DE3144754A1 - Formkoerper zur einbindung radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung - Google Patents

Formkoerper zur einbindung radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung

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DE3144754A1 DE19813144754 DE3144754A DE3144754A1 DE 3144754 A1 DE3144754 A1 DE 3144754A1 DE 19813144754 DE19813144754 DE 19813144754 DE 3144754 A DE3144754 A DE 3144754A DE 3144754 A1 DE3144754 A1 DE 3144754A1
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Description

Λ .: ■ : Ίβ- ': i "; 3Η4754
3 81 221 KN
N u k e m GmbH
6^50 Hanau 11 und
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH 7S00 Karlsruhe 1
Formkörper zur Einbindung radioaktiver Abfälle und Verfahren zu seiner Herstellung 10
Die Erfindung betrifft einen Formkörper aus Graphit und einem anorganischen Bindemittel zur sicheren Langzeit-Einbindung von toxischen und radioaktiven Abfällen, und ein Verfahren zu seiner Herstellung.
Abgebrannte Brennelemente aus Kernreaktoren müssen nach einer gewissen Zwischenlagerzeit einer Endbeseitigung zugeführt werden. Hierzu werden zwei Möglichkeiten diskutiert: 20
- Die Wiederaufarbeitung der Brennelemente mit Rückführung des Brennstoffes in die Brennelementfertigung sowie Abtrennung, Konditionierung und Endlagerung der Spaltprodukte.
- Die direkte Endlagerung der abgebrannten Brennelemente .
In beiden Fällen muss durch eine geeignete, insbesondere korrosions- und auslaugbeständige Einbindematrix bzw. ein entsprechendes Behältermaterial dafür gesorgt werden, dass der eingelagerte hochaktive Abfall für tausend Jahre oder langer am Einlagerungsort verbleibt und nicht in die
Biosphäre zurückgelangt.
35
Die bei der Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente anfallenden radioaktiven Abfälle müssen für die Einlagerung in eine endlagerfähige Form gebracht werden. Wirtschaftlich erforderlich ist hierbei eine hohe Beladung mit Abfall. Dazu ist eine starke Uolumenreduktion - beispielsweise durch Eindampfen - bereits vor dem Verfestigungsschritt notwendig.
Zur Verfestigung hochradioaktiver Abfälle sind mehrere Verfahren bekannt. Beispielsweise erfolgt zunächst eine Kalzination des Abfalls in einem Wirbelbett zwischen und 900 C. Dabei wird ein Gemisch aus Oxiden erhalten, das als Pulver oder Granulat in eine glasartige oder keramische Matrix eingebunden und dadurch zu einem endlagerfähigen Produkt verfestigt wird.
Für die Einbettung von mittel- und schwachaktiven Abfällen sind Verfahren bekannt, nach denen die Abfallstoffe z.B. mit Bitumen erhitzt und einem Extrudiervorgang unterworfen werden. Dabei wird der radioaktive Abfall in die Bitumenmasse eingebunden, heiss in Fässer gefüllt und endgelagert.
Ein weiteres Verfahren besteht darin, die radioaktiven Abfälle in Zement bzw. Beton zu fixieren. Hierbei wird der Abfall üblicherweise in Form eines Salzkonzentrates oder Schlammes verarbeitet, der sich zu etwa 70 - 80 Gew.-So aus flüssigen und zu 20 - 30 Gew.-% aus festen Bestandteilen zusammensetzt. Der Schlamm wird mit Zement gemischt und abbinden gelassen. Dieser Arbeitsschritt kann gegebenenfalls direkt in den Endlagerfässern durchgeführt werden.
Ferner sind Verfahren zur Konditionierung radioaktiver
Abfälle bekannt, bei denen der Abfall in ein vorzugsweise 35
31U754
bei Raumtemperatur polymerisierbares Harz eingemischt wird, und dann zu einem festen Block auspolymerisiert.
