DE4002316A1 - Verfahren zum behandeln von hochradioaktivem abfall - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Behandeln von hochradioaktivem Abfall, der beispielsweise aus der Wiederaufbereitung von abgebrannten Atomkernbrennstoffen stammt. Die Erfindung befaßt sich insbesondere mit einem Verfahren zum Behandeln eines hochradioaktiven Abfalls, bei dem der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt, ein Teil der Elemente im radioaktiven Abfall durch Verdampfen oder durch Sieden der Elemente in ihren verschiedenen chemischen Formen während der Erhitzung abgetrennt wird und der verbleibende Rest als verfestigtes Material rückgewonnen wird.

Hochradioaktiver Abfall aus der Wiederaufbereitung von abgebrannten Brennstoffen enthält Transurane und Techneticum Tc mit einer langen Halbwertszeit, Cäsium Cs und Strontium Sr, die vom Standpunkt der Behandlung, der Zwischen- und Endlagerung erwähnenswerte Elemente sind, da sie für den größten Teil der Wärmeerzeugung verantwortlich sind, und wertvolle Metalle der Platingruppe, wie beispielsweise Ruthenium Ru, Rhodium Rh und Palladium Pd. Vom Standpunkt der effektiven Ausnutzung der Rohstoffquellen ist es daher sehr wichtig, diese Elemente vor der Verfestigung des Abfalles abzutrennen und rückzugewinnen und sie als Strahlungsquelle, als Wärmeerzeuger und als Edelmetall zu verwenden.

Es sind bisher die folgenden drei Verfahren zum Rückgewinnen dieser Elemente aus hochradioaktivem Abfall bekannt:

• 1) Ein Lösungsmittelextraktionsverfahren, bei dem die gewünschten Nuklide unter Verwendung eines speziellen Lösungsmittels vom hochradioaktiven Abfall abgetrennt werden, der aus der Wiederaufbereitung stammt,
• 2) ein Ionenaustauschverfahren, bei dem die gewünschten Nuklide unter Verwendung eines Ionenaustauschharzes vom hochradioaktiven Abfall abgetrennt werden, der aus der Wiederaufbereitung stammt, und
• 3) ein Bleiextraktionsverfahren für Elemente der Platingruppe, bei dem Blei dem Glas zum Zeitpunkt des Aufschmelzens des Glases beim Verglasungsprozeß zugegeben wird, um dadurch die Elemente der Platingruppe zum geschmolzenen Blei zu bewegen und sie zusammen mit dem geschmolzenen Blei abzutrennen.

Diese bekannten Verfahren, die oben beschrieben wurden, sind jedoch nicht frei von den folgenden Nachteilen:

• 1) Da ein neurartiges Lösungsmittel der Wiederaufbereitung bei dem Lösungsmittelextraktionsverfahren zugeführt wird, wird die Lösungsmittelbehandlung kompliziert und wird der Wirkungsgrad der Hauptlösungsmittelextraktion folglich geringer.
• 2) Es werden brennbare Materialien erzeugt, wenn das Ionenaustauschharz mit der Salpetersäurelösung des radioaktiven Abfalls in Berührung kommt. Das Ionenaustauschverfahren bringt daher Sicherheitsprobleme mit sich.
• 3) Das Bleiextrationsverfahren für Elemente der Platingruppe beim Verglasen des Abfalls kann eine Trennung der Elemente der Platingruppe bewirken, es ist jedoch eine sekundäre Behandlung notwendig, um diese Elemente vom Blei zu extrahieren.

Keines dieser bekannten Verfahren kann weiterhin das Volumen des hochradioaktiven Abfalls in starkem Maße verringern, gleichgültig, welches Verfahren auch immer angewandt wird.

Durch die Erfindung soll daher ein Verfahren zum Behandeln von hochradioaktivem Abfall geschaffen werden, das die Schwierigkeiten der oben beschriebenen bekannten Verfahren beseitigt und wertvolle Elemente im radioaktiven Abfall in extrem einfacher Weise abtrennen und rückgewinnen kann.

Durch die Erfindung soll insbesondere ein Verfahren zum Behandeln von hochradioaktivem Abfall geschaffen werden, das keinen sekundären Abfall erzeugt und ein stark im Volumen herabgesetztes verfestigtes Material liefert.

