DE3731848A1

DE3731848A1 - Verfahren zur einkapselung von abfallstoffen

Info

Publication number: DE3731848A1
Application number: DE19873731848
Authority: DE
Inventors: Erfinder Wird Nachtraeglich Benannt Der
Original assignee: Australian Nuclear Science and Technology Organization
Current assignee: Australian Nuclear Science and Technology Organization
Priority date: 1986-09-30
Filing date: 1987-09-22
Publication date: 1988-04-14

Description

Die Erfindung betrifft die Einkapselung von radioaktiven Produkten wie z. B. unbehandelten verbrauchten Kernbrenn stoff oder stark radioaktives nukleares Röstgut bzw. Kalzinierungsprodukte.

Hochradioaktiver Abfall ist normalerweise in Form einer Lösung des Abfalls vorhanden. Diese Lösung kann bei einer Temperatur von 600°C bis 800°C kalziniert werden, um den Abfall in Pulverform zu erhalten. Der Abfall muß sicher in einem System eingeschlossen werden, das korrosions- und hitzebeständig ist und einen Kontakt des Abfalls mit Grund wasser verhindert, so daß die Gefahr einer Kontaminierung von Grundwasser aufgrund von Auslaugung oder Leckage vermieden wird.

Als andere Möglichkeit könnten abgebrannte Kernbrenn stäbe einfach in einem sicheren Behältersystem gelagert werden.

Verschiedene frühere Vorschläge mit Bezug auf die sichere Lagerung von Kernabfall wurden veröffentlicht. Ein Vor schlag besteht darin, den Abfall als Nebenbestandteil einer Kunststeinmatrix festzulegen, die aus mineralen Zwischenstoffbestandteilen und dem Abfall in Pulverform hergestellt wird. Die Matrix wird unter Hochtemperatur- und Hochdruckbedingungen, die mehrere Stunden aufrecht erhalten werden, hergestellt. Geeignete Kunststeinstruk turen wurden von A. E. Ringwood und anderen veröffentlicht, z. B. in:
Nature März 1979,
Europäische Patentanmeldung 79 301 382.2,
US-Patentanmeldung 124 953.

Die Technologien zur Herstellung von Kunststein, der das hochaktive Abfallmaterial einschließt, umfassen heiße isostatische Druckprozesse (z. B. europäisches Patent 0 044 381, übertragen auf ASEA) und heiße uniaxiale Pro zesse (z. B. australische Patentanmeldung 18 163/83 und das entsprechende US-Patent 46 45 624, übertragen auf die obige Anmelderin).

Eine andere Veröffentlichung von ASEA (vgl. US-PS 42 09 420) betrifft einen vorgeschlagenen Prozeß, bei dem ein Keramikkanister (gebildet durch isostati sches Heißpressen) mit unbehandeltem verbrauchtem Kernbrennstoffabfall gefüllt und ein Deckel aufgesetzt wird. Eine gasdichte Metallumhüllung wird um den Kanister angeordnet. Isostatisches Heißpressen bei sehr hohem Druck wird für das Verbinden des Deckels mit dem Kanister körper beschrieben.

Ein anderer Vorschlag zur Lagerung von Nuklearbrennstoff wurde in einer Veröffentlichung mit dem Titel "Final Storage of Spent Nuclear Fuel" der Swedish Nuclear Fuel Supply Company (KBS Division) gemacht. Ein massiver Kupferkanister mit relativ dicken Wänden nimmt verbrauchte Kernbrennstäbe auf, und die Leerräume um die Stäbe und in dem Kanister werden mit Kupferpulver gefüllt. Ein Deckel wird aufgesetzt und der Kanister in einem dick wandigen Behälter angeordnet. Eine Evakuierung von Luft aus dem Inneren des Kanisters wird durchgeführt, und der äußere Behälter kann dann verschlossen und einer isostatischen Heißpressung, typischerweise bei einer Temperatur von 500°C und einem sehr hohen Preßdruck von 150 MPa, zugeführt werden. Der sehr hohe Druck ist nötig, um den Deckel mit dem Behälter durch Sintern zu verbinden.