Diese bekannten Verfahren weisen insbesondere für höhere Aktivitätskonzentrationen eine Reihe von Nachteilen auf. So erfolgt die Verglasung der Abfälle bei hohen Temperaturen, üblicherweise oberhalb 1 000 C. Bei dieser Tempe-
IQ ratur sind bereits einige Salze flüchtig und müssen durch aufwendige Methoden. z.B. der Abgasreinigung, zurückgeführt werden. Dies betrifft insbesondere die aktiven Verbindungen des Cäsiums und des Rutheniums. Die Wärmeleitfähigkeit der Glasmatrix ist relativ gering. Um eine - durch die Nachwärme verursachte - unzulässige hohe Zentraltemperatur der Gebinde nicht zu überschreiten, sind daher Abfallkonzentration und Blockdurchmesser auf Werte von etwa 20 Gew.-?<5 bzw. 20 bis 30 cm begrenzt. Weiterhin treten durch die Unterschiede der thermischen Ausdehnungskoeffizienten von Glas und Behältermaterial beim Abkühlen mechanische Spannungen auf, die zu unerwünschter Spannungskorrosion und Rissbildung im Glas führen können. Die erforderliche Abkühlzeit für Glasabfallgebinde kann mehrere Tage betragen, um rissfreie Gebinde zu erzeugen. Dieser zusätzliche Verfahrensschritt erfordert daher teurenHeisszellenplatz.
Die Bituminierung ist nur auf relativ niedrige Aktivitätskonzentrationen anwendbar, z.B. für den sogenannten flüssi-.
gen mittelaktiven Abfall von ca. 0,1 - 1 Ci ß ,^--Aktivität. Es sind Temperaturen von 150 - 2000C notwendig, was aufwendige SicherheitsVorkehrungen, z.B. gegen Brand, erfordert. Ausserdem bildet Bitumen unter Bestrahlung Radiolysegase. wie z.B. Wasserstoff.
3H4754
Die einfache Technik der Zementierung ist ebenfalls mit Nachteilen behaftet. So erhält man bei gleichen Abfallmengen grosse Abfallvolumina, z.B. gegenüber Bitumenein- E bindung das 3- bis 5fache Volumen, ein durch die Porosität des Zements bedingtes relativ schlechtes Auslaugverhalten der eingeschlossenen radioaktiven Abfälle, und eine Radiolyse des im Zement gebundenen Wassers, welche zu relativ grossen Gasmengen, wie Wasserstoff, führen kann.
Bei der Einbindung in polymerisierbar Harze werden grundsätzlich Kohlenwasserstoffverbindungen eingesetzt. Daher kann durch die Strahleneinwirkung des radioaktiven Abfalls die Sprödigkeit des Kunstharzes erhöht und damit die
ir mechanische Integrität der Gebinde gefährdet werden. Auch für solche Formkörper gilt eine nur relativ geringe Radiolysebeständigkeit und die Freisetzung von Wasserstoff.
Aus der DE-OS 27 56 700 ist ein Verfahren zur Einschliessung von radioaktivem Abfall in eine Metall-Matrix bekannt, die durch isostatisches Umpressen des Abfalls mit Metallpulver bei Temperaturen zwischen 1 000 und 1 500° C gebildet wird. Die hohen Presstemperaturen und der grosse Verbrauch an korrosionsbeständigem Metall lassen dieses Verfahren zumindest für grosse Köper und für die Einschliessung flüchtiger radioaktiver Stoffe als wenig geeignet erscheinen.
Ausserdem sind sogenannte Endlagerbehälter bekannt, die die Abfallstoffe aufnehmen und zur Erzielung einer ausreichend langfristigen Korrosionsbeständigkeit meist als Mehrschichtbehälter ausgebildet sind. Als Behältermaterialien werden korrosionsfeste metallische und nichtmetallische Werkstoffe verwendet.