Dazu wird bei dem erfindungsgemäßen Verfahren zum Behandeln von hochradioaktivem Abfall der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt, um Teile der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen und wird der sich ergebende Dampf abgekühlt, um die Elemente zu sammeln.

Bei einem bevorzugten Ausführungsbeispiel der Erfindung wird der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt und reduziert, um Teile der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen und wird der sich ergebende Dampf dann abgekühlt, um die Elemente zu sammeln.

Der hochradioaktive Abfall ist gewöhnlich eine Salpetersäurelösung, die als Extraktionsrest bei der Wiederaufbereitung von verbrauchten Atomkernbrennstoffen erhalten wird, und enthält nahezu alle Atomkernspaltungsprodukte und Aktiniden in den verbrauchten Atomkernbrennstoffen. Gemäß der Erfindung wird die Salpetersäurelösung wärmebehandelt, um die Feuchtigkeit und die Salpetersäure in der Lösung zu verdampfen und ein kalziniertes Material zu erhalten, das weiter auf eine Temperatur im Bereich von etwa 500 bis etwa 3000°C und insbesondere von etwa 1000 bis etwa 2500°C erhitzt wird.

Bei einem weiteren Ausführungsbeispiel der Erfindung werden in der ersten Phase der Behandlung diejenigen Elemente, die in Form von Oxiden sublimieren oder sieden, bei normalem oder verringertem Druck wärmebehandelt, um diese Elemente zu verdampfen. Der sich ergebende Dampf wird dann über mehrere Kühl- und Sammeleinheiten abgekühlt, deren Temperaturen in verschiedener Weise festgelegt sind, so daß sie den Sublimations- oder Siedepunken jeder Verbindung entsprechen, um dadurch die jeweiligen Elemente getrennt zu sammeln. In einer zweiten Phase der Behandlung wird der verbleibende hochradioaktive Abfall mit einem Reduktionsmittel, wie beispielsweise Wasserstoff, erhitzt, um den radioaktiven Abfall zu reduzieren, und werden diejenigen Elemente, die in Form des Metalls sublimieren oder sieden, verdampft. Der sich ergebende Dampf wird dann in der gleichen Weise wie in der ersten Phase der Behandlung durch Kühl- und Sammeleinheiten abgekühlt, deren Temperaturen so festgelegt sind, daß sie den Sublimations- oder Siedepunkten der jeweiligen Elemente entsprechen, um dadurch die jeweiligen Elemente getrennt zu sammeln. Es versteht sich, daß diejenigen Elemente, die zu Metallen während der Erhitzung in der ersten Phase reduziert werden, durch Sieden oder Sublimieren abgetrennt werden können, ohne in der zweiten Phase reduziert zu werden.

Es ist ein Voloxidationverfahren als technische Möglichkeit zum Entfernen von radioaktiven Materialien von verbrauchten Brennstoffen bekannt, dieses Verfahren ist jedoch lediglich auf nichtmetallische Elemente, wie Beispielsweise Krypton, Iod, Tritium und ähnliches gerichtet. Das erfindungsgemäße Verfahren richtet sich auf metallische Elemente, und entfernt nicht nur radioaktive Materialien mit hohen Siedepunkten durch Erhitzen des hochradioaktiven Abfalls auf eine hohe Temperatur, sondern kann auch sowohl Cs als auch Sr entfernen, Elemente, die stark wärmeerzeugende Elemente sind und während der Lagerung problematisch sind, indem die Wärmebehandlung mit einer Reduktionsreaktion kombiniert wird.

Der verbleibende Rest umfaßt Metalle oder Gemische dieser Metalle oder Oxide und kann als volumenreduzierter hochradioaktiver Feststoff rückgewonnen werden.

