DE3117862A1

DE3117862A1 - Verfahren zur behandlung von verbrennbaren nuklearen abfallmaterialien

Info

Publication number: DE3117862A1
Application number: DE19813117862
Authority: DE
Inventors: Charles R. Allen; Richard G. Kennewick Wash. Cowan; Wilbur O. Richland Wash. Greenhalgh
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1980-09-10
Filing date: 1981-05-06
Publication date: 1982-04-22
Also published as: FR2490000B1; JPS5750700A; GB2088116A; US4851156A; GB2088116B; FR2490000A1; DE3117862C2; JPS6412360B2

Description

drying. Ernst Stratmann

PATENTANWALT
D-4000 DÜSSELDORF 1 · SCHADOWPLATZ 9

VNR: 109126

48,685
8112

Düsseldorf, 4. Mai 1981

Westinghouse Electric Corporation
Pittsburgh, Pa., V. St. A.

.Verfahren zur Behandlung von verbrennbaren
nuklearen Abfallmaterialien

.Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Behandlung von verbrennbaren nuklearen Abfallmaterialien.

Die Beseitigung von nuklearen Abfällen ist heute ein wichtiges Problem auf dem Gebiet der Kernenergie, da viele radioaktive Abfälle für lange Zeitperioden gelagert werden müssen, um sicherzustellen, daß keine Gesundheitsgefahren auftreten. Nukleare verbrennbare feste Abfallmaterialien mit niedriger Radioaktivität sind ein besonderes Problem, weil verhältnismäßig umfangreiche Materialmengen mit nur kleinen Verunreinigungsmengen verbunden sind. Typische verbrennbare feste Abfallmaterialien der hier in Rede stehenden Art sind solche, die aus Nuklearbrennstoff herstellungsverfahren resultieren, wie benutzte Gummihandschuhe, Papier, Lumpen, Metalle, Glaswaren, Bürsten und verschiedene Kunststoffe. Von besonderer Bedeutung ist auch die Beseitigung von verbrauchten Ionenaustauscherharzen aus Reaktoren, (Kern-)Brennstoffherstellungsfabriken wie auch von Aufbereitungsanlagen, wobei die Schätzungen dahingehen, daß 14 bis 23 in Material pro Jahr und pro Kernreaktor anfallen.

posTscHECK-.BERLiNWESTiBLZ 100 100 !O) 132736-109· deutsche bank (B LZ 300 700 10) 6 160 253

Gemäß gegenwärtiger Praxis werden diese festen Abfallmaterialien in Behältern eingepackt, die von mit Plastiksäcken ausgeschlagenen Pappkartons bis zu Stahltrommeln reichen, woraufhin die Behälter in Gruben oder Gräben vergraben werden. Dies Verfahren umfaßt schwierige und aufwendige Behandlung der Abfallmaterialien, das Transportieren der verpackten Materialien über Straßen und schließlich das Verstauen der Materialien in überwachten Lagerstätten oder Vergrabungsgebieten. Potentielle Freisetzung von Verunreinigungen an die Umgebung ist möglich infolge der schnellen Zersetzung der Behälter oder aufgrund von ungewollter Verbrennung usw. Außerdem enthalten die in Kernbrennstoffwiedergewinnungsanlagen und in Kernbrennstoffherstellungsanlagen verbrauchten Ionenaustauscherharze erhebliche Mengen an Plutonium wie auch anderer Spaltprodukte, die das direkte Vergraben der Harze ausschließen und statt dessen die überwachte, wiedergewinnbare Speicherung nötig machen.

Ein großer Prozentsatz der verunreinigten festen Abfallmaterialien ist einfach leichtgewichtiges, sperriges, verbrennbares Material. Die Verbrennung von festen Kernabfallmaterialien ist in großem Umfang untersucht worden, jedoch unterliegt diese Verbrennung einer nur unzureichenden Steuerung der Verbrennung, mit zugehörigen Schwierigkeiten bei dem Abgassystem und mit schwerwiegenden Korrosionsproblemen, gekoppelt mit ziemlich aufwendigen Wartungsproblemen. Die mechanische Verdichtung des festen Abfallmaterials wurde ebenfalls in großem Umfang untersucht, wobei Volumenverringerungen vom 2- bis 10fachen erreicht wurden. Im allgemeinen ist jedoch die Kompaktierung und Sortierung von festen Kernabfallmaterialien insofern etwas aufwendig, als besondere Personenschutzeinrichtungen zusätzlich zu den normalen Schutzausrüstungskosten notwendig werden. Außerdem sind kompaktierte Feststoffe ziemlich leicht in der Umgebung verstreubar und können Gase erzeugen, die unter bestimmten Umständen eine Sicherheitsgefahr darstellen, bis die Feststoffe in richtiger Weise in' einem ingenieurmäßig gesteuerten und überwachten Gebiet beseitigt sind.

