DE3513692C2 - - Google Patents

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    • 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
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    • GPHYSICS
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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.
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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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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

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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