DE3830591C2 - - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.

Aus DE 31 01 455 A1 ist ein Verfahren zur Überführung von potentiell gefährlichem, brennbarem Abfallmaterial in einen weniger gefährlichen Zustand bekannt, wobei eine Umwandlungskammer vorgesehen ist, die ein Bad aus geschmolzenem Glas enthält. Das gefährliche Material, das auch radioaktive Elemente enthalten kann, verbrennt zu Asche, und die Aschenmasse wird in dem Glas aufgelöst unter Bildung eines molekular homogenen Glases, in welchem die gefährlichen Elemente durch das Siliziumdioxidnetz gegen Auflösung und Verteilung durch und im Wasser aus der Umgebung geschützt werden. In der Umwandlungskammer sind, wie bei einem Glasschmelzofen üblich, Elektroden angeordnet, wobei durch eine Einlaßöffnung von oben teilchenförmiges Glasmaterial, wie beispielsweise zerstoßenes Flaschenglas, eingegeben wird und auch ein Einlaß für flüssiges Beschickungsgut in der Deckplatte der Umwandlungskammer vorgesehen ist. Das bei der Behandlung entstehende Gas wird durch einen Abgaskanal abgezogen. Bei diesem bekannten Verfahren geht es darum, gefährliches Abfallmaterial so zu binden, daß es bei der Endlagerung im Boden nicht durch Wasser ausgewaschen werden kann.

Hochradioaktiver flüssiger Abfall von einer Wiederaufbereitungs­ anlage enthält Natriumverbindungen, Spaltungsprodukte, Aktini­ den, Korrosionsprodukte und ähnliches. Derartiger hochradioak­ tiver flüssiger Abfall wird im allgemeinen dadurch verarbeitet, daß er mit einer Heizung erhitzt wird, um die flüssigen Be­ standteile zu verdampfen und ein getrocknetes Material zu er­ halten, woraufhin ein Glasbildungsmittel zugegeben und zuge­ mischt wird und das Gemisch erwärmt und geschmolzen wird, um ein verglastes Produkt zu erzeugen.

Mittel- und schwachradioaktiver flüssiger Abfall wird dadurch verarbeitet, daß eine Verfestigung unter Verwendung eines Kunststofformmittels und eines Bitumenformmittels erfolgt.

Bei den oben beschriebenen Verfestigungsbehandlungen werden ver­ schiedene Formmittel, die nicht radioaktiv sind, dem ursprüng­ lichen radioaktiven Abfall zugegeben, was den Nachteil hat, daß die Menge des schließlich verarbeiteten Produktes zunimmt. Es gibt einen Grenzwert bezüglich der Natriummenge, die im Glas enthalten sein darf, um ein verglastes Produkt mit ausgezeich­ neten Eigenschaften zu bilden. Wenn daher hochradioaktiver flüssiger Abfall der Verfestigungsbehandlung unterworfen wird, kann er nicht ohne weiteres in ein stabiles, verglastes Pro­ dukt umgewandelt werden. Für eine weitere Stabilisierung muß eine größere Menge des Glasbildungsmittels zugegeben werden, was den Nachteil hat, daß die Abfallmenge zunimmt.

Wenn weiterhin das verglaste Produkt einmal durch Zugabe des Glasbildungsmittels gebildet ist, ist es extrem schwierig, die darin enthaltenen nutzbaren Elemente später zu extrahieren und es kann eine wirksame Ausnutzung dieser Ressourcen nicht erfolgen.

Aus diesen Gründen wäre es wünschenswert, das Volumen des radio­ aktiven Abfalls erheblich verringern zu können und den radioak­ tiven Abfall in einen stabilen Feststoff ohne Zugabe verschie­ dener Form- oder Bildungsmittel umzuwandeln.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren vorzuschlagen, mittels dem geschmolzener radioaktiver Abfall, der eine Natriumverbindung enthält, in einen stabilisierten radioaktiven Feststoff mit merklich verringertem Volumen umgewandelt werden kann. Dabei soll das Verfahren sicher und zuverlässig arbeiten.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch die Merkmale im Anspruch 1 gelöst.

