DE3513692C2 - - Google Patents
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Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Herstellen endlager
fähiger Gebinde mit radioaktiven Abfällen durch Einfüllen der
mit Zement versetzten Abfälle in Behälter unter Berücksichti
gung einer Strahlenabschirmung, bei dem die Gebinde in minde
stens zwei Stufen mit konzentrisch zueinander liegenden Teil
mengen gefüllt werden, wobei die Außenseite der Teilmengen mit
dünnwandigen Hohlkörpern begrenzt wird, die ineinander geschach
telt und über Distanzstücke aneinander abgestützt werden.
Sie richtet sich ferner auf Gebinde, die nach diesem Verfahren
hergestellt sind.
Die Strahlenabschirmung hat man bei Abfällen unterschiedlicher
Aktivitätshöhe bisher durch eine verschieden dicke Ausbildung
der Wandstärke von Betonbehältern berücksichtigt, die zur Auf
nahme der Abfälle dienen, wie in dem Aufsatz "Some Techniques
for the Solidification of radioactive Wastes in Concrete" in
der Zeitschrift "Nuclear Technology", Band 32, Januar 1988,
Seiten 30 bis 38, insbesondere Seite 36, dargelegt ist.
Aus der DE-OS 34 39 092 ist auch ein aus einem inneren und einem
äußeren Behälter aufgebauter Doppelcontainer zum Beseitigen
radioaktiver Abfälle bekannt, der in zwei Arbeitsschritten mit
radioaktivem Abfall und mit Zementbrei gefüllt wird. Dabei wird
zunächst der innere Behälter befüllt und in den äußeren Behäl
ter eingesetzt. Anschließend wird der dabei zwischen dem inne
ren und dem äußeren Behälter gebildete Zwischenraum befüllt.
Dabei wird vorausgesetzt, daß die radioaktiven Eigenschaften
der Abfallstoffe im inneren und äußeren Behälter nicht vonein
ander abweichen.
Die Erfindung geht im Vergleich zu dem Bekannten von der
Aufgabe aus, den Aktivitätsinhalt zu steigern, um mehr oder
höheraktive Abfälle bei gleichem Volumen unterbringen zu
können. Als Abfälle kommen dabei insbesondere in wäßriger Form
anfallende Aktivitätsträger in Frage, wie Verdampferkonzentrat,
Filterschlamm, Ionenaustauschersuspensionen usw.
Erfindungsgemäß ist vorgesehen, daß bei den konzentrisch zuein
ander liegenden Teilmengen deren volumenspezifische Aktivität
von Stufe zu Stufe von außen nach in
nen um mindestens den Faktor 2 zunimmt.
Bei der Erfindung wird durch einen gegenüber dem Be
kannten etwas komplexeren Aufbau der Gebinde ein höherer
Aktivitätsinhalt ermöglicht, weil Teilmengen mit einer
volumenspezifisch geringeren Aktivität an der Außensei
te eine Abschirmung für höheraktive Teilmengen bilden,
die mehr im Inneren des Gebindes angeordnet werden.
Radioaktive Abfälle einer gegebenen spezifischen
Radioaktivität können für die Herstellung der äußeren
Teilmengen abgereichert, zum Beispiel durch Ausfällen,
für die innersten Teilmengen dagegen angereichert wer
den. Zur Anreicherung geeignete Verfahren sind be
kannt. Besonders vorteilhaft läßt sich eine unter
schiedliche Radioaktivität der Teilmengen dadurch er
langen, daß die Teilmengen mit unterschiedlichen Er
gebnissen von aufeinander folgenden Schritten eines
Dekontaminationsverfahrens beschickt werden.
Die Teilmengen werden vorzugsweise jeweils zu einem
Würfel geformt, da dieser der Idealform Kugel am näch
sten kommt. Andere Gebindeformen sind ebenfalls möglich.
Im Falle eines Würfels besteht das Gebinde aus einem
inneren Würfel kleinster Kantenlänge und größter spe
zifischer Aktivität, der von mehreren, mindestens
aber einem äußerlich würfelförmigen Körper umschlos
sen wird. Die Wandstärke, die durch den Einschluß ent
steht, muß mindestens der notwendigen Abschirmdicke
entsprechen und zum Beispiel die halbe Kantenlänge
des innersten Würfels betragen. Es ist aber auch mög
lich, kugelförmige Teilmengen konzentrisch anzuord
nen. Ferner sind auch zylindrische Formen wirtschaft
lich einzusetzen, wobei die Stirnflächen der Zylin
der mit ebenen Wänden solcher Stärke versehen werden,
wie die Wandstärke der ineinander geschachtelten
Zylinder ausmacht.