35
In der DE-OS 29 17 437 ist ein Verfahren beschrieben, radioaktive und toxische Abfälle unter schonenden Bedin-gungen in eine gut wärmeleitende Kohlenstoffmatrix einzu-
3H475A
binden, die aus einem Gemisch von pulverförmigem Kohlenstoff, vorzugsweise Graphit, mit einem Bindemittel besteht, wobei durch !/erpressen mit dem zugemischten Abfall bei c Temperaturen oberhalb 1000C ein entsprechender Formkörper gebildet wird. Als Bindemittel kommen organische und anorganische Stoffe in Betracht, von Vorteil ist die Verwendung von Schwefel und bei einer bevorzugten Ausführung wird ein Gemisch von Schwefel und Nickel eingesetzt, das
IQ bei einer Presstemperatur von etwa 4OD0C das in Wasser schwerlösliche Nickelsulfid bildet. Zwar ist diese Matrix korrosions- und auslaugbeständig, bei den nach dem angegebenen Mischverfahren unter Zumischung des Abfalls zu den Matrixausgangsstoffen hergestellten Formkörpern lassen
■je sich die Abfallstoffe aber aus der Oberflächenschicht herauslösen.
Für eine wirtschaftliche Anwendung dieses Verfahrens ist eine möglichst hohe Konzentration an Abfall im Formkörper erforderlich. Bei höheren Abfallanteilen im Formkörper wird aber der Abfall langfristig aus immer tieferen Schichten und schliesslich aus dem gesamten Formkörper ausgelaugt.
Es war daher Aufgabe der vorliegenden Erfindung, einen Formkörper aus Graphit und einem anorganischen Bindemittel zur sicheren Langzeit-Einbindung von radioaktiven und toxischen Abfällen zu schaffen, der hochdicht, korrosions- und auslaugbeständig ist, so dass die eingebundenen Abfälle auch in sehr langen Zeiträumen nicht herausgelöst werden können.
Diese Aufgabe wurde erfindungsgemäss dadurch gelöst, dass der Formkörper aus einem Kern, in dem die Abfälle eingebettet sind, und aus einer abfallfreien Schale aus dem gleichen Material besteht.
Die Graphitmatrix für Kern und Schale wird dabei in bekannter Weise durch Pressen eines Gemisches von pulverförmigem Graphit und einem anorganischen Bindemittel oder den _ Ausgangskomponenten eines anorganischen Bindemittels bei einer Temperatur oberhalb 100 C hergestellt. Als anorganisches Bindemittel wird entweder Schwefel oder ein stabiles Metallsulfid eingesetzt. Es ist vorteilhaft, als Graphit ein leicht verpressbares Naturgraphitpulver ,« zu verwenden.
Bei Einsatz von Schwefel als Bindemittel wird eine Presstemperatur im Bereich der Schmelztemperatur des Schwefels von etwa 120 C sowie ein Pressdruck von 10 - 50 MN/m ,
■ic vorzugsweise etwa 20 MN/m , verwendet. Ein so hergestellter Formkörper aus Kern und Schale ist geeignet für toxische und schwach radioaktive Abfälle, die nur geringe Eigenwärme erzeugen. In stärker radioaktivem Abfall tritt eine grössere Zerfallswärme auf, insbesondere bei hochaktivem Abfall, die eine hohe thermische Stabilität der Graphitmatrix erfordert.
Der Zusatz von geeigneten Metall- oder Legierungspulvern zur Bildung von stabilen Metallsulfiden ergibt sehr temperaturbeständige Bindemittel in der Graphitmatrix. Die chemische Reaktion zwischen Metall und Schwefel erfolgt in dem Gemisch aus Graphit, Schwefel und Metall-oder Legierungspulver durch Temperaturanhebung beim Pressen der Formkörper.
Als Metalle können beispielsweise Blei, Eisen, Nickel,
Kobalt, Kupfer, Molybdän, Vanadium oder Wolfram eingesetzt werden. Als besonders vorteilhaft hat sich die Verwendung von Nickel zur Ausbildung von Nickelsulfid erwiesen. 35
Beim Einsatz von Nickel verläuft die Sulfidreaktion bei einer relativ niedrigen Temperatur von etwa 400 C und bei massiger Geschwindigkeit. Das in der Graphitmatrix gebildete Nickelsulfid zeichnet sich durch eine hohe Korrosions- und Auslaugbeständigkeit in korrosiven Medien sowie durch eine hohe thermische Stabilität aus.