Der geschmolzene Abfall im Be­ hälter kann über die Joule′sche Wärme erhitzt werden, die durch den elektrischen Strom entwickelt wird, der direkt durch den ge­ schmolzenen Abfall fließt, so daß die im radioaktiven Abfall enthaltene Natriumverbindung zersetzt, verdampft und entfernt werden kann, um einen stabilisierten radioaktiven Feststoff als Rest im Behälter rückzugewinnen.

Wenn ein radioaktiver Abfall, der eine Natriumverbindung ent­ hält, durch Erwärmen mit einer beliebigen äußeren Heizung oder ähnlichem erhitzt und geschmolzen wird, ist es möglich, dem geschmolzenen Material direkt Energie zuzuführen und das geschmolzene Material durch die darin entwickelte Joule′sche Wärme zu erhitzen. Das heißt mit anderen Worten, daß das ge­ schmolzene Material wirksam durch die Joule′sche Wärme er­ hitzt werden kann, die im geschmolzenen Material entwickelt wird, indem eine bestimmte Spannung zwischen die Elektroden ge­ legt wird, die mit dem geschmolzenen Material in Kontakt ste­ hen, so daß ein bestimmter elektrischer Strom durch das ge­ schmolzene Material fließt. Durch diese Erwärmung wird die im geschmolzenen Abfallmaterial enthaltene Natriumverbindung zer­ setzt und verdampft und kann ein radioaktives verfestigtes Pro­ dukt als Rest im Behälter rückgewonnen werden.

Indem jeweils in mehreren zehn Sekunden die Polarität der an den Elektroden liegenden Spannung geändert wird, können nach­ teilige Einflüsse aufgrund eines Anhaftens von Gas oder eines ähnlichen Materials an der Anodenfläche vermieden werden, was zu einem Anodenausfall führen würde, und es kann die thermische Zersetzung des geschmolzenen Materials fortlaufend und mit ho­ hem Wirkungsgrad durchgeführt werden.

Der in dieser Weise erhaltene radioaktive Rest besteht primär aus Oxiden, enthält jedoch keine Natriumverbindung mehr. Der Rest ist daher in einem stabilen Zustand. Das bedeutet, daß der Rest, so wie er ist, kurzzeitig gelagert oder als Endprodukt nach der Durchführung einer weiteren Stabilisierungsbehandlung endgelagert werden kann.

Die vorliegende Erfindung kann auf die thermische Zersetzung von Natrium enthaltenden Abfällen einschließlich nicht nur hochradioaktiver flüssiger Abfälle von einer Wiederaufberei­ tungsanlage für abgebrannten Atomkernbrennstoff, sondern auch mittel- und schwachradioaktiven flüssigen Abfällen von ver­ schiedenen Atomkraftwerken angewandt werden.

Im folgenden werden anhand der Zeichnung Ausführungsbeispiele der Erfindung näher beschrie­ ben. Es zeigen:

Fig. 1 in einer Erläuterungsansicht ein Ausfüh­ rungsbeispiel der Vor­ richtung zum thermischen Zersetzen eines radioaktiven Abfalls, und

Fig. 2 in einer Erläuterungsansicht ein weite­ res Ausführungsbeispiel der Erfindung.

Das in Fig. 1 dargestellte Ausführungsbeispiel der Vorrichtung zum thermischen Zersetzen eines radioaktiven Abfalls weist einen Behälter 12 zum Aufnehmen einer Menge 10 an geschmolzenem radioaktivem Abfall, der eine Natriumverbin­ dung enthält, zwei Elektroden 14, die in den Behälter von oben so eingesetzt sind, daß sie mit dem geschmolzenen Material 10 in Berührung kommen, und eine Energiequelle 16 auf, die eine bestimmte Spannung zwischen die Elektroden 14 legt.

Der Behälter 12 zum Aufnehmen des geschmolzenen Materials 10 besteht aus einem Metall, wie Edelstahl oder Eisen oder einem keramischen Material, wie beispielsweise Tonerde oder Silizium­ carbid, wobei der Außenumfang und der Boden von einem wärme­ isolierenden Element 18 umgeben sind. Ein Deckel 20 ist über dem oberen Teil des Behälters 12 angeordnet. Eine Rohmaterial­ eingabeöffnung 22 und ein Abgasauslaß 24 sind im Deckel 20 ausgebildet.

Die Elektroden 14 bestehen beispielsweise aus Platin, Silizium, Carbid, Eisen, Hastelloy, Graphit oder einem ähnlichen Ma­ terial und sind im Inneren des Behälters 12 dadurch angeordnet, daß sie durch den Deckel 20 hindurchgehen.