Die Außenseite der Teilmengen kann unabhängig von ihrer
Form vorteilhaft durch dünnwandige Hohlkörper begrenzt
werden, die ineinander geschachtelt und über als
Armierung ausgebildete Distanzstücke aneinander abge
stützt werden. Solche Hohlkörper können aus Kunststoff
bestehen oder aus Metallblechen. Die inneren Hohlkör
per können über Rohre mit der Außenseite des äußer
sten Hohlkörpers verbunden werden, damit Einfüllkanäle
entstehen. Falls eine Entlüftung erforderlich ist,
kann sie vorteilhaft durch ein Rohr bewirkt werden,
das in den innersten Hohlkörper führt und Verbindungs
öffnungen in den Bereich der anderen Hohlkörper auf
weist.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird anhand der
Zeichnung ein Ausführungsbeispiel beschrieben. Dabei
zeigt die
Fig. 1 schematisch eine Anlage zur Ausübung
des erfindungsgemäßen Verfahrens, die
Fig. 2 eine perspektivische, vereinfachte Darstellung eines er
findungsgemäßen Gebindes, und die
Fig. 3 und 4 sind
zwei zueinander senkrechte Darstellungen des Gebindes
mit weiteren Einzelheiten.
Die in Fig. 1 dargestellte Anlage umfaßt einen ersten
Behälter 1, in dem Verdampferkonzentrat gesammelt wird.
Das Verdampferkonzentrat kann dort zum Beispiel durch
chemische Behandlung, wie Ausfällen und/oder auch
Flockenbildung vorbehandelt werden. Es gelangt dann
über eine Leitung 2 in einen Dekanter 3.
Ein weiterer Behälter 5 enthält Filterkonzentrat. Hier
bei handelt es sich um Filterschlämme. Die Filterkon
zentrate können über eine Leitung 6 ebenfalls in den
Dekanter 3 gegeben werden. Eine andere Möglichkeit ist
mit der gestrichelt gezeichneten Leitung 7 angedeutet,
mit der die Filterkonzentrate in eine Flüssigkeitslei
tung 8 eingespeist werden, die vom Dekanter 3 zu einem
Eindicker 10 führt.
Der Eindicker 10 ist im wesentlichen ein Eindampf
behälter, in dem durch Einspeisen oder Nachspeisen
von dekontaminierter Rohlauge ein für eine spätere
Zementierung geringstmögliches Flüssigkeitsvolumen
hergestellt wird. Der Eindicker 10 ist über eine Lei
tung 11 mit einer Zementiereinrichtung 12 verbunden.
Der Feststoffaustrag des Dekanters, der die höher mit
Radioaktivität angereicherte Substanzen enthält, ge
langt über eine Falleitung 14 in einen Schlammbehälter
15. Der Feuchtigkeitsgehalt des Schlammes kann zum
Beispiel bei 50% liegen. Aus dem Schlammbehälter 15
wird der Feststoff über eine Leitung 16 in die Lei
tung 11 zur Zementiereinrichtung 12 geführt.
Die Zementiereinrichtung 12 arbeitet vorzugsweise
kontinuierlich im Durchlauf. Sie bewirkt mit einer
Mischschnecke eine innige Durchmischung der flüssig
keitshaltigen, radioaktiven Abfälle mit Zement,
der aus einem Silo zugeführt wird und dem erforder
lichenfalls Zuschlagstoffe, Abbindebeschleuniger
oder -verzögerer zugesetzt werden können. Diese
können jedoch auch in flüssiger Form dem Konzentrat
zugesetzt werden. Der Auslaß 18 der Zementierein
richtung 12, der mit einer Dickstoffpumpe ausgerüstet
sein kann, führt in die nach der Erfindung herge
stellten Gebinde 20.