Bei den in den zwei vorherigen Absätzen beschriebenen Verfahren bestehen allgemeine Zweifel an der Anwendbar keit, sowohl was die Durchführbarkeit als auch die Sicherheit betrifft, insbesondere wegen der erforder lichen sehr hohen Drücke.

Ein weiterer Vorschlag besteht darin, den unbearbeiteten, abgebrannten Kernbrennstoff in einer dichten graphit nickelsulfidgebundenen Matrix einzuschließen. Es scheint, daß eine Matrix bei etwa 500°C ausgebildet werden kann, aber es ist fraglich, ob die Matrix zur Langzeitlagerung als sicher angesehen werden kann, aufgrund der ihr eigenen spröden Eigenschaften mit den damit verbundenen Risiken des Bruchs und es Auslaugens der radioaktiven Bestand teile durch Grundwasser. Des weiteren scheint die Lang zeitstabilität der Matrix im Hinblick auf die Beständig keit gegen Auslaugen nicht gegeben zu sein.

Dementsprechend hat es über eine Dauer von mehreren Jahren intensive Forschungen mit beträchtlichen Kosten bezüglich vieler verschiedener Arten von Systemen zur sicheren Fest legung radioaktiven Abfalls zur Lagerung gegeben. Im Hin blick auf die Schaffung eines Systems mit kommerzieller Attraktivität bei gleichzeitiger akzeptabler Sicherheit und dem Einsatz auf einer Langzeitbasis, wurde die vor liegende Erfindung entwickelt und schafft neue und brauch bare Alternativen zu den bislang veröffentlichten Vor schlägen.

Entsprechend einem ersten Gesichtpunkt der vorliegenden Erfindung wird ein Verfahren zur Festlegung eines Abfall materials geschaffen mit den Schritten:

a) Bereitstellen eines ersten Metallbehälters aus einem Metall, welches hohe Korrosionsbeständigkeit und ausreichende Festigkeit bei den verwendeten Verfahrens temperaturen hat;
b) Füllen des ersten Behälters mit dem Abfallmaterial oder eine Kombination des Abfallmaterials mit einem pul verförmigen Schutzmaterial, welches ein Keramikpulver oder ein Metallpulver aus einem Metall hoher Korrosions beständigkeit ist, wobei das Keramikpulver oder Metall pulver derart sind, daß das Abfallmaterial darin ver teilt und festgelegt werden kann;
c) weitgehendes Evakuieren und Verschließen des ersten Behälters;
d) Anordnen des ersten Behälters in einem äußeren Be hälter und Einführen eines pulverförmigen Schutzmaterials derart, daß es den ersten Behälter in dem äußeren Behäl ter abstützt und im Abstand von dessen Wänden hält, wobei das pulverförmige Schutzmaterial ein Keramikpulver oder ein Metallpulver ist;
e) weitgehendes Evakuieren und Verschließen des äußeren Behälters, und
f) Erhitzen der Behälter und ihres Inhaltes auf eine erhöhte Temperatur und Anwenden von äußerem Druck, wobei die Temperatur und der Druck derart gewählt sind, daß das Abfallmaterial in einer dichten festen Matrix des Keramikpulvers oder Metallpulvers gebunden wird und eine dichte Schutzumhüllung gebildet wird von dem ersten Behälter, dem äußeren Behälter und einer zwischen diesen aus dem pulverförmigen Schutzmaterial gebildeten festen dichten Matrix.

Die Erfindung ist besonders dann bedeutsam, wenn das Abfallmaterial aus einem hochradioaktiven nuklearen Kalzinierungsprodukt oder unbehandelten verbrauchten Kernbrennstäben besteht.

Ein Erhitzen bis auf mindestens teilweise das Temperatur niveau, das für die Verpressung erforderlich ist, kann als vorbereitender Schritt in einer separaten Vorrichtung wie z. B. einem kontinuierlichen Vorwärmofen durchgeführt werden.

Das Verfahren kann vorteilhafterweise bei Drücken in der Größenordnung von 20 MPa, z. B. 20-25 MPa, durchgeführt werden.

