EP0054604A2 - Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten - Google Patents

Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten Download PDF

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EP0054604A2
EP0054604A2 EP81100979A EP81100979A EP0054604A2 EP 0054604 A2 EP0054604 A2 EP 0054604A2 EP 81100979 A EP81100979 A EP 81100979A EP 81100979 A EP81100979 A EP 81100979A EP 0054604 A2 EP0054604 A2 EP 0054604A2
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EP
European Patent Office
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radioactive
cement
waste
heat treatment
subjected
Prior art date
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EP81100979A
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EP0054604B1 (de
EP0054604A3 (en
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Rainer Dr. Dipl.-Chem. Köster
Peter Dipl. Chem Vejmelka
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Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Original Assignee
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
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    • 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
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/30—Processing
    • G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/304—Cement or cement-like matrix
    • 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
    • G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/162—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites
    • G21F9/165—Cement or cement-like matrix

Definitions

  • the invention relates to a process for the production of waste solidification products that are ready for disposal and contain radioactive materials with increased radiation resistance or reduced radiolysis gas formation from the category of the radioactive waste molded bodies solidified with hydraulically setting, hardening, inorganic materials, in which radioactive, liquid, aqueous and / or radioactive solid wastes are mixed or coated with a cement-water slurry, allowed to harden and subjected to a heat treatment.
  • the waste concentrates is already long been proposed to reduce the volume of such wastes, thereby concentrate the radioactive material to undergo with an addition of glass formers to a heat treatment either to 'spread the radioactive substances in the resulting glass melt. -exist and then allow the melt to solidify to a solid (DE-OS 26 09 299), or to mix with silicate-containing clays or ion exchangers and to burn ceramic to a solid body (DE-PS 27 26 087).
  • Cement mixtures are currently used to solidify solid, lumpy waste such as fuel element sleeves or core components.
  • the products are not post-treated thermally.
  • the disadvantages of cemented high-level radioactive or medium-level radioactive waste, ash, fuel element sleeves and core component products are that, due to the comparatively high water content under the influence of the radioactive radiation emanating from the waste, large amounts of hydrogen and Oxygen are formed. This could be a disadvantage for the Bring operational safety to the interim and final storage.
  • the temperatures of the products during storage must be regulated so that they do not exceed 100 ° C. At higher temperatures, water is released from the products, which leads to significant pressure build-up in the product itself and in the container. If the container is corroded, this can lead to the release of activity from the container.
  • the invention is based on the object of creating a process for the production of waste solidification products ready for disposal, containing radioactive materials, with increased radiation resistance or reduced radiolysis gas formation from the category of the radioactive waste molded bodies solidified with hydraulically setting, hardening, inorganic materials that all or nearly all the positive properties of the known solidification products also have, but the disadvantages of the known products, in particular the R adiolysegas formation, the pressure buildup in the product or in the container, the risk of activity release from the container or the volatilization of radioactive Do not have nuclides in the production during the high temperature steps etc.
  • the object is achieved in a surprisingly simple manner according to the invention in that the mixtures of waste and cement-water slurry in closed containers at a temperature between room temperature can be allowed to harden to shaped bodies up to 150 ° C and that the hardened shaped bodies at a pressure between normal pressure and vacuum are subjected to a heat treatment at temperatures up to a maximum of 250 ° C to remove the unbound water present in the pores of the shaped bodies.
  • the waste is mixed or coated with a cement which contains 20 to 30% by weight of SiO 2 and 40 to 70% by weight of CaO, or 25 to 35% by weight of SiO 2 , 10 to 25. wt .-% CaO and 30 to 5 0 wt .-% Al203 contains.
  • the cement used can also contain additives such as bentonite.
  • a advantageous embodiment of the invention is characterized in that the heat treatment of the shaped body (step c) a temperature between 150 0 and 250 0 C and is carried out over a period of between 12 hours and 4 days.
  • the resulting aqueous solutions or aqueous slurries are mixed directly with the cement according to the invention with stirring in a container, which may also be the final storage container, or mixed indirectly in a mixing vessel and then filled into the container.
  • the solid, lumpy waste is poured over with a mixture made of cement according to the invention and water (W / Z value advantageously 0.3 to 0.6), possibly using low pressures.