Vorteilhafterweise besteht die abfallfreie Schale aus mehreren zusammengefügten Einzelteilen. Diese können beispielsweise halbkugel-, ring- oder plattenförmig ausgebildet sein. Das Zusammenfügen kann dabei bei Temperaturen oberhalb 500° C und Drucken von 30 - 100 MN/m durchgeführt werden. Ausserdem lässt sich die mechanische Integrität der Formkörperschale durch Einpressen geeigneter Armierungen erhöhen. Der mit Abfall beladene Formkörper kann vorteilhafterweise mit einer zusätzlichen Stahlhülle versehen werden, an der sämtliche Manipulationseinrichtungen für Transport und Endlagerung angebracht sind.
Die Herstellung der Formkörper erfolgt in der Weise, dass der aus den Abfällen, Graphitpulver und dem Bindemittel bestehende Pressling allseitig mit einer Schale aus Graphitpulver und Bindemittel umpresst wird.
In einer weiteren Verfahrensvariante wird der pulverförmige oder stückige Abfall mit den Ausgangskomponenten der Graphitmatrix gemischt und das Gemisch wird in einen aus den Graphitmatrix-Ausgangskomponenten vorgepressten, mit Boden versehenen Hohlzylinder eingefüllt. Nach Auflegen eines ebenfalls vorgepressten Deckels wird der Körper bei einer Temperatur oberhalb 1000C zusammengepresst und es ergibt sich ein Graphit-Formkörper mit dichter, korrosionsauslaugbeständiger Schale, in dem der
Kern mit der Schale übergangsfrei verbunden ist.
- 10 -
Der Abfallanteil im Kern liegt vorteilhafterweise zwischen 1 und 70 Vol. ?ό, vorzugsweise zwischen 10 und 50 Vol. %, so dass der Kern als mechanisch stabiler Körper vorliegt, der im wesentlichen die gleichen physikalischen Eigenschaften wie die abfallfreie Schale hat.
Bei Verwendung von Schwefel als alleiniges Bindemittel reichen eine Presstemperatur von 130 C und ein Press-
2
druck von etwa 20 bis 50 MN/m aus, um einen hochdichten, korrosions- und auslaugbeständigen Formkörper zu erzeugen.
Beim Einsatz von Nickelsulfid als Bindemittel für die Einbindung von stärker radioaktiven Abfallstoffen erfolgt die Verbindung zwischen Innenzone und Schale vorzugsweise bei einer Temperatur oberhalb 300 C und einem Pressdruck
2
von 30 bis 100 MN/m . Vorzugsweise wird der Kern zunächst ebenfalls bei Raumtemperatur oder bei erhöhter Temperatur vorgepresst und der Pressling in einen vorgepressten Hohlzylinder mit angefügtem Boden eingesetzt. Nach Auflegen der Deckelplatte wird der gesamte Formkörper bei einer Temperatur oberhalb 1000C gepresst und dabei auf über 80 5o der theoretischen Dichte verdichtet. Unter anhaltendem Druck wird die Temperatur auf über 400 C erhöht, vorzugsweise auf etwa 44O0C. Der nach Abkühlen auf unterhalb 400 C ausgestossene Formkörper hat eine Dichte oberhalb 90 % des theoretischen Wertes und ist hochdicht und frei von durchgehenden Poren.
^ Der erfindungsgemässe Formkörper ist chemis ch ausserordentlich stabil, d.h. auch in stark korrosiven Medien noch sehr korrosions- und auslaugbeständig.
Der abfallhaltige Kern im Inneren der abfallfreien Schale qc
hat weitgehend dieselben physikalisch-chemischen Kenndaten wie die Umhüllung, so dass mechanische Spannungen, die ein Reissen des Gebindes verursachen können, praktisch entfallen.