Vorzugsweise ist der erste Metallbehälter im wesent lichen zylindrisch und hat eine Basis und Seitenwände mit einer balgartigen Wellung oder Wendelung, damit der Behälter während des Verfahrens im wesentlichen durch axiale Verkürzung und mit relativ geringer radialer Dimensionsänderung oder Verzerrung komprimiert werden kann.

Vorzugsweise ist der äußere Behälter im wesentlichen zylindrisch mit einer zylindrischen Seitenwand, die eine balgartige Wellung oder Wendelung aufweist.

Überraschenderweise kann eine wirksame Einkapselung von Abfallstoffen erzielt werden, wenn der äußere Druck in Form eines isostatischen Heißpreßverfahrens aufgebracht wird, wobei überraschend niedrige Tempera turen und Drücke verwendet werden können, jedenfalls bei den bevorzugten Ausführungsformen des Verfahrens.

Bei einer bevorzugten Ausführungsform besteht das Metall pulver aus Kupfer oder einer Kupferverbindung, die ein Fließverhalten zeigt, durch welches eine hochkorrosions beständige und sichere Hülle um das Abfallmaterial ge formt wird bei Anwendung von isostatischen Drücken von etwa 20 MPa und einer Temperatur von etwa 800°C, die für etwa 1 Std. angewendet werden bei kommerziellem Preßgut, z. B. in der Größenordnung von 800 mm Durchmesser und Anfangslänge von ca. 1800 mm.

Eine besonders bedeutsame Ausführungsform der Er findung besteht aus einem Verfahren zum Festlegen von nuklearem Abfallmaterial mit den Verfahrens schritten:

a) Bereitstellen eines relativ dünnwandigen ersten Metallbehälters aus einer Metallegierung (wie z. B. Inconel 601) von hoher Korrosionsbeständigkeit, wobei der erste Behälter so geformt und dimensioniert ist, daß er unter den angewendeten Verfahrenstemperaturen und -drücken verformbar ist;
b) Füllen des ersten Behälters mit dem nuklearen Ab fallmaterial und einem metallischen pulverförmigen Schutzmaterial, welches aus Kupfer oder einer Kupfer legierung hoher Korrosionsbeständigkeit besteht;
c) weitgehendes Evakuieren und Verschließen des ersten Behälters;
d) Anordnen des ersten Behälters in einem relativ dünnwandigen äußeren Behälter aus einer Legierung (z. B. Inconel 601) mit hoher Korrosionsbeständigkeit und Anordnung von weiterem pulverförmigem Schutz material derart, daß es den Zwischenraum zwischen dem ersten Behälter und dem äußeren Behälter ausfüllt und die Behälter auf Abstand hält, wobei das pulverförmige Schutzmaterial aus Kupfer oder einer Kupferlegierung hoher Korrosionsbeständigkeit besteht;
e) Verschließen des äußeren Behälters und
f) Erhitzen der Behälter und ihres Inhaltes auf eine erhöhte Temperatur sowie Ausüben einer isostatischen Heißpressung in einem Preßofen, wobei die Temperatur und der Druck so gewählt sind, daß die Behälter aus reichende Festigkeit behalten, um ihre Einschließfunktion für den nuklearen Abfall während des Verfahrens beizu behalten und unter dem angewendeten Druck ein Fließen des pulverförmigen Schutzmaterials zu ermöglichen derart, daß dieses eine feste dichte Matrix bildet, die das nu kleare Abfallmaterial einschließt.

Es wurde in vorteilhafter Weise gefunden, daß die Erfin dung bei Drücken von etwa 15-30 MPa und vorzugsweise etwa 20 MPa durchgeführt werden kann und daß Temperaturen im Bereich von 800-850°C als wirksam betrachtet werden können.

Vorzugsweise wird die Erfindung durchgeführt unter Ver wendung von Behältern aus korrosionsbeständigem Metall mit relativ dünnen Wänden in der Größenordnung von 3 mm Dicke, und bei einer solchen Wanddicke können Verpressungen mit kommerziellen Abmessungen in der Größenordnung von 800 mm Durchmesser und Anfangslänge von 1800 mm durchgeführt werden. Der Zwischenraum zwischen dem inneren und äußeren Behälter ist um mindestens eine Größenordnung größer als die Wanddicken des ersten Behälters und des äußeren Behälters und typischerweise in der Größenordnung von 75 mm. Bei dieser Ausführungs form der Erfindung erhält man eine dichte Kupfermatrix, die das nukleare Abfallmaterial umgibt, wobei die dichte Kupferumhüllung mindestens 75 mm dick ist und somit eine außerordentlich sichere Langzeitumschließung bildet.

Besonders bevorzugt ist es, wenn der erste Behälter und der äußere Behälter jeweils starre ebene Stirnwände sowie mit einer balgartigen Wellung oder Wendelung versehene zylindrische Seitenwände aufweisen. Diese Anordnung er leichtert eine fortschreitende Kompression und insbe sondere ein axiales Zusammendrücken während des Preß schrittes.

Von großer Bedeutung ist der relativ niedrige Arbeits druck im Vergleich zu den Vorschlägen nach dem Stand der Technik, die Drücke im Bereich von 150 MPa erfordern, um den Hauptbehälter zu deformieren und den Deckel mit dem Behälter zu verbinden. Ausführungsformen der Erfindung können ganz wesentlich die Hauptprobleme verringern, die sich bei der sicheren Unterbringung der Vorrichtung in einer aktiven Zelle ergeben. Da die Drücke niedriger sind, ist die Auslegung der Abdichtungsanordnungen we sentlich einfacher, und Bedienung und Instandsetzung mittels ferngesteuerter Einrichtungen dürfte ohne weiteres möglich sein.

Somit ergibt sich bei Verwendung der erfindungsgemäßen Ausführungsformen ein brauchbares und wirksames System, welches für den Umgang mit radioaktivem Abfall in einer aktiven Zelle ausgelgt werden kann und eine Einkapselung ergibt, die eine hohe Beständigkeit gegen Entweichen des Abfallstoffes über sehr lange Lagerzeiten aufweist.

Eine wichtige Anwendung der Erfindung betrifft die Ein kapselung von verbrauchten Kernbrennstäben, die gerade oder spiralförmig gewickelt sind. Die Brennstäbe werden in dem inneren Behälter angeordnet und mit dem Pulver umgeben, und es wurde gefunden, daß durch Verwendung von Kupferpulver schon bei niedrigen Temperaturen im Be reich von 800°C ein wirksames Fließen des Metalls und eine Einkapselung erzielt werden können. Ferner wird der innere Behälter aufgrund der ihn umgebenden Hüllen struktur in hohem Maße verstärkt und bietet eine sehr sichere Einschließungsstruktur sowohl während des Ein kapselungsprozesses als auch für die anschließende Lagerung.

Vorzugsweise wird bei dem Verfahren eine Abgas- und Staubfilterverbindung zu dem inneren Behälter ver wendet, um das Evakuieren des inneren Behälters durch das Abgassystem und Filter vor dem Verschließen der Abgasleitung zu erleichtern.

Vorzugsweise wird eine ähnliche Anordnung auch für den äußeren Behälter vorgesehen, wodurch der äußere Behälter vor dem Heißpressen evakuiert und das Abgasrohr ver schlossen wird.

Ein geeignetes Metall, aus dem der innere und äußere Behälter gebildet werden können, ist Inconel 601, welches hohe Korrosionsbeständigkeit und gute Festigkeit bei hoher Temperatur aufweist.