  • the hydration (process step b)) is advantageously carried out at temperatures between room temperature and 100 ° C.
  • the removal of the excess water (process step c)) is advantageously carried out at temperatures between 100 ° C and 200 ° C.
  • the temperature and the duration of the heat treatment are strongly dependent on the composition and dimensions of the products.
  • the products should be heated up relatively slowly to avoid cracking.
  • the optimal heating and drying times must be adapted to the respective product composition and size. Heating rates in the range between 0.5 C / min have proven to be advantageous. and 2 ° C / min. lie.
  • the inventive method Compared to the previous known methods for solidifying the waste solutions or slurries, such as. B. solidification in a glass matrix, etc., the inventive method has a number of significant advantages.
  • the process technology for producing the waste products is very simple compared to glazing (mixing in the container by stirring in a separate mixing vessel and filling into the container).
  • the hydration of the products and the removal of the excess water takes place at comparatively low temperatures, therefore no radioactive elements escaping via the gas phase, e.g. Cesium and ruthenium.
  • Half of the samples from a), b) and c) were produced in accordance with the prior art, ie without heat treatment, only stored for 28 days at room temperature.
  • the other half of the samples were heat-treated according to the method of the invention, ie dewatered at 200 ° C.
  • all samples were irradiated with 10 MeV electrons up to 10 8 rad and the gas yield measured in ml / g and Mrad.
  • the weight loss of the dewatered samples was 23% by weight both in the samples under a) and in the samples under b) and under c). This corresponds to a residual water content of about 7 to 9 G ew .-% in the product.
  • Radiolysis gas formation for all samples is shown in the table below.
  • M means the weight, weighed after certain time intervals, for the corresponding sample, ⁇ M the weight change in percent of Starting weight. From the table it can easily be seen that after a certain period of time the weight change of the sample with the special cement becomes practically zero, ie after a certain amount of the quinary solution has been taken up, the mass of the sample remains the same. In contrast, the Portland cement sample (which corresponds to the prior art) swells, exhibits a significant increase in mass during increasing storage in the quinary solution and is therefore exposed to increased corrosion.

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Abstract

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw. verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten, radioaktiven Abfall-Formkörpern, bei welchem radioaktive, flüssige, wäßrige und/oder radioaktive feste Abfälle mit einer Zement-Wasser-Aufschlämmung vermischt bzw. umhüllt werden, erhärten gelassen werden und einer Wärmebehandlung unterzogen werden. Es sollen Produkte hergestellt werden, die alle bzw. nahezu alle positiven Eigenschaften bekannter Verfestigungsprodukte dieser Art besitzen, doch die Nachteile der bekannten Produkte, insbesondere die Radiolysegas-Bildung, der Druckaufbau im Produkt bzw. im Behälter, die Gefahr einer Aktivitätsfreisetzung aus dem Behälter oder die Verflüchtigung von radioaktiven Nukliden bei der Herstellung während der Hochtemperaturschritte usw. nicht aufweisen. Dies wird dadurch erreicht, daß die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden. Vorteilhafterweise wird als Zement ein portlandzementklinkerfreier Zement verwendet, wie z.B. Tiefbohrzement.

Description

  • Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw.verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten, radioaktiven Abfall-Formkörpern, bei welchem radioaktive, flüssige,wäßrige und/oder radioaktive feste Abfälle mit einer Zement-Wasser-Aufschlämmung vermischt bzw. umhüllt werden, erhärten gelassen werden und einer Wärmebehandlung unterzogen werden.
  • Unter den radioaktiven, flüssigen, wäßrigen und/oder radioaktiven festen Abfällen, die mit einem hohen Maß an Sicherheit für die Umwelt in dem vorliegenden Verfahren verfestigt und in den erhärtenden Formkörpern inkorporiert werden, sind solche zu verstehen, wie zum Beispiel
    • - hoch- und mittelradioaktive Stoffe und/oder Aktiniden enthaltende, wäßrige Abfallkonzentrate,
    • - in Wasser aufgeschlämmte, feinkörnige, feste Abfälle
    • - aktinidenhaltige Verbrennungsrückstände,
    • - feste, stückige Abfälle, wie Brennelementhülsen oder Core-Bauteile etc..
