DE3827897C2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- DE3827897C2 DE3827897C2 DE19883827897 DE3827897A DE3827897C2 DE 3827897 C2 DE3827897 C2 DE 3827897C2 DE 19883827897 DE19883827897 DE 19883827897 DE 3827897 A DE3827897 A DE 3827897A DE 3827897 C2 DE3827897 C2 DE 3827897C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- repository
- concentrate
- evaporation
- container
- concentrated
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
Description
Gegenstand der vorliegenden Erfindung ist ein
Verfahren zum Konditionieren von radioaktiven
Verdampferlaugen, gegebenenfalls zusammen mit
Kugelharzen, Kieselgur und Filterhilfsmitteln aus
kerntechnischen Anlagen zum Zweck der endlagerfähigen
Einschließung durch Eindampfen der aufkonzentrierten
Laugen unter Unterdruck in einem beheizbaren
Endlagergebinde.
Radioaktive Verdampferlaugen bzw. Gemische aus
Verdampferlaugen mit Kugelharzen, Kieselgur und
Filterhilfsmitteln werden üblicherweise bereits in den
kerntechnischen Anlagen, z. B. in Kernkraftwerken, auf
einen Trockensubstanzgehalt von ca. 20-25 Gew.-%
eingeengt. Sie müssen durch Eindampfen weiter
konzentriert werden, um sie endlagerfähig in
entsprechenden Gebinden aufzubereiten.
Bis auf 10-40 Gew.-% Restwasser eingedampfte
Konzentrate weisen bei Raumtemperatur eine
monolithische Struktur auf, bei der das Restwasser im
wesentlichen als Kristallwasser in der Masse gebunden
ist. Bei höheren Temperaturen, z. B. bei einer
Endlagertemperatur bis etwa 70°C (Nachbetriebsphase
in der Endlagerstätte) werden die festen Salzblöcke
jedoch durch das freiwerdende Kristallwasser wieder
zähflüssig. Die Endlagerung solcher flüssigwerdenden
Salzblöcke ist jedoch nicht zulässig.
Zur weiteren Einengung von in Kernkraftwerken aus
Sumpf-, Wasch-, Deko- und Laborabwässern anfallenden
Verdampferkonzentraten sind mehrere einstufige
Verfahren bekannt. So gibt es beispielsweise
Verfahren, bei denen die Konzentrate in einem
geeigneten Verdampfer zur Trockne eingedampft werden.
Verwendet werden dazu beispielsweise
Rührkesselverdampfer, Sprühtrockner, Walzentrockner
und Dünnschichtverdampfer. Das dabei entstehende
Produkt mit minimalen Kristallwasserwerten fällt
weitgehend pulverförmig an. Das hat zum einen den
Nachteil, daß der Umgang mit derartig staubenden
Pulvern besondere Schutzmaßnahmen erforderlich machen,
um Inkorperationen zu vermeiden; zum anderen folgt aus
den niedrigen Schüttdichten von Pulvern, daß das
Endlagergebindevolumen nur schlecht ausgenutzt wird.
Das Vermischen dieser Pulver mit Zuschlagstoffen (z. B.
Bitumen), um sie zu verfestigen, bedeutet ebenso eine
schlechte Gebindeausnutzung.
In der DE-PS 32 00 331 ist ein Verfahren beschrieben,
nach dem in einem beheizten Endlagergefäß nasse, radioaktive
Abfallstoffe unter Vakuum getrocknet werden. Angaben zur Eindampftemperatur und zur Konsistenz des Endprodukts
sich aus dieser Literaturstelle nicht zu entnehmen.
Aus der DE-AS 10 88 624 ist ein Verfahren zum
Eindampfen von radioaktiven Verunreinigungen
aufweisenden Flüssigkeiten bekannt, bei dem zuerst auf
5 bis 30% aufkonzentriert und dann im Endlagergebinde
unter Vakuum zur Trockne eingedampft wird. Über die
Heiztemperaturen werden keine Angaben gemacht. Das Endprodukt
ist pulverförmig.