Die Energiequelle 16 arbeitet so, daß sie eine Spannung von 10 bis 30 V zwischen die Elektroden 14 legen kann, während die Polarität in einigen zehn Sekunden jeweils, beispielsweise alle 30 Sekunden, geändert wird, wobei die Energiequelle 16 einen elektrischen Strom mit einer Stromstärke von 2 bis 5 A lie­ fern kann. Obwohl Fig. 1 die Änderung der Spannungspolarität schematisch durch einen Schalter dargestellt ist, wird in der Praxis diese Änderung automatisch gesteuert.

Der hochradioaktive flüssige Abfall, der beispielsweise Na­ triumnitrat und ähnliches enthält, wird zunächst mit einer se­ paraten Heizung unter Verwendung eines Heizmediums, wie bei­ spielsweise Mikrowellen, Elektrizität, Dampf oder ähnlichem, erhitzt und in ein getrocknetes Material umgewandelt, das Na­ triumnitrat, Spaltungsprodukte, Aktiniden, Korrosionsprodukte usw. enthält, nachdem der flüssige Anteil verdampft ist. Die­ ses getrocknete Material wird über die Rohmaterialeingabeöff­ nung 22 in den Behälter 12 eingegeben.

Der Schmelzpunkt von Natriumnitrat liegt bei 308°C, so daß dieses Material über eine herkömmliche bekannte beliebige äußere Heizeinrichtung, beispielsweise eine Widerstandsheiz­ einrichtung 25, geschmolzen wird. Danach wird die Spannung von 10 bis 30 V, deren Polarität etwa alle 30 Sekunden geän­ dert wird, wie es oben beschrieben wurde, von der Energiequel­ le 16 zwischen die Elektroden 14 gelegt, so daß ein Strom von 2 bis 5 A durch das geschmolzene Material fließt und somit Joule′sche Wärme direkt im geschmolzenen Material entwickelt wird. Die Natriumverbindung im geschmolzenen Material wird so­ mit zersetzt und verdampft und anschließend vom Abgasauslaß 24 an eine äußere Abgasverarbeitungsanlage abgegeben. Ein sta­ biler radioaktiver Feststoff bleibt somit als Rest im Inneren des Behälters 12.

Wenn die Polarität der Spannung zwischen den Elektroden 14 je­ weils in einigen zehn Sekunden durch die Energiequelle 16 bei der Vorrichtung geändert wird, können Einflüsse aufgrund von an der Anodenfläche haftendem Gas oder ähnli­ chem, was zu einem Anodenausfall führen kann, so daß kein Strom mehr fließt, ausgeschlossen werden, und es kann die thermische Zersetzung fortlaufend und mit hohem Wirkungsgrad erfolgen. Die Energiequelle 16 kann eine Einrichtung sein, die einen Wechselstrom erzeugt, dessen Polarität sich etwa zweimal pro Minute ändert.

Der vom Behälter 12 nach dem Zersetzen, Verdampfen und Entfer­ nen der Natriumverbindung entnommene radioaktive Rest hat kei­ nen Natriumgehalt und ist aufgrund der Tatsache, daß er pri­ mär aus Oxiden besteht, sehr stabil. Der Rest kann daher wei­ ter verarbeitet werden, um die nutzbaren, darin enthaltenen Elemente abzutrennen, oder kurzzeitig gelagert werden, bis eine derartige Verarbeitung erfolgt. Erforderlichenfalls kann der Rest auch über eine weitere Stabilisierungsbehandlung in ein Material umgewandelt werden, das endgelagert werden kann.

Um beispielsweise 1 kg Natriumnitrat unter Verwendung der Vorrichtung zu zersetzen, muß nur ein Strom von etwa 1000 A für etwa 1 Std. fließen, so daß die Verarbei­ tungskosten wesentlich geringer als bei einer herkömmlichen Verarbeitungsvorrichtung sind. Wenn bei bekannten Verfahren 1 t von abgebranntem Atomkernbrennstoff wiederaufbereitet wird, werden 1 bis 3 m³ flüssiger Abfall, der etwa 80 kg Feststof­ fe enthält, erzeugt und mit einem Glasbildungsmittel zur Bil­ dung von 100 bis 130 l eines verglasten Produktes vermischt. Etwa 40% der radioaktiven Feststoffe besteht aus Natriumoxid, während der Rest von 60% aus Spaltungsprodukten, Aktiniden, Korrosionsprodukten und ähnlichem besteht. Es ist möglich, die Natriumverbindung zu zersetzen, zu verdampfen und zu entfernen, so daß das Material, das endge­ lagert wird, ein Gewicht von etwa 50 kg und ein Volumen von etwa 15 l hat. Daher kann eine merkliche Volumenverringerung erzielt werden.