  • Zur Verfestigung von radioaktiven, wäßrigen Abfällen wurde bereits seit langem vorgeschlagen, das Volumen solcher Abfälle zu verringern, dabei die radioaktiven Stoffe aufzukonzentrieren, die Abfallkonzentrate entweder mit einem Zusatz von Glasbildnern einer Wärmebehandlung zu unterziehen,bis 'die radioaktiven Stoffe in der entstehenden Glasschmelze verteilt . -vorliegen und danach die Schmelze zu einem Festkörper erstarren zu lassen (DE-OS 26 09 299), oder mit silikathaltigen Tonen bzw. Ionenaustauschern zu mischen und zu einem festen Körper keramisch zu brennen (DE-PS 27 26 087).
  • Die Nachteile der Herstellung von Glasblöcken, die radioaktive Abfallstoffe inkorporiert enthalten, sind darin zu sehen, daß hierfür eine verhältnismäßig komplizierte und kostenaufwendige Verfahrenstechnik erforderlich ist. Ein weiterer Nachteil, sowohl bei der Verfestigung in Glas, als auch in Tonen, die gebrannt werden, ist der, daß bei Hochtemperaturschritten aus dem noch nicht verfestigten Abfall nennenswerte Mengen an radioaktiven Stoffen, wie z.B. Ruthenium, Cäsium etc., sich verflüchtigen und durch eine aufwendige Abgasreinigung mit Feststoff -Filtern, Kondensatabscheidern und Waschkolonnen zurückgehalten werden müssen.
  • Zur Verfestigung fester, stückiger Abfälle,wie Brennelementhülsen oder Core-Bauteile werden.zur Zeit Zementmischungen verwendet. Die Produkte werden nicht thermisch nachbehandelt. Die Nachteile zementierter hochradioaktiver oder mittelradioaktiver Abfall-, Aschen-, Brennelementhülsen- und Core-Bauteile-Produkte bestehen darin, daß durch den vergleichsweise hohen Wassergehalt unter dem Einfluß der von den Abfällen ausgehenden, radioaktiven Strahlung durch die strahlenchemische Zersetzung des Wassers große Mengen Wasserstoff und Sauerstoff gebildet werden. Dies könnte Nachteile für die Betriebssicherheit der Zwischen- und Endlagerung mit sich bringen. Außerdem müssen die Temperaturen der Produkte beim Lagern so geregelt werden, daß 100°C nicht überschritten werden. Bei höheren Temperaturen erfolgt eine Wasserfreisetzung aus den Produkten,was zu einem bedeutenden Druckaufbau im Produkt selbst und im Behälter führt. Dies kann bei einer Korrosion des Behälters evtl. zu Aktivitätsfreisetzungen aus dem Behälter führen.
  • Der Erfindung liegt nun die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw.verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten radioaktiven Abfall-Formkörpern, zu schaffen, die alle bzw. nahezu alle positiven Eigenschaften der bekannten Verfestigungsprodukte ebenfalls besitzen, doch die Nachteile der bekannten Produkte, insbesondere die Radiolysegas-Bildung,der Druckaufbau im Produkt bzw. im Behälter, die Gefahr einer Aktivitätsfreisetzung aus dem Behälter oder die Verflüchtigung von radioaktiven Nukliden bei der Herstellung während der Hochtemperaturschritte etc. nicht aufweisen.
  • Die Aufgabe wird auf überraschend einfache Weise erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliedenden Wassers unterzogen werden.
  • Eine vorteilhafte Ausbildung der Erfindung unter Verwendung von Spezialzementen ist dadurch gekennzeichnet, daß
    • a) der radioaktive Abfall mit einer Aufschlämmung eines portlandzementklinkerfreien Zementes vermischt bzw. umhüllt wird,
    • b) die aus a) erhaltenen Mischungen in geschlossenen Behältern bei Raumtemperatur oder bei einer Temperatur oberhalb Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden,
    • c) die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
  • Das Vermischen bzw. Umhüllen der Abfälle erfolgt erfindungsgemäß mit einem Zement, der 20 bis 30 Gew.-% Si02 und 40 bis 70 Gew.-% CaO enthält, oder der 25 bis 35 Gew.-% Si02, 10 bis 25. Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% Al203 enthält. Der verwendete Zement kann auch Zusatzstoffe wie Bentonite enthalten. Eine voteilhafte Ausbildung der Erfindung ist dadurch gekennzeichnet, daß die Wärmebehandlung der Formkörper (Schritt c) bei einer Temperatur zwischen 1500 und 2500 C und über eine Zeitdauer zwischen 12 Stunden und 4 Tagen durchgeführt wird.
