durch Einvibrieren etwas vorverdichtet. Anschließend wird eine entsprechend dicke Schicht eines Metallpulvers auf die Glasfritte aufgeschichtet und dann die Kokille in dem induktiv beheizten Ofen

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nach einem vorgegebenen Programm unter Druck auf die gewünschte Sintertemperatur der Glasfritte gebracht. Nach Einhaltung der Sinterzeit (z.B. 1 bis 3 Stunden) und einem Druck zwischen 20 und 500 bar auf das Sinterprodukt wird die Kokille gleichzeitig durch Sintern der Metallpulverschicht dicht verschlossen. Zur Sicherheit kann abschließend ein Deckel mit Greiferknopf aufgeschweißt werden.

Folgende Vorteile sind gegenüber den bis jetzt praktizierten und in Entwicklung befindlichen Verfahren anzuführen:

- Geringere Brennstoffverluste durch Möglichkeit des Waschens des FKS.

- Filtration in ein Filtergefäß, das direkt in die Endlagerkokille eingesetzt werden kann.

- Hohe Konzentrierung des FKS.

- Homogene Verteilung von FKS in der Glasfritte.

- Glasf ritte dient als Filterhilfsmittel,; da gleichzeitiger Auftrag auf die Filterwand.

- Keine Abgasprobleme, da Sinterprozeß praktisch in verschlossener Kokille abläuft. \

- Gegenüber anderen Verfahren weniger Verfahrensschritte. *

- Wasserstofffreie Matrix und damit keine Radiolyseprobleme beim Produkt.

- Hoher Volumenreduktionsfaktor im Vergleich zur Zementierung .

Verfahrensweise gemäß Schema 3:

Ausgelaugte Brennelementhülsen werden nach dem Nachspülen mit Salpetersäure mit Heißluft getrocknet, wobei ihre Lage öfter durch Schütteln geändert wird, um alle Feuchtigkeit zu entfernen.

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Danach werden die Hülsen uiigewalzt oder gewalzt gemeinsam mit Glasfritte in die Endlagerkokille verfüllt. Die Verfüllung erfolgt hierbei so, daß eine möglichst dichte Packung von Hülsen und Glasfritte schon vor dem Sinterprozeß erreicht wird. Dies kann durch entsprechendes Einrütteln bzw. Einvibrreren erzielt werden.

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Claims

Kernforschungszentrum Karlsruhe, 16.0 3.1981 Karlsruhe GmbH PLA 8107 Gl/hr

(ANR( 1 002 597
Patentansprüche;

Xj Verfahren zur Umhüllung von radioaktiv kontaminierten* oder radioaktive Stoffe enthaltenden Feststoffen aus kerntechnischen Anlagen mit einer endlagerfähigen Matrix,

dadurch gekennzeichnet, daß

die radioaktiven Feststoffe unter Zugabe von Glasfritte in einer Menge, die 30 bis 90 Gew.-%,bezogen auf das Endprodukt, entspricht, in einen Endlagerbehälter eingebracht werden,in einem Sinterofen während einer Zeitdauer zwischen 15 Min. und 50 Stunden bei einem Druck ' im Bereich zwischen 20 und 500bar und einer Temperatur im Bereich von 650 K bis 950 K zu einem festen Körper druckgesintert werden und der Endlagerbehälter danach dicht verschlossen wird.
2. Verfahren zur Umhüllung und Verfestigung von bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrenn- und/oder Brutstoff-Elementen während des Auflöse-Vorgangs in heißer Salpetersäure anfallendem radioaktivem, ungelöstem Auflöserückstand und/oder ausgelaugten Brenn- und/oder Brutelement-Hülsenabschnitten gemäß Anspruch 1, bei welchem

a) im Falle des Auflöserückstandes dieser durch Filtrieren oder durch Zentrifugieren von der Brenn- und/oder Brutstoff-Lösung abgetrennt wird, im Falle der Hülsenabschnitte diese nach dem Herauslösen des Kernbrenn- und/oder Brutstoffs und nach deren Abtrennen von der Lösung gewalzt werden-und

b) danach der Auflöserückstand und/oder die Hülsenabschnitte mit einer Verfestigungsmatrix vermischt bzw. umhüllt wird/werden und in einen festen, endlagerfähigen Zustand überführt wird/ werden,

dadurch gekennzeichnet, daß

c) der Auflöserückstand, d.h. der sogenannte Feedklärschlamm (FKS), vor oder nach dem Abtrennen von der Brenn- und/oder Brutstoff-Lösung, die Hülsenabschnitte nach dem Walzen mit Glasfritte in einem Verhältnis von FKS bzw. Hülsenabschnitte zu Glasfritte im Bereich von 10 Gew.-% zu 90 Gew.-% bis 70 Gew.-% zu 30 Gew.-% vermischt bzw. umhüllt wird (werden),

d) das Gemisch in einen Endlagerbehälter eingebracht wird, eventuell noch verbleibende Freiräume zwischen Gemisch und Behälterwand bzw. Behälterboden mit Glasfritte verfällt werden.

e) der beladene, noch offene Behälter für eine Zeitdauer bis 10 Stunden zum Entfernen von Feuchtigkeit und anderen flüchtigen Stoffen auf eine Temperatur im Bereich von 350 K bis 523 K erhitzt wird und schließlich

f) nach überführen des Behälters in einen Sinterofen und nach Abdecken des Gemisches im Behälter der Behälterinhalt 15 Minuten bis 50 Stunden lang bei einem Druck im Bereich zwischen 20 und 500 bar und einer Temperatur im Bereich von 650 K bis 950 K druckgesintert wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß cter FKS entweder vor dem Filtrieren mit einem Filtriermittel mit Glasfritte gemischt oder getrennt von dieser jedoch gleichzeitig dem Filtriermittel zugeführt wird.
4. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der FKS gemeinsam mit dem Filtriermittel in den Endlagerbehälter eingebracht wird.
5. Verfahren nach Anspruch2, dadurch gekennzeichnet, daß der FKS nach dem Filtrier- oder Zentrifugier-Vorgang und vor dem Trocknen zur Reduzierung von Spaltproduktverlusten mit verdünnter HNO₃ gewaschen wird.