J. ... - : ·:-;■; ": 3HA75A
Die Abbildung zeigt schematisch in beispielhafter Ausführungsform einen erfindungsgemässen Formkörper.
c Der Kern (1) des zylindischen Formkörpers besteht aus einer Matrix aus Graphit mit anorganischem Bindemittel, in welche die körnigen oder stückigen radioaktiven Abfälle (2) eingelagert sind. Der Kern (1) ist allseits von der abfallfreien Schale (3) umgeben, mit der sie über-TjQ gangsfrei verbunden ist. Gestrichelt sind die Stellen angegeben, an denen die Schale (3) aus vorgeformten ringförmigen Teilstücken (4) zusammengefügt ist. Zusätzlich ist die Schale (3) von einer Stahlhülle (5) umgeben.
Der erfindungsgemässe Formkörper soll anhand folgender Beispiele näher erläutert werden:
Beispiel 1:
Das für die Herstellung der Graphitmatrix verwendete Presspulver enthält folgende Komponenten:
43,3 Gew.-?o Naturgraphitpulver, 20,0 Gew.-?o Schwefel und 36,7 Gew.-?i Nickelmetallpulver.
Zur Herstellung eines ringförmigen Segments mit den Ab-
-4^ messungen:
Aussendurchmesser 450 mm, Innendurchmesser 300 mm, Höhe 200 mm, werden etwa 58 kg des intensiv gemischten und anschliessend granulierten Presspulvers in eine von aussen beheizbare ringförmige Pressmatrize gefüllt. Im Schmelzbereich des Schwefels - bei 13O0C - wird das Granulat mit einem Druck von etwa 100 MN/m zusammengepresst, die Temperatur bei konstantem Pressdruck anschliessend auf ca. 45O0C erhöht und dabei der Schwefel zum Nickelsulfid umqesetzt. Nach dem Abkühlen auf 350 C
erfolgt das Ausstossen des hohl zylindrischen Fcrmkörpers.
- 12 -
X .1' .1 j -rl "j 3U4754
Auf dem beschriebenen Wege werden 4 ringförmige Segmente hergestellt, die anschliessend zu einem etwa 800 mm langen Hohlzylinder durch Pressen zusammengefügt werden.
r Dazu bedarf es einer Temperatur von 500 - 6000C und
J 2
eines Druckes von 50 MN/m , als verbindende Zwischenschicht dient jeweils ein mit geringen Mengen Naturgraphitpulver versetztes Nickel/Schwefel-Pulvergemisch (Stöchiometrieverhältnis 1 : 1), welches unter den angegebenen IQ Bedingungen ebenfalls zum Nickelsulfid reagiert. Nach demselben Verfahren wird die aus Presspulver gleicher Zusammensetzung hergestellte Bodenplatte angefügt. Entsprechend wird eine Deckelplatte aus dem Presspulver hergestellt.
In diesen behälterartigen Hohlraum wird ein Presskörper aus der gleichen Matrix, der 50 Vol. % Abfall enthält, eingesetzt. Danach wird die Deckelplatte aufgelegt und unter den gleichen Bedingungen, wie für die Segmente angegeben, mit dem Hohlzylinder zu einer geschlossenen Schale verbunden.