  • Beispielsweise fallen bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen, bei der Fabrikation und Verarbeitung von Kernbrennstoffen sowie aus sonstigen kerntechnischen Anlagen u.a. folgende radioaktive Abfälle an, die nach dem erfindungsgemäßen Verfahren verfestigt werden können:
    • 1. Hochaktive Abfallösungen -das sind salpetersaure Lösungen von vorwiegend Schwermetallnitraten-, die bei der Abtrennung der Spaltprodukte aus abgebrannten Kernbrennstoffen bei deren Wiederaufarbeitung entstehen.
    • 2. Mittelaktive Abfallösungen -das sind überwiegend salpetersaure Lösungen mit in der Regel hohen Gehalten an Natriumnitrat, die an anderer Stelle als die hochaktiven Abfallösungen bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen und bei der Dekontamination in kerntechnischen Anlagen anfallen.
    • 3. Aktinidenkonzentrate, das sind Lösungen, Pulver, oder Verbrennungsrückstände, die vor allem bei der Verarbeitung und Fabrikation von Kernbrennstoffen als Abfallprodukte erhalten werden.
    • 4. Aschen und Rückstände aus der Verbrennung organischer radioaktiver Abfälle.
    • 5. Feste, stückige, metallische Abfälle wie Brennelementhülsen, Core-Bauteile, sonstige aktivierte und/oder kontaminierte metallische Abfälle, die in einem Betrieb von kerntechnischen Anlagen und bei der Wiederaufarbeitung von abgebrannten Kernbrennstoffen anfallen.
  • Die anfallenden wäßrigen Lösungen oder wäßrigen Aufschlämmungen werden in einem Behälter, der auch der Endlagerbebälter sein kann, direkt mit dem Zement gemäß der Erfindung unter Rühren vermischt oder indirekt in einem Mischgefäß gemischt und anschließend in den Behälter gefüllt. Die festen, stückigen Abfälle werden mit einer Mischung, hergestellt aus Zement gemäß der Erfindung und Wasser (W/Z-Wert vorteilhafterweise 0,3 bis 0,6) übergossen, evtl. unter Anwendung von geringen Drücken. Die Hydratation (Verfahrensschritt b)) wird vorteilhaft bei Temperaturen zwischen Raumtemperatur und 100°C durchgeführt. Die Entfernung des überschüssigen Wassers (Verfahrensschritt c)) wird vorteilhaft bei Temperaturen zwischen 100°C und 200°C durchgeführt. Die Temperatur und die Zeitdauer der Wärmebehandlung sind stark abhängig von der Zusammensetzung und den Abmessungen der Produkte. Das Aufheizen der Produkte sollte verhältnismäßig langsam erfolgen, um Rißbildungen zu vermeiden. Die optimalen Aufheiz- und Trocknungszeiten müssen der jeweiligen Produktzusammensetzung und-Größe angepaßt werden. Als vorteilhaft haben sich Aufheizraten erwiesen, die im Bereich zwischen 0,5 C/min. und 2°C/min. liegen.
  • Gegenüber den bisherigen, bekannten Verfahren zur Verfestigung der Abfallösungen oder Aufschlämmungen, wie z.B. Verfestigung in einer Glasmatrix usw., weist das erfindungsgemäße Verfahren eine Reihe von deutlichen Vorteilen auf.
  • Beispielsweise ist die Verfahrenstechnik zur Herstellung der Abfallprodukte im Vergleich zur Verglasung sehr einfach (Mischen im Behälter durch Rühren in einem separaten Mischgefäß und Abfüllen in den Behälter). Die Hydratation der Produkte und das Entfernen des überschüssigen Wassers (des in den Poren des Verfestigungsprodukts ungebunden vorliegenden Wassers) erfolgt bei vergleichsweise niedrigen Temperaturen, daher keine über die Gasphase entweichenden radioaktiven Elemente, wie z.B. Cäsium und Ruthenium.