Die Gebinde 20 können beispielhaft, wie Fig. 2 zeigt,
aus vier konzentrisch zueinander angeordneten Wür
feln 21, 22, 23 und 24 bestehen. Die Kantenlänge
der Würfel richtet sich nach deren Aktivitätsinven
tar. Die Kantenlänge des äußersten Würfels 24 beträgt
bei diesem Ausführungsbeispiel 2 m, die des innersten
Würfels 21 50 cm. Die Würfel 22 und 23 haben Kanten
längen von 1 m bzw. 1,50 m, so daß die Würfel 22, 23
und 24 bei diesem Beispiel gleiche Wandstärken von
je 25 cm aufweisen.
Die Würfel werden, wie die Fig. 3 und 4 zeigen, mit
Hilfe von dünnwandigen Blechen 25 aufgebaut, die die
äußeren Begrenzungen der Würfel 21 bis 24 bilden. Die
Zwischenräume 27, 28 und 29 sind mit den nur ange
deuteten Armierungen 30 versehen, die für eine
selbsttragende Ausbildung erforderlich sind. Die
Armierungen können gleichzeitig die Distanzierung
zwischen den Blechen 25 bilden.
Durch die an der Oberseite gelegenen Bleche 25 führen
je zwei Rohre 32 in den Zwischenraum 29, die von der
Oberfläche 33 der Blechhülle 24 ausgehen. Zwei wei
tere Rohre 34 führen von der Oberfläche 33 in den Zwi
schenraum 28 und wiederum zwei weitere Rohre 35 füh
ren in den Zwischenraum 27. Die Rohre dienen als
Tauchrohre zur steigenden Befüllung der einzelnen Wür
fel ohne Lufteinschluß. Zur Entlüftung ist dagegen
für alle Teilmengen ein gemeinsames Rohr 37 vorhan
den, das von der Oberseite des Würfels 21 vertikal
nach oben verläuft und an die Hohlräume 27, 28 und
29 mit Entlüftungsöffnungen 40, 41 und 42 angeschlos
sen ist. Auf das Rohr 37 kann ein Rohrstutzen 43 auf
gesetzt werden, der als Steigtrichter für die inner
ste Kammer mit der Wandung 21 dient. Ähnliche Steig
trichter können aber auch auf die Rohre 32, 34 und
35 aufgesetzt werden.
Die Fig. 4 zeigt, daß die Füllrohre 32, 34, 35 und 37
gleichmäßig über die Oberseite 33 des Gebindes 20
verteilt sind. Außerdem wird daraus ersichtlich, daß
die Ecken 45 des Gebindes mit sogenannten "Iso-Ecken"
verstärkt sind, damit dort handelsübliche Anschlag
werkzeuge zum Anheben der Gebinde 20 angesetzt wer
den können.
Die Füllung des Gebindes 20 erfolgt mit einem mit Ze
ment angerührten Abfall unterschiedlicher Aktivität.
Für die Außenlage des Gebindes 20, d. h. für den Zwi
schenraum 29, wird der schwachaktive Salzfrachtklar
lauf aus dem Eindicker 10 benutzt, der zur Volumenver
ringerung noch eingedickt ist. Er bildet in diesem
Beispiel mit einer spezifischen Aktivität von
ca. 2 mCi/m3 ein spezifisches Volumen von 4,6 m3.
In den Zwischenraum 28 kommt in erster Linie Filter
konzentrat aus dem Behälter 5. Seine spezifische Ak
tivität beträgt beispielhaft ca. 0,1 Ci/m3. Das spe
zielle Volumen von 2,4 m3 enthält damit 0,24 Ci.
In die dritte Kammer 27 wird zum Beispiel der Fäll
schlamm des Dekanters 3 aus dem Schlammbehälter 15 ein
gespeist. Zusätzlich können die Reaktorwasserreinigungs
harze gegebenenfalls über die Leitung 7 eingegeben
werden. Hier beträgt die zulässige spezifische Akti
vität zum Beispiel ca. 10 Ci/m3. Das Volumen der Kam
mer 27 beträgt 0,875 m3, so daß ein Aktivitätsinven
tar von ca. 10 Ci untergebracht werden kann.