Aus dem Formkörper werden folgende Eigenschaften ermittelt:
25 Dichte der Matrix : 1 3,3 - 3
g/cm
theoretische Dichte : Il 99 ü'
Druckfestigkeit : I 105 MN/m2
Il 107 MN/m2
Wärmeleitfähigkeit L 0,8 W/cm'K
30 Il 0,5 W/cm·K
linearer thermischer Aus- : 9,2 /um/m- K
dehnungskoeffizient 11,5 ,um/m· K
: · : : .:-:': 3H4754
Beispiel 2:
Zum Einbinden simulierter radioaktiver Abfälle in eine anorganisch gebundene Graphitmatrix wird das analog Beispiel 1 hergestellte pulverförmige Gemisch aus den Ausgangskomponenten der Graphitmatrix mit etwa der gleichen Menge Feedklärschlamm-Simulat gemischt, das aus Molybdän, Molybdän-(VI)-0xid , Mangan, Mangan-(IV )-0xid, Zirkon, Caciumchlorid, Antimon-(111 )-0xid , Edelstahl- und N'ickelpulver besteht. Dieses Gemisch wird in den bei Raumtemperatur vorgepressten einseitig verschlossenen Hohlzylinder aus Graphit-Nickel-Schwefel-Matrix überführt, welcher sich in einer von aussen beheizbaren Matrize befindet. Nach dem Auflegen der kalt vorgepressten Deckelplatte wird der gesamte Formkörper im Schmelzbereich des Schwefels - bei 130 C - mit einem Druck von etwa 100 MN/m zusammengepresst, die Temperatur bei konstantem Pressdruck auf 45O0C erhöht und dabei der Schwefel zum Nickelsulfid umgesetzt. Nach dem Abkühlen auf ca. 350 C er-
folgt das Ausstossen des simulathaltigen Formkörpers. An diesem Körper werden neben den in Beispiel 1 genannten physikal-ischen Eigenschaften insbesondere niedrige Cs-
-4 -6 Auslaugraten beobachtet: 3 · 10 - 5 ' 10 cm/d.
Beispiel 3;
Die pulverförmigen Hatrixkomponenten Graphit, Schwefel und Nickel werden entsprechend Beispiel 1 zunächst intensiv miteinander gemischt. Dem dabei gebildeten Presspulver werden etwa 3 cm lange Abschnitte von Brennstabhülsen (Hülsendurchmesser aussen 10,75 mm; Wandstärke 0,68 mm) aus Zirkaloy-4 zugemischt. Der Gewichtsantei1 der kompaktierten bzw. unkompaktierten Hülsen liegt bei 25 Gew.-?;.
- 14 -
Das Hülsen-/Presspulvergemisch wird bei Raumtemperatur in einer schwimmenden Stahlmatrize (Durchmesser innen
2 50 mm) mit einem Druck von etwa 5 MN/m vorgepresst. Der dabei gebildete "Kern" (Durchmesser 50 mm, Höhe 80 mm) besitzt etwa 50 % der theoretischen Dichte.
Anschliessend wird der vorgepresste "Kern" in einer heizbaren Pressform in die ebenfalls bei Raumtemperatur und
mit Druck von 5 MN/m vorgeformten Teile der Schale eingesetzt; die Schale besteht aus Bodenplatte, Hohlzylinder mit 66 mm Aussendurchmesser und Deckelplatte. Nach Erwärmen auf 130 C wird der Formkörper mit einem Druck von
2
50 MN/m auf etwa 85 % der theoretischen Dichte verdichtet. Unter anhaltendem Druck wird der fast fertige Probenkörper auf eine Temperatur von etwa 440 C erwärmt. Dabei setzt sich das Nickel/Schwefel-Gemisch in das chemisch, mechanisch und thermisch wesentlich stabilere Nickelsulfid um. Gleichzeitig erhöht sich die Dichte auf über 90 % des theoretischen Viertes.
Nach einer etwa 10-minütigen Haltezeit bei der Reaktionstemperatur wird der fertige Probenkörper auf 350 - 400 C abgekühlt und ausgestossen (Durchmesser 66 mm, Höhe etwa 7 5 mm).

Claims (9)

3H4754 81 221 KN N u k e m GmbH 6450 Hanau 11 und Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH 7 500 Karlsruhe 1 Formkörper zur Einbindung radioaktiver Abfälle und Verfahren zu seiner Herstellung Patentansprüche:
1) Formkörper aus Graphit und einem anorganischen Bindemittel zur sicheren Langzeit-Einbindung von radioaktiven und toxischen Abfällen, dadurch gekennzeichnet, dass er aus einem Kern (1), in dem die Abfälle (2) eingebettet sind, und aus einer abfallfreien Schale (3) aus dem gleichen Material besteht.