  • Durch die niedrigen Temperaturen bei der Produktherstellung werden die Korrosionsraten'der verwendeten Apparaturen sehr gering gehalten.
  • Durch die Erniedrigung des Wassergehalts in den Produkten durch die thermische Nachbehandlung wird die Radiolysegas-Bildung in den Produkten entscheidend verringert. Die mechanische Beständigkeit wird durch diese Behandlung nicht beeinflußt, da nur auf vergleichsweise niedrige Temperatur erhitzt wird und nur überschüssiges Wasser abgetrennt wird, das nicht an der Struktur des Zementsteines beteiligt ist.
  • Durch die Erniedrigung des Wassergehalts können die Produkte bei Temperaturen gelagert werden, die über 1000C bis 150°C betragen, da kein freies Wasser mehr vorhanden ist und sich im Behälter deshalb kein erhöhter Wasserdampf-Partialdruck aufbauen kann und keine Aktivität freigesetzt werden kann.
  • Bei Verwendung spezieller Zemente (z.B. Tiefbohrzemente) erhält man Produkte, die wesentlich beständiger sind gegenüber dem Angriff wäßriger Salzlösungen und auch thermisch beständiger sind als Produkte die dem Stand der Technik entsprechen.
  • Bei den Brennelementhülsen-Verfestigungs-Produkten ergibt sich ein weiterer Vorteil:
    • Durch die thermische Nachbehandlung bis ca. 250°C wird die thermodynamisch mögliche Reaktion zwischen Zirkon und Wasser schnell ablaufen und durch die entstehende Oxidschicht schnell zum Stillstand kommen. Aufgrund der thermischen Nachbehandlung steht dann kein reaktionsfähiges Wasser mehr zur Verfügung. Dies bedeutet, daß die bei Untersuchungen festgestellten hohen Tritiumfreisetzungsraten aus konventionellen Brennelementhülsen-Zementprodukten bei den Verfestigungsprodukten gemäß der Erfindung nicht mehr auftreten werden. Ähnliches gilt für zementierte, tritiumhaltige Core-Bauteile.
  • Die Erfindung wird in den folgenden Beispielen näher erläutert ohne jedoch auf diese Beispiele eingeschränkt zu sein.
    • Beispiel 1:
  • Verringerung der Radiolysegas-Bildung als Folge der Wärmebehandlung:
    • Es wurden simulierte Verfestigungsblöcke im Labormaßstab (ca. 85 mm hoch und ca. 62 mm Durchmesser) aus Portlandzement 35 (PZ 35) mit einem Wasser-Zement-Wert W/Z = 0,4 hergestellt und zwar
      • a) mit Leitungswasser (Produktbezeichnung PZ 35/Zementstein (ohne r.a. Abfallj)
      • b) mit simulierter mittelradioaktiver Abfallösung (Produktbezeichnung PZ 35/MAW)
      • c) mit simulierter hochaktiver Abfallösung (PZ 35/ HAW).
  • Jeweils die Hälfte der Proben aus a),b) und c) wurden gemäß dem Stande der Technik gefertigt, d.h. ohne Wärmebehandlung, lediglich 28 Tage bei Raumtemperatur gelagert. Die jeweils andere Hälfte der Proben wurde nach dem erfindungsgemäßen Verfahren wärmebehandelt, d.h. bei 200°C entwässert. Danach wurden alle Proben mit 10 MeV-Elektronen bis auf 108 rad bestrahlt und die Gasausbeute in ml/g und Mrad gemessen. Der Gewichtsverlust der entwässerten Proben betrug sowohl bei den Proben unter a) als auch bei den Proben unter b) und unter c) jeweils 23 Gew.-%. Dies entspricht einem Restwassergehalt von ca. 7 bis 9 Gew.-% im Produkt. Die Radiolysegas-Bildung für alle Proben ist in der nachfolgenden Tabelle aufgeführt.
    Figure imgb0001
  • Aus den gemessenen Werten wird deutlich, daß die nach dem erfindungsgemäßen Verfahren behandelten Proben eine um eine bis zwei Zehner-Potenzen geringere Wasserstoffbildung aufwiesen.