Der innerste Würfel 21 hat zwar nur ein spezifisches
Volumen von 0,125 m3. Er kann jedoch mit einer mög
lichen spezifischen Aktivität von ca. 500 Ci/m3 ge
füllt werden, so daß in diesem kleinen Raum ca. 50 Ci
aufgenommen werden. Die gesamte Aktivität des Gebin
des 20 beträgt somit ca. 70 Ci, ohne daß an der Außen
seite die zulässige Dosisleistung von zum Beispiel
200 mrem/h und 10 mrem/h in zwei Meter Abstand von
dem Gebinde 20 überschritten wird. Die Aktivitäts
inhalte sind im Vergleich zur Dosisleistung noch nuklid
abhängig. Das Gesamtgewicht des Gebindes 20 beträgt
etwa 20 t, das gleichzeitig für die Maßbegrenzung
mitbestimmend ist.
Claims (11)
1. Verfahren zum Herstellen endlagerfähiger Gebinde mit radio
aktiven Abfällen
- a) durch Einfüllen der mit Zement versetzten Abfälle in Behäl ter (21 bis 24) unter Berücksichtigung einer Strahlen abschirmung,
- b) bei dem die Gebinde (20) in mindestens zwei Stufen mit
konzentrisch zueinander liegenden Teilmengen (27, 28, 29)
gefüllt werden,
- c1) wobei die Außenseite der Teilmengen (27, 28, 29) mit dünnwandigen Hohlkörpern (21 bis 24) begrenzt wird,
- c2) die ineinander geschachtelt und
- c3) über Distanzstücke (30) aneinander abgestützt werden,
dadurch gekennzeichnet,
- d) daß bei den konzentrisch zueinander liegenden Teilmengen (27, 28, 29) deren volumenspezifische Aktivität von Stufe zu Stufe von außen nach innen um mindestens den Faktor 2 zunimmt.
2. Verfahren nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die radio
aktiven Abfälle für die äußeren Teilmengen (28, 29) abgereichert,
für die innersten Teilmengen (27) dagegen angereichert werden.
3. Verfahren nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die Teil
mengen (27, 28, 29) mit unterschiedlichen Ergebnissen von
aufeinander folgenden Schritten eines Dekontaminationsverfahrens
beschickt werden.
4. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 3,
dadurch gekennzeichnet, daß die Teil
mengen (27, 28, 29) jeweils zu einem Würfel (21 bis 24) geformt
werden.
5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4,
dadurch gekennzeichnet, daß die Distanz
stücke (30) gleichzeitig die Armierung zur Erhöhung der Gebinde
festigkeit bilden.
6. Verfahren nach Anspruch 5,
dadurch gekennzeichnet, daß die Hohl
körper (21 bis 24) über verschließbare Rohre (32, 34, 35, 37)
mit der Außenseite des äußersten Hohlkörpers (24) verbunden
werden.
7. Verfahren nach Anspruch 6,
dadurch gekennzeichnet, daß die Hohl
körper (21 bis 24) über das Rohr (37) des innersten Hohlkörpers
(21) entlüftet werden.
8. Mit dem Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7
hergestelltes Gebinde, dadurch gekennzeich
net, daß die Abmessungen der Teilmengen (27, 28, 29) durch
Distanzstücke bestimmt sind, die als Armierung (30) für eine
erhöhte Gebindefestigkeit dienen.
9. Gebinde nach Anspruch 8,
dadurch gekennzeichnet, daß die Teil
mengen von Hohlkörpern (21 bis 24) aus Blech (25) begrenzt
werden, in die Rohre (32, 34, 35, 37) ragen.