Eine weitere Anwendung betrifft den Fall, bei dem das Abfallmaterial aus einem hochradioaktiven Kalzinierungs- Abfallprodukt besteht.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird nun anhand der Zeichnungen erläutert, die jeweils schematische Schnitte zur Veranschaulichung der einzelnen Verfahrensschritte zeigt:

Fig. 1A zeigt das Füllen des inneren Behälters, wobei das Abfallmaterial aus verbrauchten Kernbrenn stäben besteht;

Fig. 1B zeigt eine Alternative, bei der kleinteiliges Abfallmaterial verwendet wird;

Fig. 2 zeigt das Evakuieren und Verschließen des inneren Behälters,

Fig. 3 zeigt das Anordnen des inneren Behälters in einem äußeren Behälter;

Fig. 4 zeigt das Evakuieren und Verschließen des äußeren Behälters,

Fig. 5 zeigt das isostatische Heißpressen der Behälter kombination;

Fig. 6 zeigt die durch das isostatische Heißpressen er haltene Kombination.

Bei dem Verfahren wird ein balgförmiger innerer Behäl ter 110 aus Inconel 601 von zylindrischer Form mit einer gewellten balgartigen Umfangswand und starren Stirnwänden verwendet. Die Bodenwand 111 ist an die balgartige Seiten wand angeschweißt, auf die ein ringförmiger Deckflansch 112 angeschweißt ist. Bei der dargestellten Ausführungs form von Fig. 1A und Fig. 2-6 werden verbrauchte Kern brennstäbe 113 in dem inneren Behälter 110 angeordnet, wobei ein Schutzpulver 110 die Kernbrennstäbe von den Wänden des inneren Behälters 110 und von den benach barten Stäben auf Abstand hält. Bei einer bevorzugten Ausführungsform wird Kupferpulver verwendet und beim Einfüllen wird Vibration ausgeübt, um eine maximale Packungsdichte zu erreichen.

Fig. 1B zeigt eine Alternative, bei der kalzinierter radioaktiver Abfall in Teilchenform in den Behälter eingefüllt oder mit dem Schutzpulver gemischt und dann in den Behälter 110 geschüttet wird. Dieses teilchen förmige radioaktive Material 114 A füllt den Behälter aus.

Gemäß Fig. 2 wird im zweiten Verfahrensschritt ein Deckel 115 auf den oberen Flansch 110 aufgeschweißt, wobei der Deckel im mittleren Bereich ein kurzes nach oben ragendes Evakuierungsrohr 116 aufweist, welches mit der Abströmseite eines Teilchenfilters 117 steht. Bei dem Verfahren wird der Deckel 115 aufge schweißt und der Behälterinnenraum durch das Rohr 116 evakuiert. Das Rohr wird dann zugeschweißt. Der ver schlossene Behälter gelangt dann zum Verfahrensschritt 3 gemäß Fig. 3, bei dem der Behälter in einem ähnlich geformten äußeren Behälter 118 angeordnet wird, wobei ein Schutzpulver 119 (welches vorzugsweise ebenfalls Kupferpulver ist) den inneren Behälter von dem äußeren Behälter trennt. Vorzugsweise wird Kupferpulver in den äußeren Behälter 118 eingeschüttet bis zu einer Höhe etwas unterhalb eines inneren Kragens 124, und dann der innere Behälter 110 in dem Kragen angeordnet. Weiteres Kupferpulver wird dann eingeschüttet, um den Behälter 118 zu füllen, und es wird ebenfalls Vibration angewendet, um eine hohe Packungsdichte zu erreichen. Verbleibende Hohlräume können dann mit weiterem Kupferpulver gefüllt werden, um den Behälter völlig auszufüllen. Aus Fig. 3 erkennt man, daß der innere Behälter 110 auf einem per forierten Stützboden 123 ruht, wobei der Kragen 124 an dessen Oberfläche befestigt ist.

Wie in Fig. 4 dargestellt, wird ein ähnlicher Deckel 120 auf den äußeren Behälter aufgeschweißt und eine Evakuierung durchgeführt durch das Evakuierungsrohr 121, wobei das Gas durch das Teilchenfilter 122 gefiltert wird.