2) Formkörper nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass er als anorganisches Bindemittel ein stabiles Metallsulfid enthält.
3) Formkörper nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, dass das Bindemittel aus Nickelsulfid besteht.
4) Formkörper nach Anspruch 1 bis 3, dadurch gekennzeich- ^O net, dass der Kern (1) 1 bis 70 Vol.?i Abfall (2) enthält.
5) Formkörper nach Anspruch 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, dass die Schale (3) aus mehreren zusammengefügten Einzelteilen (4) besteht.
6) Formkörper nach Anspruch 1 bis r>, dadurch gekennzeichnet, dass die Schale (3) zusätzlich von einer Stahlhülle (5) umgeben ist.
7) Verfahren zur Herstellung von Formkörpern nach Anspruch 1 bis 6, durch Pressen eines Gemisches aus Abfällen,
"Graphitpulver und anorganischem Bindemittel bzw. den Ausgangskomponenten des Bindemittels bei Temperaturen oberhalb IQO0C, dadurch gekennzeichnet, dass dieser Pressling mit einer Schale aus Graphitpulver und anorganischem Bindemittel allseitig umpresst wird.
8) Verfahren zur Herstellung von Formkörpern nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, dass die Schale aus vorgeformten halbkugel-, ring- oder plattenförmigen Teilstücken auf den abfallhaltigen Presskörper bei Temperaturen oberhalb 100 C aufgepresst wird.
9) Verfahren zur Herstellung von Formkörpern nach Anspruch 7 und 8, dadurch gekennzeichnet, dass das Aufpressen der Schale oberhalb 300 C mit einem Pressdruck von 30 bis 100 MN/m2 erfolgt.
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FI823529A FI823529L (fi) 1981-11-11 1982-10-15 Formkropp foer inbindning av radioaktivt avfall och foerfarande foer dess framstaellnig
EP82110144A EP0081084A1 (de) 1981-11-11 1982-11-04 Formkörper zur Einbindung radioaktiver Abfälle und Verfahren zu seiner Herstellung
US06/440,314 US4600610A (en) 1981-11-11 1982-11-09 Molded body for embedding radioactive waste and process for its production
BR8206477A BR8206477A (pt) 1981-11-11 1982-11-09 Corpo formado para o encerramento de detritos radioativos e processo para a sua fabricacao
JP57196162A JPS58131598A (ja) 1981-11-11 1982-11-10 放射性廃棄物を封入する成形体及びその製法
ES517241A ES517241A0 (es) 1981-11-11 1982-11-10 Procedimiento para la fabricacion de cuerpos moldeados a base de grafito y un aglutinante inorganico.

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Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3313251A1 (de) * 1983-04-13 1984-10-25 Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur endlagerung von kugelfoermigen brennelementen
WO2010052321A1 (de) 2008-11-10 2010-05-14 Ald Vacuum Technologies Gmbh Matrixmaterial aus graphit und anorganischen bindemitteln geeignet zur endlagerung von radioaktiven abfällen, verfahren zu dessen herstellung, dessen verarbeitung und verwendung
DE102009044963A9 (de) * 2008-11-10 2010-12-16 Ald Vacuum Technologies Gmbh Blöcke aus Graphit-Matrix mit anorganischem Bindemittel geeignet zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zur Herstellung derselben
DE102010003289A1 (de) * 2010-03-25 2011-09-29 Ald Vacuum Technologies Gmbh Gebinde zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zu seiner Herstellung
US8502009B2 (en) 2008-11-26 2013-08-06 Ald Vacuum Technologies Gmbh Matrix material comprising graphite and an inorganic binder suited for final disposal of radioactive waste, a process for producing the same and its processing and use

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4900500A (en) * 1987-01-20 1990-02-13 Isolyser Co., Inc. Point-of-use infectious waste disposal system
US5360632A (en) * 1993-08-10 1994-11-01 Phillips Petroleum Company Reduced leaching of arsenic and/or mercury from solid wastes