Nahezu alle Elemente haben Siedepunkte oder Sublimationspunkte, die von denen der anderen Elemente verschieden sind. Einige Elemente im hochradioaktiven Abfall haben einen relativ niedrigen Sublimations- oder Siedepunkte in Oxid- oder Metallform. Der Siedepunkt liegt für metallisches Cäsium beispielsweise bei 690°C, für Technetiumoxid bei 311°C, für metallisches Cadmium bei 765°C und für metallisches Strontium bei 1384°C. Indem der Unterschied in diesen Siedepunkten ausgenutzt wird, kann somit jedes wertvolle Element abgetrennt und durch eine Wärmebehandlung des hochradioaktiven Abfalls auf einer hohen Temperatur rückgewonnen werden, um die Oxide dieser Elemente zu gewinnen oder diese durch Wasserstoff oder ähnliches zu reduzieren, um die Metalle zu gewinnen, indem sie zum Sublimieren oder Sieden gebracht werden und schrittweise das sich ergebende Dampfgemisch auf bestimmte Temperaturen abgekühlt wird.

Nach dem Entfernen von Cs und Sr nimmt die vom hochradioaktiven festen Abfall erzeugte Wärmemenge auf etwa 10% ab, so daß daher die Dichte für die Lagerung drastisch erhöht werden kann. Wenn nur Cs alleine entfernt wird, beträgt die erzeugte Wärmemenge noch 50%, so daß ein starker Effekt nicht erwartet werden kann. Der Siedepunkt der Oxide von Sr liegt bei wenigstens 2430°C und der von metallischem Sr bei 1384°C, wie es oben beschrieben wurde. Strontium kann daher nur durch das erfindungsgemäße Verfahren abgetrennt werden, bei dem das Aufheizen mit einer Reduktionsreaktion kombiniert wird.

Die Verdampfung jedes Elementes kann bei einer niedrigen Temperatur bewirkt werden, wenn das Aufheizen oder das Aufheizen und Reduzieren unter verringertem Druck erfolgt.

Im folgenden werden anhand der zugehörigen Zeichnung besonders bevorzugte Ausführungsbeispiele der Erfindung näher beschrieben. Es zeigen

Fig. 1 eine schematische Ansicht eines Beispiels einer Vorrichtung zur Durchführung des erfindungemäßen Verfahrens,

Fig. 2 in einer Erläuterungsansicht das Verfahren der Ableitung des geschmolzenen Restmaterials unter Verwendung eines Bodenabflusses und

Fig. 3 in einer Erläuterungsansicht ein weiteres Verfahren zum Ableiten der geschmolzenen Restmaterialien unter Verwendung eines Überlaufes.

Fig. 1 zeigt eine schematische Darstellung einer Vorrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens. Die Vorrichtung ist mit einer Wärmebehandlungseinheit 10 und mehreren Kühl- und Sammeleinheiten 12 a, ..., 12 n versehen, die mit der zuerst genannten Einheit 10 verbunden sind. Die Wärmebehandlungseinheit 10 schließt einen Heizkessel 14 und ein Wärmeerzeugungselement 16 ein. Eine Beschickungsöffnung 18 für ein Reduktionsmittel ist am oberen Teil des Heizkessels 14 vorgesehen und ein Dampfkanal 20 liegt zwischen dem Kessel 14 und der Kühl- und Sammeleinheit 12 a. Das Wärmeerzeugungs- und Isolierelement 22 ist um den Dampfkanal 20 herum gepaßt.

Der Heizkessel 14 kann aus einem feuerfesten Metall, wie beispielsweise Wolfram oder aus einem keramischen Material, wie beispielsweise Tonerde oder stark chromhaltigen feuerfesten Steinen bestehen, was von der Wärmebehandlungstemperatur abhängt. Neben einer äußeren Heizung durch Zuführen von Energie zum Heizerzeugungselement 16, wie es in Fig. 1 dargestellt ist, können auch eine Hochfrequenzheizung, eine Mikrowellenheizung, ein Heizen durch den direkten Fluß von elektrischem Strom durch den hochradioaktiven Abfall, oder ähnliches als Heizverfahren verwandt werden. Es ist gleichfalls wichtig, auch die Aufheizung infolge der Zerfallswärme des hochradioaktiven zu behandelnden Abfalls auszunutzen.