Fig. 2 zeigt in einer Erläuterungsansicht ein weiteres Ausfüh­ rungsbeispiel der Vorrichtung. Da der Grund­ aufbau der Vorrichtung der gleiche wie beim in Fig. 1 darge­ stellten Ausführungsbeispiel ist, sind gleiche Bezugszeichen für gleiche Bauteile verwandt, wobei diese Bauteile nicht nochmals erläutert werden.

Das zweite Ausführungsbeispiel unterscheidet sich von dem in Fig. 1 dargestellten Ausführungsbeispiel dadurch, daß der Be­ hälter 12 selbst aus einem Elektrodenmaterial besteht und als eine Elektrode verwandt wird, wobei eine Elektrode 14 in die Mitte des geschmolzenen Materials 10 eingesetzt ist und die Energiequelle 16 zwischen diese Elektrode 14 und den Behälter 12 geschaltet ist.

Der in Fig. 2 dargestellte Aufbau macht es auch möglich, die Natriumverbindung im radioaktiven Abfall zu erwärmen, zu zer­ setzen, zu verdampfen und zu entfernen und einen stabilisier­ ten radioaktiven Feststoff als Rest in der gleichen Weise, wie beim vorhergehenden Ausführungsbeispiel in Fig. 1, rückzu­ gewinnen.

Die Vorrichtung zur thermischen Zersetzung, die mit einem Behälter zur Aufnahme einer Menge an geschmolze­ nem radioaktiven Abfall, Elektroden, die mit dem geschmolzenen Abfall in Berührung kommen, und eine Energiequelle zum Anlegen einer Spannung zwischen die Elektroden ausgerüstet ist, während die Polarität in einigen zehn Sekunden jeweils geändert wird, wie es oben beschrieben wurde, kann direkt den geschmolzenen radioaktiven Abfall durch die Joule′sche Wärme erhitzen, die darin entwickelt wird und die im Abfall enthaltene Natriumver­ bindung zersetzen, verdampfen und entfernen. Mit der Vorrichtung kann somit erreicht werden, daß ein radioaktiver Feststoff als Rest rückgewonnen wird, der primär aus stabilen Oxiden besteht, und daß das Material, das endge­ lagert wird, ein merklich geringeres Volumen hat und stabil ist.

Die Vorrichtung kann weiterhin die Natrium­ verbindung mit weniger Heizenergie zersetzen und entfernen, kann kompakt ausgebildet werden und fortlaufend und mit hohem Wirkungsgrad die Natriumverbindung zersetzen, da die Polari­ tät der anliegenden Spannung in einigen zehn Sekunden jeweils geändert wird.

Der durch die Verwendung der Vorrichtung er­ haltene radioaktive Rest kann ohne Zugabe eines Glasbildungs­ mittels oder ähnlichem aufbewahrt werden, so daß die darin enthaltenen nutzbaren Elemente leicht wiedergewonnen werden können. Somit können die Ressourcen wirksam genutzt werden.

Claims (3)

1. Verfahren zur elektrothermischen Zersetzung von radioaktivem Abfall, der eine Natriumverbindung enthält,

• a) bei dem der Abfall durch Stromdurchgang (Joule′sche Wärme) in einem Behälter erhitzt wird,

dadurch gekennzeichnet,

• b) daß die Polarität der nach dem radioaktiven Abfall über Elektroden angelegten elektrischen Spannung nach einer Dauer von jeweils einem mehrfachen von zehn Sekunden umgepolt wird,
• c) wobei die im Abfall enthaltenen verdampfbaren Natriumverbindungen unzersetzt oder in zersetzter Form verdampft werden,
• d) um einen stabilisierten, radioaktiven Feststoff als Rest in dem Behälter zu gewinnen.

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Polarität der angelegten Spannung jeweils alle dreißig Sekunden umgepolt wird.