Der letzte Verfahrensschritt ist in Fig. 5 dargestellt. Ein isostatischer Heißpreßofen 125 ist in Fig. 4 schema tisch dargestellt und umfaßt eine starre zylindrische Wand 126, eine starre Oberwand 127 gegen die die zylindri sche Wand abgedichtet ist, und ein abnehmbares Boden stück 128, welches abdichtend gegen die zylindrische Wand angesetzt werden kann, um ein Druckgefäß zu bilden. Eine zylindrische Anordnung von Heizelementen 128 ist in dem Druckgefäß angeordnet, um die Temperatur auf den gewünschten Wert zu erhöhen, und das Druckgefäß hat einen Einlaß für ein inertes Druckgas, der in der Zone 129 angeordnet ist, die den äußeren balgartigen Behälter 118 umgibt.

Vorzugsweise wird der Behälter 118 und sein Inhalt in einem gesonderten Vorwärmofen erwärmt und dann der vorge wärmte Behälter auf dem Bodenstück 128 angeordnet und dann in den isostatischen Preßofen eingeführt. Der Ofen wird dann druckdicht abgedichtet und das Gas in dem Ofen auf die erforderliche Temperatur und den erforderlichen Druck gebracht, z. B. 800°C und 20 MPa. Das Pulver 114 und 119 wird verdichtet und zum Fließen gebracht, so daß es eine dichte Masse bildet, und der innere und äußere Be hälter 110 und 118 werden in einer im wesentlichen uni axialen Weise komprimiert, da die Behälter in Radialrich tung weitgehend steif, in Axialrichtung aber nachgiebig sind. Diese Verfahrensbedingungen werden im wesentlichen 1 Std. lang aufrechterhalten, bis eine einheitliche Struk tur erreicht ist, bei der, in diesem Beispiel, die ver brauchten Brennstäbe in einer dichten Kupferumhüllung sicher eingekapselt sind, zu der auch der innere und äußere Be hälter 110 und 118 aus korrosionsbeständigem Material gehört.

Fig. 6 zeigt die endgültige Behälterkombination nach dem isostatischen Heißpressen. Diese Einheit ist von im wesentlichen zylindrischer Form und geeignet für die Endlagerung in einr sicheren unterirdischen Lager stätte, wobei das Schutzmaterial um den nuklearen Ab fallstoff eine wirksame Umhüllung bildet, die während langer Zeit gegen Zerfall, Korrosion und Auslaugen durch Grundwasser widerstandsfähig ist.

Claims

1. Verfahren zur Festlegung eines Abfallmaterials mit folgenden Verfahrensschritten:

a) Bereitstellen eines ersten Metallbehälters ( 110) aus einem Metall, welches hohe Korrosionsbeständigkeit und aus reichende Festigkeit bei den verwendeten Verfahrenstempera turen hat,
b) Füllen des ersten Behälters (110) mit dem Abfallmate rial (113 ) oder einer Kombination des Abfallmaterials (113) mit einem pulverförmigen Schutzmaterial (114), welches ein Keramikpulver oder ein Metallpulver aus einem Metall hoher Korrosionsbeständigkeit ist, wobei das Keramikpulver oder Metallpulver derart sind, daß das Abfallmaterial darin ver teilt und festgelegt werden kann,
c) weitgehendes Evakuieren und Verschließen des ersten Behälters (110),
d) Anordnen des ersten Behälters (110) in einem äußeren Behälter (118) vor der Anwendung von Wärme und Druck,

gekennzeichnet durch folgende Schritte:

e) Anordnen eines pulverförmigen Schutzmaterials (114) derart, daß es den ersten Behälter (110) in dem äußeren Behälter (118) abstützt und im Abstand von dessen Wänden hält, wobei das Schutzmaterial Keramikpulver oder Metall pulver ist,
f) weitgehendes Evakuieren und Verschließen des äußeren Behälters (118), und
g) Erhitzen der Behälter (110, 118) und ihres Inhaltes auf eine erhöhte Temperatur und Anwenden von äußerem Druck, wobei die Temperatur und der Druck derart gewählt sind, daß das Abfallmaterial (113) in einer dichten festen Matrix des Keramikpulvers oder Metallpulvers gebunden wird und eine dichte Schutzumhüllung gebildet wird von dem ersten Behälter ( 110), dem äußeren Behälter (118) und einer zwischen diesen aus dem pulverförmigen Schutz material gebildeten festen dichten Matrix.

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn zeichnet, daß das Anwenden von äußerem Druck mittels eines isostatischen Verfahrens erfolgt.

3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch ge kennzeichnet, daß ein pulverförmiges Schutz material (114, 119) in dem ersten und zweiten Behälter (110, 118) verwendet wird und aus Kupferpulver besteht.

4. Verfahren zum Festlegen von nuklearem Abfallmaterial mit den Verfahrensschritten:

a) Bereitstellen eines relativ dünnwandigen ersten Metallbehälters (110) aus einer Metallegierung von hoher Korrosionsbeständigkeit, wobei der erste Behälter so ge formt und dimensioniert ist, daß er unter den angewendeten Verfahrenstemperaturen und -drücken verformbar ist,
b) Füllen des ersten Behälters (110) mit dem nuklearen Abfallmaterial (113) und einem metallischen pulverförmigen Schutzmaterial (114), welches aus Kupfer oder einer Kupfer legierung hoher Korrosionsbeständigkeit besteht,
c) weitgehendes Evakuieren und Verschließen des ersten Behälters (110),
d) Anordnen des ersten Behälters (110) in einem relativ dünnwandigen äußeren Behälter (118) aus einer Legierung mit hoher Korrosionsbeständigkeit und An ordnung von weiterem pulverförmigem Schutzmaterial (119) derart, daß es den Zwischenraum zwischen dem ersten Be hälter (110) und dem äußeren Behälter (118) ausfüllt und die Behälter auf Abstand hält, wobei das pulver förmige Schutzmaterial aus Kupfer oder einer Kupfer legierung hoher Korrosionsbeständigkeit besteht,
e) Verschließen des äußeren Behälters mit einem Deckel (120) und
f) Erhitzen der Behälter und ihres Inhaltes auf eine erhöhte Temperatur sowie Ausüben einer isostatischen Heißpressung in einem Preßofen (125), wobei die Tem peratur und der Druck so gewählt sind, daß die Behäl ter (110, 118) ausreichende Festigkeit behalten, um ihre Einschließfunktion für den nuklearen Abfall (113) während des Verfahrens beizubehalten und unter dem angewendeten Druck ein Fließen des pulverförmigen Schutzmaterials (114) zu ermöglichen derart, daß dieses eine feste dichte Matrix bildet, die das nukleare Abfallmaterial (113) ein schließt.

5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der erste Metallbehälter (110) im wesentlichen zylindrisch ist mit einer Basis (111) und balgartig gewellten oder gewendelten Seitenwänden derart, daß der Behälter in dem Verfahren im wesentlichen durch axiale Verkürzung und relativ geringer radialer Dimensionsänderung oder Verzerrung komprimiert ist.

6. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 5, da durch gekennzeichnet, daß der äußere Behälter (118 ) im wesentlichen zylindrisch ist mit einer balgartig gewellten oder gewendelten zylindrischen Seitenwand.

7. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 6, da durch gekennzeichnet, daß das Verfahren bei etwa 800°C und etwa 20 MPa ausgeführt wird.

8. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7, da durch gekennzeichnet, daß die Druckan wendung etwa 1 Std. lang durchgeführt wird und der äußere Behälter Abmessungen in der Größenordnung von 800 mm Durchmesser, 1800 mm Länge und 3 mm Wanddicke hat, wobei der innere Behälter ebenfalls eine Wand dicke in der Größenordnung von 3 mm hat.

9. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Druckanwendung im Bereich von 10-30 MPa und bei einer Temperatur im Bereich von 800-850°C erfolgt.

10. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß der Zwischenraum zwischen dem ersten und zweiten Behäl ter nach dem Verfahren mehr als das 10fache der Wand dicke des ersten und/oder zweiten Behälters beträgt und etwa 10% des Durchmessers des äußeren Behälters beträgt.

11. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß das Ab fallmaterial aus nuklearen Brennstäben (113) besteht, die derart konfiguriert sind, daß sie in dem inneren Behälter (110) angeordnet und von dem aus Metallpulver bestehenden pulverförmigen Schutzmaterial (114) umgeben werden können.