Die DE-OS 34 32 103 beschreibt ein Verfahren zur
Volumenreduzierung von radioaktiv beladenen
Flüssigkeiten, bei dem die auf 5 bis 50%
aufkonzentrierte Lauge im Endlagergefäß durch Beheizen unter Vakuum verfestigt
wird, wobei die Erwärmung diskontinuierlich
vorgenommen und die Wärme direkt in den Behälterinhalt
eingebracht wird. Dabei entsteht zwar ein praktisch homogener weitgehend
kristalliner Salzblock, Angaben über die Eindampftemperaturen fehlen auch dort.
In der DE-OS 30 29 147 werden borathaltige Laugen auf mindestens 50%,
vorzugsweise etwa 60 Gew.-% aufkonzentriert und in diese bei Raumtemperatur zähflüssigen Zustand
gelagert. Ein Eindampfen bis zum Festzustand ist nicht
vorgesehen.
Aus der DE-OS 16 14 497 ist ein Verfahren zur
Konzentrierung flüssiger radioaktiver Abfälle bekannt,
bei dem die Flüssigkeit in den Endlagerbehälter
eingesprüht und die Flüssigkeit im heißen Luftstrom verdampft wird. Ein
homogener Salzblock entsteht hierbei nicht.
In der DE-OS 35 44 270 wird ein Trocknungsverfahren
beschrieben, bei dem zur Trocknung Mikrowellenenergie
verwendet wird, wobei Flüssigkeiten und Lösungen in
das Gebinde eingesprüht und in einem Schritt
verfestigt werden, wobei nur unter Zugabe von Bindemitteln ein festes Endprodukt entsteht. Dieses Verfahren ist sehr aufwendig
und besitzt dadurch wirtschaftliche Nachteile.
Es war daher Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein
Verfahren zum Konditionieren von radioaktiven
Verdampferlaugen, gegebenenfalls zusammen mit
Kugelharzen, Kieselgur und Filterhilfsmitteln aus
kerntechnischen Anlagen, zum Zweck der endlagerfähigen
Einschließung durch Eindampfen der aufkonzentrierten
Laugen unter Unterdruck in beheizbaren Endlagergebinden zu
schaffen, das eine hohe Packungsdichte der zu
verfestigenden Stoffe, damit eine hohe Raumausnutzung
im Endlagergebinde, eine hohe Ausdampfleistung, und
damit eine hohe Wirtschaftlichkeit gewährleistet.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß
die Lauge bzw. das Gemisch zunächst in einem Verdampfen bis auf 60 bis etwa 80 Gew.-%
Trockensubstanzgehalt aufkonzentriert wird, dann das
noch heiße, fließfähige Konzentrat portionsweise in das beheizbare
Endlagergebinde eingefüllt wird, und abschließend das
Konzentrat portionsweise im Endlagergebinde auf die im Endlager
maximal auftretende Temperatur erhitzt und der dabei
entstehende Dampf so lange unter Unterdruck abgesaugt
wird, bis
der Kristallwassergehalt aus dem
Konzentrat so weit ausgetrieben ist, daß sich im Endlagergebinde
ein fester monolithischer Bodenkörper mit glatter Oberfläche und
ohne pulverförmige Anteile gebildet hat.
Anhand der schematischen Abbildung soll das
erfindungsgemäße Verfahren beispielhaft näher
erläutert werden: Radioaktive Verdampferlauge (11),
Kugelharze (12) und Filterhilfsmittel (13) aus
Kernkraftwerken oder anderen kerntechnischen Anlagen
werden in einen Verdampfer (1) gefördert, der mit
einem Rührer (9), einem Tropfenabscheider (10), einem
Kondensator (7) und einem Destillatsammelbehälter (8)
versehen ist, von dem aus das Destillat kontrolliert
entnommen werden kann. Im Verdampfer (1) wird das
Gemisch (3) unter Rühren erhitzt und aufkonzentriert,
bis das Konzentrat 60 bis etwa 80 Gew.-%
Trockensubstanz enthält. Das im bei der
Verdampfertemperatur zähflüssigen und bei
Raumtemperatur festen Konzentrat noch erhaltene
Restwasser besteht im wesentlichen aus Kristallwasser
des Salzanteils.