Der zu behandelnde hochradioaktive Abfall 24 wird in den Heizkessel 14 geladen und aufgeheizt. Dieser radioaktive Abfall 24 ist beispielsweise ein kalziniertes Material, das durch eine Erhitzung einer Salpetersäurelösung erhalten wird, die bei der Wiederaufbereitung von abgebrannten Atomkernbrennstoffen erzeugt wird, um die Feuchtigkeit und die Salpetersäure zu verdampfen. Die Wärmebehandlung im Heizkessel kann natürlich auch fortlaufend aus dem Zustand der Salpetersäurelösung erfolgen. Das kalzinierte Material wird auf etwa 500°C bis etwa 3000°C, vorzugsweise auf etwa 1000°C bis etwa 2500°C erhitzt. Die im kalzinierten Material enthaltenen Elemente werden aufgrund der Erhitzung auf ihre Sublimations- oder Siedepunkte je nach ihrer chemischen Form verdampft und den Kühl- und Sammeleinheiten 12 a, ..., 12 n über den Dampfkanal 20 zugeführt. Jedes dieser Elemente, die verdampfen, wird individuell abgekühlt und durch eine Kühl- und Sammeleinheit 12 a, ..., 12 n jeweils gesammelt, deren Temperaturen so gesteuert werden, daß sie den Sublimations- oder Siedepunkten jeder Verbindung der Elemente entsprechen.

Obwohl das Aufheizen bei normalem Druck erfolgen kann, ist es vom Standpunkt des Energienutzungsgrades bevorzugt, das Aufheizen unter einem verringerten Druck durchzuführen, da der Sublimations- oder Siedepunkt abfällt und die Wärmebehandlung bei einer niedrigeren Temperatur erfolgen kann.

Bei einem bevorzugten Ausführungsbeispiel der Erfindung werden diejenigen Elemente, die in Form von Oxiden sublimieren oder sieden, unter einem normalen oder verringerten Druck wärmebehandelt und in einer ersten Behandlungsstufe abgetrennt. Das verbleibende hochradioaktive Material wird dann in der zweiten Behandlungsstufe erhitzt, während ein Reduktionsmittel über die Beschickungsöffnung 18 eingeleitet wird, um das radioaktive Material zu reduzieren und diejenigen Elemente abzutrennen, die in Form von Metallen sublimieren oder sieden. Schließlich wird der sich ergebende Rest im Inneren des Heizkessels 14 rückgewonnen. Wasserstoffgas, Kohlenstoff, Kohlenmonoxid oder ähnliches kann als Reduktionsmittel verwandt werden, das durch die Beschickungsöffnung 18 eingeführt wird.

Das Abführen des geschmolzenen Restmaterials 25 vom Heizkessel 14 kann über ein Bodenablaufsystem, wie es in Fig. 2 dargestellt ist, oder über ein Überlaufsystem erfolgen, wie es in Fig. 3 dargestellt ist. In beiden Fällen wird das geschmolzene Restmaterial 25 in einen Behälter 26 zur Verfestigung abgeführt und abkühlen gelassen, um ein stark im Volumen verringertes verfestigtes Material zu erhalten.

Beispiel 1

Eine simulierte Salpetersäurelösung eines hochradioaktiven Abfalls, in dem die radioaktiven Nuklide durch stabile Elemente simuliert wurden, wurde hergestellt und der Verdampfungsbehandlung unterworfen, um ein kalziniertes Material zu erhalten. Das kalzinierte Material wurde dann erhitzt und auf einer hohen Temperatur von 1000°C 4 Stunden lang in einem Mischgasstrom aus H₂-He (1:4) reduziert. In der Zwischenzeit wurden Te, Cd, Se, Cs und Na in den Kühl- und Sammeleinheiten niedergeschlagen und konnten diese Elemente gesammelt werden. Die jeweiligen Temperaturen in den Kühl- und Sammeleinheiten bezüglich dieser Elemente betrugen 200 bis 600°C für Te, 200 bis 300°C für Cd, etwa 600°C für Se, 900 bis 1000°C für Cs und 600 bis 1000°C für Na.

Beispiel 2

Das kalzinierte Material, das nach der Erwärmungs- und Redukionsbehandlung auf hoher Temperatur beim Beispiel 1 erhalten wurde, wurde weiter bei einer Temperatur von 850 bis 1050°C in einem Vakuum wärmebehandelt. Es bestätigte sich, daß dann Pd und Ru in den Kühl- und Sammeleinheiten niedergeschlagen wurden.