Die Volumenreduktion durch Säurezersetzung scheint gegenüber der Verbrennung einige Vorteile zu haben, nämlich die wirksamere Abgasbehandlung und die im allgemeinen bessere Zuverlässigkeit und die längere Lebensdauer von wesentlichen Anlagenteilen, die den radioaktiven Materialien ausgesetzt sind. Andere Vorteile liegen in dem Mangel von Aufbau oder Akkumulation der Radioaktivität in der wärmefesten Auskleidung und darin, daß keine flüssigen Abfallströme erzeugt werden, die eine weitere Behandlung erfordern. Verbrennbarer Abfall kann durch Säure vollständig zersetzt werden zu einer inerten, nicht verbrennbaren Restfraktion. Diese sehr hoch sulfatierte Restfraktion ist mit Schwefel- und Salpetersäure durchfeuchtet, kann jedoch als hochintegrierte, wenig auslaugbare und wenig dispergierbare feste Glasmasse immobilisiert werden. Das Verfahren umfaßt die Entfernung der Säuren, das Mahlen der Feststoffe, das Desulfatieren des Restes unter Verwendung von Feinkohle bei Temperaturen von 700 bis 900° C und die Verglasung der desulfatierten Materialien nach Hinzufügung geeigneter Glasbilder und Erhitzen auf zumindest 1050° C. Die Abfallbehandlung durch Säurezersetzung in Verbindung mit einem Immobilisierungsverfahren der Restmasse beendet den Anlagenverfahrenszyklus. Große Volumen von leicht dispergierbaren festen Abfallstoffen werden zu kleinem Volumen (Reduktion auf 20 %) eines nichtdispergierbaren Produktes umgesetzt, das mit gegenwärtig verwendeten Verpackungsroethoden vereinbar ist. Die Umsetzung der Abfälle zu einem nichtauslaugbaren und nichtdispergierbaren Zustand wird deshalb gewünscht, damit sich ein zusätzlicher Sicherheitsfaktor ergibt, außerdem wegen der üblicherweise vorhandenen niedrigeren Endkosten bei der Endlagerung.

Bei einigen Kernabfallresten wurden glasbildende Additive wie Phosphate oder Borate und Kalk oder Magnesia verwendet, um ein glasartiges, nichtauslaugbares Produkt mit guter mechanischer Festigkeit und thermischen Leitfähigkeit zu erhalten. Eine Hauptschwierigkeit bei diesen Verfahren, die Feststoffe bilden, welche Spaltproduktverunreinigungen enthalten, bestand in der Tendenz des radioaktiven Rutheniums, sich zu verflüchtigen, und zwar

sowohl während der Verdampfung wie auch während der Calcinierung oder Fusion. Wenn beispielsweise Kontrollmaßnahmen nicht getroffen werden, vergast Ruthenium normalerweise in einem Ausmaß von 20 bis 60 % bei der Calcinierung bei erhöhten Temperaturen, d. h. oberhalb von 850° C, welche Temperaturen notwendig sind, um ein keramisches Material zu erzeugen, oder oberhalb von 9 50° C, um einen glasartigen Feststoff zu bilden. Das verdampfte Ruthenium in der Form von Spaltproduktisotopen, Ruthenium 103 und Ruthenium 106, stellt einen wesentlichen Teil der Gammaaktivität dieser Lösungen dar, so daß die Abgassysteme in hohem Maße kontaminiert werden. Bei einigen Festkörper bildenden Verfahren wurde das verdampfte Ruthenium in Betten aus Silicagel oder Eisenoxid gesammelt und die geladenen Betten nachfolgend mit dem Calcinationsprodukt verbunden. Dies Verfahren ist jedoch insofern ungünstig, weil die Kontamination der Verfahrensausrüstung und die zusätzliche Handhabung von stark radioaktiven Materialien notwendig ist. Andere Probleme verhindern das Hinzufügen von Phosphaten bei neueren Zersetzungsmethoden aufgrund der schwerwiegenden Korrosionsprobleme, die durch die Phosphate bewirkt werden. Um die Verdampfung möglichst klein zu machen, wurde die Konzentration der Salpetersäure, der Druck und die Temperatur möglichst klein gemacht. Diese Maßnahmen waren jedoch nicht voll wirksam bei der Herstellung von glasartigen, nichtauslaugbaren Feststoffen, bei denen eine Temperatur von zumindest etwa 950 C notwendig ist. Rutheniumabgasverluste von 50 % und mehr sind häufig.

Die Verwendung von Schwefelsäure mit einem toxischen Selenkatalysator zur Reduktion des Volumens von verbrennbaren Abfällen mit niedriger Radioaktivität wird in dem Aufsatz "Treatment of Combustible, Solid, Low-Level Radioactive Waste at RISO, the Danish Atomic Energy Commission Research Establishment" von I. Larsen in "Proceedings of a Symposium or Practices in the Treatment of Low and Intermediate Level Radioactive Waste, IAEA and ENEA, Wien, Dezember 1965, beschrieben.

In der US-Patentschrift 39 57 676 wird die Behandlung von festen radioaktiven Abfallmaterialien mit Hilfe von konzentrierter Schwefelsäure bei 230 bis 300° C beschrieben. Das Abfallmaterial wird gleichzeitig oder später mit Salpetersäure oder Salpeterdioxid behandelt.

In der US-Patentschrift 31 20 4 93 wird die Unterdrückung von flüchtigen Rutheniumverbindungen im radioaktiven Abfall durch die Behandlung mit Schwefelsäure unterdrückt, indem ein Phosphit- oder Hypophosphition (im hier verwendeten Anlagenzusammenhang nicht kompatibel) geliefert wird, um glasartige Phosphatfeststoffe bei erhöhten Temperaturen zu bilden.'

Aufgabe der.Erfindung ist die Schaffung eines Verfahrens, bei dem die oben genannten Schwierigkeiten nicht mehr auftreten und das erlaubt, verbrennbares nukleares Abfallmaterial so zu behandeln, daß flüchtige Radionuklide zurückgehalten werden.

Gelöst wird diese Aufgabe durch die Merkmale des Hauptanspruchs, also durch ein salpetersäurefreies Verfahren zur Behandlung von verbrennbarem nuklearen Abfallmaterial, bei dem die flüchtigen Radionuklide zurückgehalten werden, indem (1) das genannte Abfallmaterial mit konzentrierter Schwefelsäure erhitzt und bewegt wird, um dispergierten, elementaren Kohlenstoff zu bilden, wodurch die flüchtigen Radionuklide in nicht flüchtiger Form gehalten oder zu diesen reduziert werden, und (2) Beseitigen der Säure von dem Abfallmaterial.

Damit wird ein Säureabfallverarbeitungs- und Immobilisierungsverfahren geschaffen, das einige der Verfahrenstransfer- und Materialbehandlungss8hritte gemäß dem eingangs geschilderten Stand der Technik vereinfacht und das etwa 90 % des radioaktiven Rutheniums zurückhält, das bei gegenwärtig verwendeten Säurezersetzungs- und Verbrennungsverfahren flüchtig ist. Der verbrennbare nukleare Abfall wird mit Schwefölsäure bei Rc-aktionstemperaturen von bequemerweise bis zu 33C C zur Reaktion gebracht. Die heiße Schwefelsäure zersetzt die Abfälle zu gasför-

migen Bestandteilen und verkohltem Teilchenmaterial (Einrühren und Bewegen ist auch hilfreich). Das verkohlte Material dispergiert in der Säure, um so als ein reduzierendes Mittel zu wirken, das das Ruthenium daran hindert, in die flüchtige Form oxidiert zu werden. Das Kohlenstoffmaterial dient auch einem doppelten Zweck,in seiner Eigenschaft als Reduktionsmittel für Sulfate, und nachdem die Säure erst einmal von dem Kohlenstoffrest entfernt wurde, kann dieser direkt desulfatiert werden. Dies vereinfacht den Immobilisierungsteil des Verfahrens, indem das Mahlen der Feststoffe entfällt, wie auch das Hinzufügen von Graphit und das Mischen. Der desulfatierte Rest wird dann auf Temperaturen von übe:
Produkt geschmolzen.

Temperaturen von über 1100 C erhitzt und zu einem glasartigen

Das verbrennbare nukleare Abfallmaterial, das erfindungsgemäß behandelt wird, umfaßt Handschuhe, Papier, Lumpen u. dgl. Eine typische Abfallzusammensetzung umfaßt etwa 35 Gew% Zellulose, 25 Gew% Gummi und 40 Gew% Kunststoff. Ruthenium und andere radioaktive Elemente innerhalb des Abfallmaterials befinden sich im allgemeinen nicht im flüchtigen Zustand, werden jedoch während des Salpetersäureverfahrens oder bei der Luftverbrennung vergast.

Es wurde gefunden, daß die Verwendung eines anderen Säurezersetzungsverfahrens, bei dem der Abfall nicht vollständig zersetzt wird, sondern statt dessen zu einem niedrigeren kohlenstoff artigen Zustand gebracht wird, kombiniert mit modifizierten Immobilisierungsverfahrensschritten, zu einem vollständigen Abfallbehandlungsverfahren führen könnte, das bestimmte Vorteile gegenüber den bisher bekannten Verfahren besitzt. Wünschenswerterweise umfaßt der neuartige Abfallbehandlungs-Immobilisierungsprozeß die folgenden Verfahrensschritte: (a) Es wird zunächst die Menge des Glasformers oder der Fritte pro Einheit Abfall geschätzt und dann diese Menge gleichzeitig mit dem Abfall in das Verfahren eingegeben, (b) der Abfall wird mit heißer konzentrierter Schwefelsäure (9 2 %) bei einer Temperatur von 250° C bewegt, wodurch der Abfall in teilchenförmiges kohlenstoffartiges

Material plus inertem Rest umgesetzt wirdi (c) die Säure wird durch Zentrifugen- und Verdampfungsverfahren entfernt, (d) das Material wird desulfiert, indem es auf 700 bis 900° C erhitzt wird, bis die Entwicklung von Schwefeldioxid und ähnlichen Gasen aufhört, (e) das Material wird verglast, indem das Material auf etwa 1100° C für zumindest 2 Stunden erhitzt wird, und (f) das Produkt wird langsam auf Raumtemperatur abgekühlt und die Glaskanister in Trommeln verpackt, um sie dann im Ablagerbereich zu beseitigen. Das neue Verfahren beseitigt die meisten mechanischen Behandlungsoperationen des Immobilisierungsteils des bekannten Prozesses. Wenn der Prozeß auch dazu benutzt wird, um verbrennbare Reaktorabfälle oder andere Abfälle mit Spaltproduktkontamination zu behandeln, besitzt das neuartige Verfahren den zusätzlichen Vorteil, daß der größte Teil der normalerweise flüchtigen Rutheniumradionuklide im endgültigen Glasprodukt zurückgehalten werden. Andere häufige Spaltproduktradionuklide, die routinemäßig auftreten, wie Cesium, Strontium, Cerium, usw. werden als ausreichhnd stabil in einem Sulfat, Metalloxid oder einer Glasmatrix angesehen. Die Menge von konzentrierter Schwefelsäure, die verwendet wird, sollte etwa 5 bis 12 Liter pro Kilogramm Abfallmaterial betragen. Die Mischung von Abfallmaterial und konzentrierter Schwefelsäure sollte auf eine Temperatur erhitzt werden, die nahe, aber unterhalb dem Siedepunkt der Schwefelsäure liegt. Ein typischer Temperaturbereich ist 250 bis 330 C. Niedrigere Temperaturen brauchen zu lange, und höhere Temperaturen erfordern eine druckfeste Ausrüstung. Der vorzugsweise Temperaturbereich ist 300 bis 325° C, wenn geeignete korrosionswiderstandsfähige Materialien gefunden werden können. Der Abfall reagiert anfänglich recht schnell, was zu feinzerteiltem Kohlenstoff führt. Eine Zufuhrrate von etwa 0,4 kg pro Stunde und pro Liter Säure ist vermutlich realistisch. Typischerweise werden etwa 30 Minuten für diese Reaktion benötigt. Der Kohlenstoff verhindert zunächst, daß sich flüchtige Rutheniumverbindungen wie Rutheniumtetraoxid bilden, und wenn sie gebildet werden, werden sie zu nichtflüchtigen Oxiden reduziert: RuO₄ + C -» RuO₂ ^{+ C0}2 ^{Und 2Ru0}/ ^{+ c} "* ^Ru2°3 + CO₂.

Bei dem zweiten Verfahrensschritt der vorliegenden Erfindung wird die überschüssige Schwefelsäure von dem Abfallmaterial entfernt. Die. Entfernung wird vorzugsweise durch Verdampfung erreicht, weil dies sowohl die gelösten als auch die suspendierten Feststoffe behandelt. Die Verdampfung kann durch Zentrifugierung beschleunigt werden, um die Energieanforderungen zu vermindern und die Säure schneller zurückzuführen. Die Säure, die entfernt wurde, wird vorzugsweise wiedergewonnen und zurückgeführt. Die Verdampfung wird vorzugsweise bei einer Temperatur von zumindest etwa 250° C durchgeführt, da niedrigere Temperaturen zu einer zu langsamen Verdampfung führen, andererseits sollte die Temperatur unterhalb von 450° C liegen, weil höhere Temperaturen nicht notwendig sind.

Der nächste Verfahrensschritt, das Desulfatieren des Restes, wird als notwendig angesehen, wenn der Abfall in Glas eingeschlossen werden soll, weil während der Glasifizierung eine auslaugbare zweite■Sulfatphase auftreten kann, wenn das Sulfat nicht entfernt wird. Für andere Abfallformen, wie beispielsweise keramische Stoffe, Zement oder Polymere ist ein Desulfatieren nicht unbedingt notwendig, verbessert aber die Volumenreduktion. Das Desulfatieren erfordert eine Temperatur von zumindest etwa 700 C, jedoch sollten Temperaturen oberhalb von 900 C nicht benutzt V/erden, da ein dann auftretendes Verglasen das Entfernen der Sulfate verhindern könnte, was während des Glasifizierens zur Bildung einer zweiten Phase führen könnte. Der Rest sollte erhitzt werden, bis Schwefeldioxid nicht mehr entwickelt wird, um den Desulfatierungsverfahrensschritt abzuschließen. Das Sulfat wird durch die Reaktion mit Kohlenstoff entfernt, der vorhanden ist: MSO₄ + C -» SO₀ + CO₀ +MO,

wobei M Natrium, Calcium, Eisen oder ein anderes Metall sein kann, wobei χ 2 geteilt durch die Valenz von M ist.

Beim nächsten Verfahrensschritt, der nicht unbedingt notwendig ist, wird der Rest in Glas oder Keramik eingeschlossen. Wenn dieser Verfahrensschritt angewendet wird, müssen Glasbilder zu dem Rest bei jedem vorhergehenden Schritt in diesem Verfahren

zugefügt werden. Die Glasformer sind die Reaktionsstoffe, die zur Herstellung von Glas verwendet werden, d. h. Silicium, Bor, Natrium und Aluminium. Das Glas ist ein wenig auslaugbares Borsilikatglas. Typischerweise werden 10 Gew% Glasformer (basierend auf den gesamten Feststoffen, einschließlich dem Glasformer) benötigt, obwohl die Menge auch zwischen 2 und 20 Gew% liegen kann. Der für die Glasbildung erforderliche Temperaturbereich hängt von der Art des verwendeten Glases ab, jedoch ist gewöhnlich ein Bereich von 1050 bis 1150° C geeignet, während eine Temperatur von mehr als 1200° C nicht notwendig ist und den Behälter beschädigen kann. Der Desulfatierungsschritt und der Verglasungsschritt können gleichzeitig mit der gleichen Ausrüstung durchgeführt werden, um den Energieverbrauch zu reduzieren. Der glashaltige und dispergierte Radioaktivität umfassende Rest kann direkt in Kanister eingeschmolzen werden, die für die Immobilisierung verwendet werden, und dann in Trommeln angeordnet und zur Lagerung und Beseitigung abgedichtet werden.

Die. Erfindung sei nun anhand eines Beispiels noch näher erläutert. Beispiel

Etwa 0,2 kg Borsilicatglasbilder, bestehend aus etwa 30 % SiO₂, 33 % Na₃B₄O₇ und 3 % Al₂O₃ wurden pro kg Kernabfallmaterial hinzugefügt, wobei 100 g Proben des zerkleinerten Abfallmaterials verwendet wurden. Das Abfallmaterial bestand aus 35 % Zellulose, 25 % Gummi, 40 % Kunststoff und etwa 5 % Ruthenium, in der Form von RuCl₃. Ausreichend konzentrierte Schwefelsäure wurde hinzugefügt (etwa 1000 ml für jeweils 100 g von zu behandelndem Abfall), um den Abfall zu verflüssigen. Die Mischung wurde auf 300° C 1 Stunde lang erhitzt, wodurch eine Kohlenstoffdispersion gebildet wurde.