Anschließend wird das zähflüssige Konzentrat
portionsweise in ein mit Heizung (4) versehenes
Endlagergebinde (2) abgelassen. Die erste Teilportion
(5) wird durch Wärmezufuhr so lange und so hoch
erhitzt, daß der Kristallwassergehalt aus dem
Konzentrat soweit ausgetrieben wird, daß sich im
Endlagergebinde (2) ein fester monolithischer
Bodenkörper mit glatter Oberfläche und ohne
pulverförmige Anteile bildet. Dieser Bodenkörper muß
auch bei der maximal im Endlager auftretenden
Temperatur noch fest bleiben, so daß die
Eindampftemperatur im Endlagergebinde (2) so hoch sein
muß wie die im Endlager maximal zu erwartende
Temperatur. Man verwendet beispielsweise
Eindampftemperaturen von etwa 70°C und saugt den
entstehenden Dampf unter Unterdruck ab, wobei man bei
diesem Eindampfprozeß im Endlagergebinde (2) den
Kondensator (7) und den Destillatsammelbehälter (8)
des Verdampfers (1) mitbenutzen kann. Diese
Mitbenutzung ist vor allem bei mobilen Anlagen von
erheblichem wirtschaftlichen Vorteil. Nach der
Verfestigung der ersten Teilportion (5) können weitere
Teilportionen (6) des Konzentrats aus dem Verdampfer
(1) in das Endlagergebinde (2) abgelassen und
entsprechend verfestigt werden. Man erhält auf diese
Weise ein Verfestigungsprodukt, das eine optimale
Packungsdichte und Homogenität besitzt, ohne daß
Zusatzstoffe erforderlich sind, die das Nutzvolumen
des Endlagergebindes verringern würden. Das
Verfestigungsprodukt weist nur noch einen
Kristallwassergehalt von höchstens 10 Gew.-% auf. Es
werden hohe Packungsdichten erreicht, die je nach den
zu verfestigenden Stoffen zwischen 1,2 und 1,6 kg/dm³
liegen können.
Auch läßt sich dieses zweistufige
Konditionierungsverfahren automatisieren.
Folgendes Beispiel soll das erfindungsgemäße Verfahren
näher erläutern:
Ein Siedewasserreaktor-Simulatgemisch aus
Verdampferlaugen, Ionenaustauscher-Kugelharzen und
Filterhilfsmitteln wurde in einem Verdampfer zunächst
aufkonzentriert. Das resultierende Konzentrat hatte
die Zusammensetzung:
Na₂SO₄ | |
50 Gew.-% | |
Kugelharze | 15 Gew.-% |
Na₃PO₄ | 5 Gew.-% |
Ca₃ (PO₄)₂ | 1,5 Gew.-% |
Fe₂O₃ | 1,5 Gew.-% |
Sonstiges | 2,0 Gew.-% |
Restwasser | 25 Gew.-% |
Dieses Konzentrat wurde portionsweise in ein beheiztes
Endlagergebinde abgelassen und bei 80°C bei 300 HPa
verfestigt. Das Endprodukt wies einen Restwassergehalt
von etwa 8% auf und besaß ein mikroporöses Gefüge
ohne Lunker und Inhomogenitäten. Die
Endproduktoberfläche war glatt, die Abrieb- und
Druckfestigkeit gut. Bei Beschleunigungstests änderte
sich die geometrische Form nicht. Beheizungstests bei
70°C, die Endlagerungsbedingungen entsprechen,
ergaben, daß das Verfestigungsprodukt seine Konsistenz
nicht änderte.