Aus dem obigen ist ersichtlich, daß bei dem erfindungsgemäßen Verfahren der hochradioaktive Abfall auf eine Temperatur erwärmt oder reduziert und erwärmt wird, um einen Teil der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen, und der sich ergebende Dampf abgetrennt und gesammelt wird. Verglichen mit den oben beschriebenen bekannten Verfahren hat das erfindungsgemäße Verfahren daher vereinfachte Behandlungsschritte, wobei es nicht notwendig ist, irgendein spezielles Reaktionsmittel oder ein Ionenaustauschharz in der folgenden Wiederverarbeitung oder Verfestigung zuzusetzen. Da die gesammelten Elemente weiterhin Feststoffe in Form von Oxiden oder Metallen sind, können sie als Strahlungsquellen oder wertvolle Metalle verwandt werden und einer Umwandlung unterworfen werden, ohne daß eine eine komplizierte sekundäre Behandlung benötigt wird.

Das verfestigte Material, das durch das erfindungsgemäße Verfahren erhalten wird, enthält darüber hinaus kaum andere Zusatzstoffe als die Kernspaltungsprodukte und Aktiniden und hat ein extrem geringes Volumen zum Zwischen- und Endlagern, als es bei den herkömmlichen verfestigten Materialien der Fall ist, so daß die Kosten für die Zwischen- und Endlagerung drastisch herabgesetzt werden können. Das verfestigte Material kann vorzugsweise als Strahlungsquelle für die Kernspaltung durch Neutronenbestrahlung verwandt werden, da sein Volumen klein ist und der Bestrahlungswirkungsgrad hoch ist.

Verfahren zum Behandeln von hochradioaktivem Abfall, bei dem der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt wird, um einen Teil der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen, und bei dem der sich ergebende Dampf abgekühlt wird, um die Elemente zu sammeln. Bei einem Ausführungsbeispiel wird der Erhitzungsschritt durch einen Reduktions- und Erhitzungsschritt ersetzt, bei dem die Erhitzung bei Vorliegen eines Reduktionsmittels, wie beispielsweise Wasserstoff erfolgt. Bei einem anderen Ausführungsbeispiel kann sich an den Erhitzungsschritt der Reduktions- und Erhitzungsschritt anschließen.

Claims (6)

1. Verfahren zum Behandeln eines hochradioaktiven Abfalls, dadurch gekennzeichnet, daß der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt wird, um einen Teil der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen, und daß der sich ergebende Dampf abgekühlt wird, um die Elemente zu sammeln.

2. Verfahren zum Behandeln eines hochradioaktiven Abfalls, dadurch gekennzeichnet, daß der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt und reduziert wird, um einen Teil der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen, und daß der sich ergebende Dampf abgekühlt wird, um die Elemente zu sammeln.

3. Verfahren zum Behandeln eines hochradioaktiven Abfalls, dadurch gekennzeichnet, daß der radioaktive Abfall auf eine hohe Temperatur erhitzt wird, um einen ersten Teil der Elemente im radioaktiven Abfall zu verdampfen, daß der sich ergebende Dampf des ersten Teils der Elemente abgekühlt wird, um den ersten Teil der Elemente zu sammeln, daß der Rest des radioaktiven Materials erhitzt und reduziert wird, um das radioaktive Material zu verdampfen, und daß der sich daraus ergebende Dampf des zweiten Teils der Elemente abgekühlt wird, um den zweiten Teil der Elemente zu sammeln.

4. Verfahren nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Erhitzung und Reduktion unter Wasserstoff, Kohlenstoff oder Kohlenmonoxid erfolgt.

5. Verfahren nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Abkühlen ein schrittweise erfolgendes Abkühlen des Dampfes auf verschiedene Temperaturen umfaßt, von denen jede dem Sublimations- oder Siedepunkt jeder Verbindung der Elemente entspricht, um die jeweiligen Elemente separat zu sammeln.

6. Verfahren nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die hohe Temperatur zwischen etwa 500°C und etwa 3000°C liegt.