US5569153A (en) * 1995-03-01 1996-10-29 Southwest Research Institute Method of immobilizing toxic waste materials and resultant products
US6010444A (en) * 1997-09-05 2000-01-04 Isolyser Company, Inc. Infectious waste containment system
US6017595A (en) * 1997-09-15 2000-01-25 Brenot; Stephen E. Structural building materials or articles obtained from a composite including polymeric materials, solid waste material, and reinforcing materials
JP2003502623A (ja) * 1999-06-14 2003-01-21 パウル・シェラー・インスティトゥート 放射性物質の廃棄物処理
KR20030064033A (ko) * 2002-01-25 2003-07-31 주식회사 시스텍 중수형 원자력발전소 핵연료폐기물용 저장용기
CN110095802B (zh) * 2018-01-31 2022-07-29 中国辐射防护研究院 一种模拟研究放射性固体废物处置过程中氢气产生的方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2756700A1 (de) * 1976-12-21 1978-06-22 Asea Ab Verfahren zur einschliessung von radioaktivem abfall
DE2917437A1 (de) * 1979-04-28 1980-11-06 Nukem Gmbh Verfahren zur konditionierung von radioaktiven und toxischen abfaellen
DE2942092A1 (de) * 1979-10-18 1981-04-30 Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen Vorrichtung fuer die aufbewahrung von radioaktiven abfallstoffen, insbesondere von bestrahlten kernreaktorbrennelementen

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4167491A (en) * 1973-11-29 1979-09-11 Nuclear Engineering Company Radioactive waste disposal
SE414976B (sv) * 1977-12-20 1980-08-25 Af Segerstad Peder Hard List for montering av en affisch
ZA786514B (en) * 1978-11-09 1980-07-30 Litovitz T Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby
US4328423A (en) * 1980-04-23 1982-05-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Canister arrangement for storing radioactive waste

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2756700A1 (de) * 1976-12-21 1978-06-22 Asea Ab Verfahren zur einschliessung von radioaktivem abfall
DE2917437A1 (de) * 1979-04-28 1980-11-06 Nukem Gmbh Verfahren zur konditionierung von radioaktiven und toxischen abfaellen
DE2942092A1 (de) * 1979-10-18 1981-04-30 Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen Vorrichtung fuer die aufbewahrung von radioaktiven abfallstoffen, insbesondere von bestrahlten kernreaktorbrennelementen

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3313251A1 (de) * 1983-04-13 1984-10-25 Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur endlagerung von kugelfoermigen brennelementen
WO2010052321A1 (de) 2008-11-10 2010-05-14 Ald Vacuum Technologies Gmbh Matrixmaterial aus graphit und anorganischen bindemitteln geeignet zur endlagerung von radioaktiven abfällen, verfahren zu dessen herstellung, dessen verarbeitung und verwendung
DE102009044963A9 (de) * 2008-11-10 2010-12-16 Ald Vacuum Technologies Gmbh Blöcke aus Graphit-Matrix mit anorganischem Bindemittel geeignet zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zur Herstellung derselben
DE102009044963B4 (de) * 2008-11-10 2011-06-22 ALD Vacuum Technologies GmbH, 63450 Blöcke aus Graphit-Matrix mit anorganischem Bindemittel geeignet zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zur Herstellung derselben
US8502009B2 (en) 2008-11-26 2013-08-06 Ald Vacuum Technologies Gmbh Matrix material comprising graphite and an inorganic binder suited for final disposal of radioactive waste, a process for producing the same and its processing and use
DE102010003289A1 (de) * 2010-03-25 2011-09-29 Ald Vacuum Technologies Gmbh Gebinde zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zu seiner Herstellung
DE102010003289B4 (de) * 2010-03-25 2017-08-24 Ald Vacuum Technologies Gmbh Gebinde zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zu seiner Herstellung

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JPS58131598A (ja) 1983-08-05
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ES517241A0 (es) 1984-05-16

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