10. Gebinde nach Anspruch 9,
dadurch gekennzeichnet, daß die Ecken
(45) der Hohlkörper (21 bis 24) verstärkt sind.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19853513692 DE3513692A1 (de) | 1985-04-16 | 1985-04-16 | Verfahren zum herstellen endlagerfaehiger gebinde mit radioaktiven abfaellen und nach diesem verfahren hergestellte gebinde |
JP61084029A JPS61239199A (ja) | 1985-04-16 | 1986-04-11 | 放射性廃棄物の永久貯蔵用結合物の製造方法 |
US06/852,132 US4749520A (en) | 1985-04-16 | 1986-04-15 | Method for producing casks capable of ultimate storage with radioactive waste, and cask produced in accordance with this method |
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Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
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Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3702319A1 (de) * | 1987-01-27 | 1988-08-04 | Siempelkamp Gmbh & Co | Verfahren und endlagerbehaelter zum entsorgen von einschmelzbaren radioaktiv kontaminierten und/oder aktivierten materialien |
JPH0365957A (ja) * | 1989-08-04 | 1991-03-20 | Tomoegawa Paper Co Ltd | 静電記録体 |
EP0566960A2 (de) * | 1992-04-22 | 1993-10-27 | Siemens Aktiengesellschaft | Zerkleinern und Verpacken von Brennelement-Kästen oder ähnlichen Kernreaktor-Strukturelementen |
DE10052735A1 (de) * | 2000-10-25 | 2002-05-23 | Siemens Nuclear Power Gmbh | Verfahren zur Behandlung von nuklearem Abfall aus einer kerntechnischen Anlage und Transport- und/oder Lagerbehälter für derartigen Abfall |
SE526935C2 (sv) * | 2003-12-30 | 2005-11-22 | Oyster Internat Nv C O H B Man | Behållaranordning för förvaring av riskmaterial, i synnerhet för slutförvaring av kärnbränsle, och sätt för dess framställning |
EP2293114B1 (de) * | 2009-09-02 | 2017-09-06 | 3833364 Canada Inc. (operating as DETEC) | Neutronenenergiespektrometer |
US8995604B2 (en) * | 2009-11-05 | 2015-03-31 | Holtec International, Inc. | System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials |
JP2013213697A (ja) * | 2012-03-30 | 2013-10-17 | Ihi Corp | 地殻様組成体及び地殻様組成体の製造方法 |
JP5965237B2 (ja) * | 2012-07-26 | 2016-08-03 | 鹿島建設株式会社 | 輸送・保管容器 |
JP6159167B2 (ja) * | 2013-06-24 | 2017-07-05 | 日本原子力発電株式会社 | 放射性廃棄物収納用遮蔽容器 |
JP2018112554A (ja) * | 2018-02-07 | 2018-07-19 | Next Innovation合同会社 | 地殻様組成体の製造方法 |
JP2018112553A (ja) * | 2018-02-07 | 2018-07-19 | Next Innovation合同会社 | 地殻様組成体の製造方法 |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3731101A (en) * | 1971-04-14 | 1973-05-01 | Nl Industries Inc | Shipping container for radioactive material |
US3749917A (en) * | 1971-05-12 | 1973-07-31 | H Kucherer | Device for encapsulating a radioactive resin-water slurry |
US4187433A (en) * | 1977-08-05 | 1980-02-05 | Automation Industries, Inc. | High density fuel storage rack |
US4229316A (en) * | 1978-02-03 | 1980-10-21 | Steag Kernenergie Gmbh | Device for the storage or disposal of radioactive wastes |
US4257912A (en) * | 1978-06-12 | 1981-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Concrete encapsulation for spent nuclear fuel storage |
US4292528A (en) * | 1979-06-21 | 1981-09-29 | The Carborundum Company | Cask for radioactive material and method for preventing release of neutrons from radioactive material |
DE3028040C2 (de) * | 1980-07-24 | 1984-08-23 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Anordnung zur Lagerung von radioaktiven Abfallflüssigkeiten |
US4399366A (en) * | 1981-04-24 | 1983-08-16 | Bucholz James A | Separator assembly for use in spent nuclear fuel shipping cask |
US4430256A (en) * | 1981-07-06 | 1984-02-07 | Roy Rustum | Reverse thermodynamic chemical barrier for nuclear waste over-pack or backfill |
EP0116036A1 (de) * | 1982-07-28 | 1984-08-22 | VAN KAMPEN, Joseph | Verfahren zum lagern von abfallstoffen |
JPS5985999A (ja) * | 1982-11-08 | 1984-05-18 | 秩父セメント株式会社 | 多重型容器およびその製造方法 |
US4535250A (en) * | 1984-05-30 | 1985-08-13 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Container for radioactive materials |
DE3439092A1 (de) * | 1984-10-25 | 1986-04-30 | Uwe Ing.(grad.) 6458 Rodenbach Grahmann | Radioaktive doppelgrosscontainer als endlagerungsfaehige abfallgebinde |
-
1985
- 1985-04-16 DE DE19853513692 patent/DE3513692A1/de active Granted
-
1986
- 1986-04-11 JP JP61084029A patent/JPS61239199A/ja active Pending
- 1986-04-15 US US06/852,132 patent/US4749520A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE3513692A1 (de) | 1986-10-30 |
US4749520A (en) | 1988-06-07 |
JPS61239199A (ja) | 1986-10-24 |
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