Claims (1)
- Verfahren zum Konditionieren von radioaktiven Verdampferlaugen, gegebenenfalls zusammen mit Kugelharzen, Kieselgur und Filterhilfsmitteln aus kerntechnischen Anlagen, zum Zweck der endlagerfähigen Einschließung durch Eindampfen der aufkonzentrierten Laugen unter Unterdruck in beheizbaren Endlagergebinden, dadurch gekennzeichnet, daß die Lauge, bzw. das Gemisch zunächst in einem Verdampfer bis auf 60 bis etwa 80 Gew.-% Trockensubstanzgehalt aufkonzentriert wird, dann das noch heiße, fließfähige Konzentrat portionsweise in das beheizbare Endlagergebinde eingefüllt wird, und abschließend das Konzentrat portionsweise im Endlagergebinde auf die im Endlager maximal auftretende Temperatur erhitzt und der dabei entstehende Dampf so lange unter Unterdruck abgesaugt wird, bis der Kristallwassergehalt aus dem Konzentrat so weit ausgetrieben ist, daß sich im Endlagergebinde ein fester monolithischer Bodenkörper mit glatter Oberfläche und ohne pulverförmige Anteile gebildet hat.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19883827897 DE3827897A1 (de) | 1988-08-17 | 1988-08-17 | Verfahren zum konditionieren von radioaktiven verdampferlaugen aus kerntechnischen anlagen |
EP19890114316 EP0355514A3 (de) | 1988-08-17 | 1989-08-03 | Verfahren zum Konditionieren von radioaktiven Verdampferlaugen aus kerntechnischen Anlagen |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19883827897 DE3827897A1 (de) | 1988-08-17 | 1988-08-17 | Verfahren zum konditionieren von radioaktiven verdampferlaugen aus kerntechnischen anlagen |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3827897A1 DE3827897A1 (de) | 1990-03-22 |
DE3827897C2 true DE3827897C2 (de) | 1992-07-30 |
Family
ID=6361022
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19883827897 Granted DE3827897A1 (de) | 1988-08-17 | 1988-08-17 | Verfahren zum konditionieren von radioaktiven verdampferlaugen aus kerntechnischen anlagen |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0355514A3 (de) |
DE (1) | DE3827897A1 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19913103C1 (de) * | 1999-03-23 | 2000-12-14 | Kernkraftwerke Gundremmingen B | Verfahren und Vorrichtung zur Aufbereitung von Verdampferkonzentraten aus kerntechnischen Anlagen |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB9405924D0 (en) * | 1994-03-25 | 1994-05-18 | British Nuclear Fuels Plc | Drying wet radioactive, toxic or other hazardous waste |
ES2184540B2 (es) * | 1999-10-26 | 2004-09-16 | Equipos Nucleares, S.A. | Procedimiento para tratamiento de residuos liquidos radiactivos y su almacenamiento posterior. |
DE102012022423A1 (de) * | 2012-11-16 | 2014-05-22 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH | Endlagerbehälter und Verfahren zum Trocknen kontaminierter Gegenstände in einem Endlagerbehälter sowie Verfahren zur Herstellung desselben |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1088624B (de) * | 1959-06-27 | 1960-09-08 | Ver Kesselwerke Ag | Verfahren und Vorrichtung zum Entfernen von radioaktiven Verunreinigungen aus Fluessigkeiten, insbesondere aus Wasser, durch Eindampfen |
DE1614497A1 (de) * | 1967-04-12 | 1970-08-20 | Siemens Ag | Verfahren zur Konzentrierung radioaktiver Abfaelle |
DE2515795A1 (de) * | 1975-04-11 | 1976-10-14 | Licentia Gmbh | Verfahren zur behandlung radioaktiver konzentrate |
DE3029147A1 (de) * | 1980-07-31 | 1982-02-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren und anlage zur behandlung radioaktiver rueckstaende aus borathaltigen abwaessern |
DE3200331A1 (de) * | 1982-01-08 | 1983-07-28 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | "verfahren und anlage zur behandlung von feuchten oder nassen radioaktiven abfallstoffen" |
DE3429981A1 (de) * | 1984-08-16 | 1986-03-06 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | Verfahren fuer die vorbereitung von radioaktiven und/oder radioaktiv verseuchten abfallfeststoffen und verdampferkonzentraten fuer die endlagerung in endlagerbehaeltern |