  • In der nachfolgenden Tabelle sind die Werte für die Druckfestigkeit der Probenblöcke angegeben.
    • Druckfestigkeit:
  • PZ 35/Zementstein (ohne r.a. Abfall): W/Z = 0,4
    Figure imgb0002
  • PZ 35/MAW : W/Z = 0,4
    Figure imgb0003
    • PZ 35/HAW :
  • W/Z = 0,4
    Figure imgb0004
  • Die Ergebnisse zeigen, daß die mechanischen Eigenschaften der Verfestigungsprodukte, hergestellt nach dem erfindungsgemäßen Verfahren nicht oder nur unwesentlich verschlechtert werden gegenüber den nach dem Stand der Technik hergestellten Blöcken.
    • Beispiel 2:
  • Verringerung der Radiolysegas-Bildung als Folge der Wärmebehandlung unter Verwendung eines spezielien Zementes:
    • Wie in Beispiel 1 wurden Laborblöcke hergestellt, jedoch unter Verwendung eines Tiefbohrzementes,welcher keinen Portlandzementklinkeranteil aufweist und in die Gruppe Zemente zu rechnen ist, deren Hauptbestandteile in die Bereiche 20 bis 30 Gew.-% SiO2 und 40 bis 70 Gew.-% Ca0 fallen, anstelle des PZ 35. Es wurden nur Proben entsprechend a) in Beispiel 1 hergestellt. Der Wasser-Zement-Wert betrug ebenfalls 0,4, die Bestrahlungsart und -Dauer war die gleiche wie in Beispiel. 1. Die Wasserstoffbildungsrate betrug bei der bei Raumtemperatur 28 Tage lang gelagerten Probe (Stand der Technik) 2,5 . 10-3 ml/g und Mrad und bei der nach dem erfindungsgemäßen Verfahren behandelten (bei 200°C entwässerten) Probe nur 3,7 10-4 ml/g und Mrad.
    Beispiel 3:
  • Vergleichende Untersuchungen an Zementsteinproben ohne simulierten Abfall ( a) Radiolyse-Wasserstoffausbeute in Abhängigkeit von der Vorlagerzeit bei der γ-Bestrahlung; b) Gewichtsänderungen bei der Lagerung von unbestrahlten Proben in quinärer Lösung bei 100°C und einem bar):
    • a) Zur Simulierung einer umhüllenden Verfestigung von festen stückigen radioaktiven Abfällen wie Brennelementhülsen, die bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrenn- und/oder Brutstoffelemente anfallen, oder wie Core-Bauteile, wurde eine Zement-Wasser-Mischung aus einem speziellen Zement, welcher keinen Portlandzementklinkeranteil aufweist und in die Gruppe Zemente zu rechnen ist, deren Hauptbestandteile in die Bereiche 25 bis 35 Gew.-% SiO2, 10 bis 25 Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% Al203 fallen, hergestellten und unter Anwendung von geringem Druck in eine Form vergossen und ohne Zusatz inaktiver metallischer Stücke erhärten gelassen. Eine derartige Simulierung ist zulässig, weil die metallischen Stücke nicht am chemischen Geschehen während der Erhärtung der Zement-Wasser-Mischung teilnehmen. Zusätze an Metallstücken würden lediglich die Festigkeits-Eigenschaften verbessern, die jedoch zur Lösung der vorliegenden Aufgabe praktisch nichts beitragen. Die Zement-Wasser-Mischung hatte einen Wasserzementwert von W/Z = 0,45, der Probenkörper wurde 4 Tage lang bei 100°C ausgehärtet und danach 2 Tage lang bei ebenfall 100°C im Trockenschrank getrocknet. Es wurde danach keine Rißbildung beobachtet, der Gewichtsverlust betrug ca. 10%. Auf diese Weise hergestellte Proben wurden anschließend mit-γ-Strahlen bestrahlt und die durch Radiolyse erzeugte WasserstoffAusbeute der bestrahlten Zementsteinproben gemessen. Zum Vergleich wurden unter denselben Bedingungen Zementsteinproben aus Portlandzement 35 hergestellt und untersucht. Die Ergebnisse dieser Untersuchungen sind in den folgenden Tabellen aufgeführt und zum Vergleich einander gegenübergestellt.
      Figure imgb0005
    • b) Laborblöckchen, die unter Verwendung eines speziellen Zementes (wie oben beschrieben) hergestellt wurden, erwiesen sich bei Korrosionsuntersuchungen während der Lagerung in quinärer Lösung (Salzlösung mit der Zusammensetzung in Gew.-%: 24,7 % MgCl2: 2,3% MgSO4; 1, 9%. NaCl ; 3,3% KC1; 67,9 H20) wesentlich beständiger als die Blöckchen aus herkömmlichem Portland-Zement, wie einerseits eine visuelle Beurteilung und anderseits auch klar die Massenänderungen der unbestrahlten Proben während der Lagerung in der quinären Lösung aufzeigten.
      Figure imgb0006
  • In Tabelle 2 bedeuten M, das jeweils nach bestimmten Zeitabständen gewogene Gewicht für die entsprechende Probe, ΔM die Gewichtsveränderung in Prozenten des Ausgangsgewichts. Aus der Tabelle ist leicht erkennbar, daß nach einer gewissen Zeitdauer die Gewichtsänderung der Probe mit dem speziellen Zement praktisch Null wird, d.h. nach der Aufnahme einer gewissen Menge der quinären Lösung bleibt die Masse der Probe gleich. Demgegenüber quillt die Portland-Zement-Probe (die dem Stand der Technik entspricht) auf, weist einen deutlichen Massenzuwachs während zunehmender Lagerung in der quinären Lösung auf und ist somit erhöhter Korrosion ausgesetzt.
    • Beispiel 4:
  • Vergleichende Untersuchungen über Gewichtsveränderungen bei der Lagerung von Zement/MAW-Proben in quinärer Lösung:
    • Bei der Verfestigung von wäßrigen Konzentraten oder Aufschlämmungen (simulierter MAW) wird das Konzentrat mit dem Zement vermischt. Unter Verwendung eines Spezial-Zementes ohne PZ-Klinker (wie in Beispiel 3 beschrieben) wurden mit MAW-Simulat Proben mit einem Salzgehalt von 10 Gew.-% hergestellt (W/Z = 0,45). Bei Korrosionsuntersuchungen in quinärer Lösung bei 1000C erwiesen sich diese Produkte wesentlich korrosionsbeständiger als vergleichbare Produkte aus herkömmlichem Portland-Zement.
      Figure imgb0007

Claims (5)

1. Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw.ver- ringerterRadiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten radioaktiven Abfall-Formkörpern, bei welchem radioaktive, flüssige, wäßrige und/oder radioaktive feste Abfälle mit einer Zement-Wasser-Aufschlämmung vermischt bzw. umhüllt werden, erhärten gelassen werden und einer Wärmebehandlung unterzogen werden,
dadurch gekennzeichnet, daß
die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
2. Verfahren zur-Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abf'all-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw.verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindeneden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten radioaktiven Abfall-Formkörpern, bei welchem radioaktive, flüssige, wäßrige und/oder radioaktive feste Abfälle mit einer Zement-Wasser-Aufschlämmung vermischt bzw. umhüllt werden, erhärten gelassen werden und einer Wärmebehandlung unterzogen werden,
dadurch gekennzeichnet, daß
a) der radioaktive Abfall mit einer Aufschlämmung eines portlandzementklinkerfreien Zementes vermischt bzw. umhüllt wird,
b) die aus a) erhaltenen Mischungen in geschlossenen Behältern bei Raumtemperatur oder.bei einer Temperatur oberhalb Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden,
c) die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Vermischen bzw. Umhüllen der Abfälle mit einem Zement erfolgt, der 20 bis 30 Gew.-% SiO2 und 40 bis 70 Gew.-% CaO enthält.
4. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Vermischen bzw. Umhüllen der Abfälle mit einem Zement erfolgt, der 25 bis 35 Gew.-% SiO2, 10 bis 25 Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% Al2O3 enthält.
5. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Wärmebehandlung der Formkörper (Schritt c) bei einer Temperatur zwischen 150° und 250°C und über eine Zeitdauer zwischen 12 Stunden und 4 Tagen durchgeführt wird.
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