Eine Probe des Restes wurde dann analysiert, um den Rutheniumverlust festzustellen, der auf 1 % ermittelt wurde. Der Rest wurde dann auf 400 C 4 Stunden lang erhitzt, um die Schwefelsäure zu verdampfen.

Urn die Sulfate zu entfernen, wurde eine Probe des Restes auf 700 bis 800° C für 2 Stunden erhitzt. Eine Analyse zu diesen» Zeitpunkt ergab, daß der Rutheniumverlust weitere 1C % ausmachte. Diese Probe wurde dann bei 1100° C 2 Stunden lang erhitzt, um Glas zu.bilden. Kein weiterer Verlust von Ruthenium trat während der Glasbildung auf.

Eine andere Probe, die nicht desulfiert worden war, wurde zu einem Plättchen gepreßt, und zwar bei Raumtemperatur mit einem Druck von 70 kg/cm . Das Plättchen wurde dann bei 800° C 2 Stunden lang gesintert, um keramisches Material zu bilden. Dies führte zu einem zusätzlichen Verlust von 4 % an Ruthenium. Die keramische Behandlung besaß somit eine Gesamtzurückhaltung von Ruthenium von 95 bis 96 %, während die Glasbehandlung Ruthenium im Ausmaß von 8 9 bis 90 % zurückhielt.

ES/jn 3

Claims

. Ernst Stratmann

PATENTANWALT
D-4OOO DÜSSELDORF 1 · SCH ADO WPLATZ 9

VNR: 109126

Düsseldorf, 4. Mai 1981

48,685
8112

.Westinghouse Electric Corporation
Pittsburgh, Pa., V. St, A.

Patentansprüche ;

Salpetersäurefreies Verfahren zur Behandlung von verbrennbarem nuklearen Abfallmaterial, durch das flüchtige Radionuklide zurückgehalten werden, gekennzeichnet durch (1) Erhitzen und Bewegen des Abfallmaterials mit konzentrierter Schwefelsäure, um dispergierten, elementaren Kohlenstoff zu bilden, der die flüchtigen Radionuklide zu nicht flüchtigen Formen reduziert oder in diesen hält; und (2) Entfernen der Säure von dem Abfallmaterial.

Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch die weiteren Schritte des Hinzufügens von 2 bis 20 % borsilicatartigen glasbildenden Verbindungen zu dem Abfallmaterial, um eine Mischung zu bilden, Desulfatieren des verkohlten Abfallmaterials und Schmelzen der Mischung zu einem. Glas.

Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Desulfatierung bei 700 bis 900° C durchgeführt wire bis kein Schwefeldioxid mehr erzeugt wird.

Postscheck: berlin west <BLZ 10010010) 132736-109· deutsche bank (BLZ 300 700 10) 6160253

4. Verfahren nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Glas bi
gebildet wird.

daß das Glas bei einer Temperatur von 1000 bis 1200° C

5. Verfahren nach Anspruch 2, 3 oder 4, gekennzeichnet durch den zusätzlichen letzten Schritt des Erhitzens des Glases in Behältern.

6. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Säure durch Verdampfung entfernt wird.

7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Verdampfung be
durchgeführt wird.

die Verdampfung bei einer Temperatur zwischen 3 50 und 450° C

8. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß das Abfallmaterial mit 5 bis 12 1 Schwefelsäure pro kg Abfallmaterial auf eine Temperatur erhitzt wird, die nahe, aber unterhalb des Siedepunktes von Schwefelsäure liegt.

9. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Abfallmaterial mit Schwefelsäure bei einer Temperatur von 250 bis 330° C erhitzt wird.

10.' Verfahren nach Anspruch 1 , gekennzeichnet durch die zusätzlichen Verfahrensschritte von Hinzufügen von borsilicatglasbildenden Verbindungen zu dem Abfallmaterial und Sintern der glasbildenden Verbindungen, um einen keramischen Stoff zu bilden.

Beschreibung;