DE3432103A1 (de) * | 1984-08-31 | 1986-03-13 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum volumenreduzierung von radioaktiv beladenen fluessigkeiten und rippenkoerper zur verwendung dabei |
-
1988
- 1988-08-17 DE DE19883827897 patent/DE3827897A1/de active Granted
-
1989
- 1989-08-03 EP EP19890114316 patent/EP0355514A3/de not_active Withdrawn
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19913103C1 (de) * | 1999-03-23 | 2000-12-14 | Kernkraftwerke Gundremmingen B | Verfahren und Vorrichtung zur Aufbereitung von Verdampferkonzentraten aus kerntechnischen Anlagen |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0355514A2 (de) | 1990-02-28 |
EP0355514A3 (de) | 1991-12-27 |
DE3827897A1 (de) | 1990-03-22 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2943402C2 (de) | Verfahren zum kontinuierlichen Reinigen von radioaktive und nicht radioaktive kontaminierende Stoffe enthaltenden Fluiden sowie Anordnung zur Durchführung des Verfahrens | |
EP0359003B1 (de) | Verfahren zur Überführung von festen, weitgehend wasserfreien Abfallstoffen in Glasform sowie Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens | |
DE2657265A1 (de) | Verfahren zur die umwelt schuetzenden verfestigung von bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe anfallenden abfallstoffen | |
DE3841889C2 (de) | ||
DE3429981A1 (de) | Verfahren fuer die vorbereitung von radioaktiven und/oder radioaktiv verseuchten abfallfeststoffen und verdampferkonzentraten fuer die endlagerung in endlagerbehaeltern | |
DE2515795A1 (de) | Verfahren zur behandlung radioaktiver konzentrate | |
DE2609299A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur vorbereitung von waessrigen, radioaktiven abfaellen zur umweltfreundlichen und sicheren handhabung, transportierung und endlagerung | |
DE3544270C2 (de) | ||
DE2851231C2 (de) | Verfahren zur Behandlung eines wäßrigen radioaktiven Abfalls | |
DE2440431A1 (de) | Verfahren zur verminderung des volumens eines radioaktiven ionenaustauschermaterials | |
DE2728469C2 (de) | Verfahren und Einrichtung zur Behandlung von radioaktive Abfallstoffe enthaltenden Flüssigkeiten | |
DE3827897C2 (de) | ||
DE2822388A1 (de) | Verfahren zur herstellung von festen teilchen | |
DE2907984C2 (de) | Verfahren zur Herstellung eines Pulvers durch Dünnfilmverdampfen und Dünnfilmtrocknen einer radioaktiven Aufschlämmung | |
DE2929100A1 (de) | Verfahren zur behandlung radioaktiver abfaelle | |
DE2536699A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur kontinuierlichen einbringung radioaktiver oder toxischer materialien in behaelter | |
DE3114060A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum verfestigen einer feststoffe enthaltenden radioaktiven abfallfluessigkeit | |
DE2714672A1 (de) | Verfahren zum abtrennen von festen, radioaktiven bestandteilen aus fluessigem abfall und ueberfuehren in einheiten fuer die langzeitlagerung | |
DE2438921A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur behandlung von abfallprodukten niedriger radioaktivitaet | |
DD139776A5 (de) | Abfallbeseitigungsverfahren | |
DE2531584A1 (de) | Verfahren zum beseitigen von strahlenden kunststoffabfaellen und einrichtung dafuer | |
DE1589839B1 (de) | Verfahren zum Behandeln radioaktiver oder giftiger Rueckstaende | |
EP0367914A1 (de) | Verfahren zur Herstellung auslaugfester Agglomerate | |
DE2304961C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Behandlung radioaktiver oder toxischer Abwässer | |
EP0126060B1 (de) | Überführung von, insbesondere Schadstoffe enthaltenden, Ionenaustauscherharzen in lagerfähige Form |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
D2 | Grant after examination | ||
8363 | Opposition against the patent | ||
8365 | Fully valid after opposition proceedings | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |