EP0054604B1 - 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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EP0054604B1
EP0054604B1 EP19810100979 EP81100979A EP0054604B1 EP 0054604 B1 EP0054604 B1 EP 0054604B1 EP 19810100979 EP19810100979 EP 19810100979 EP 81100979 A EP81100979 A EP 81100979A EP 0054604 B1 EP0054604 B1 EP 0054604B1
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EP
European Patent Office
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radioactive
cement
waste
molded bodies
heat treatment
Prior art date
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EP19810100979
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French (fr)
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EP0054604A2 (de
EP0054604A3 (en
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Rainer Dr. Dipl.-Chem. Köster
Peter Dipl. Chem Vejmelka
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Karlsruher Institut fuer Technologie KIT
Original Assignee
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
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Publication of EP0054604A3 publication Critical patent/EP0054604A3/de
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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 substances with high radiation resistance or low radiolysis gas formation from the category of the radioactive waste moldings consolidated with hydraulically setting, hardening, inorganic materials, with soft 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.
  • 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, the radiation-chemical decomposition of the water causes large amounts of hydrogen and Oxygen are formed. This could have disadvantages for the operational safety of the intermediate 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 substances, with high radiation resistance or less radiolysis gas formation from the category of the radioactive waste moldings solidified with hydraulically setting, hardening, inorganic materials , which all or almost all positive properties of the known solidification products also have, but the disadvantages of the known products, in particular the formation of radiolysis gas, the pressure build-up in the product or in the container, the risk of activity being released from the container or the volatilization of radioactive nuclides in the manufacture 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 are hardened with a cement containing Portland cement clinker in closed containers at a temperature between room temperature and 150.degree. C. to give shaped bodies and in that the hardened moldings are added Normal pressure or at a negative pressure, a heat treatment at temperatures from 100 ° C to a maximum of 250 ° C to remove the pores of the molded bodies from free water.
  • the cement used can also contain additives such as bentonite.
  • An advantageous embodiment of the invention is characterized in that the heat treatment of the shaped bodies (step c) is carried out at a temperature between 150 ° and 250 ° C and 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 and 2 ° C./min have proven to be advantageous.
  • 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 (of the water present in the pores of the solidification product) takes place at comparatively low temperatures, and therefore no radioactive elements escaping via the gas phase, such as e.g. B. cesium and ruthenium.
  • the products By lowering the water content, the products can be stored at temperatures that are above 100 ° C to 150 ° C, since there is no longer any free water and therefore no increased water vapor partial pressure can build up and no activity can be released.
  • 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 by the method according to the invention, ie dewatered at 200 ° C. and normal pressure.
  • 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 approx. 7 to 9% by weight in the product.
  • Radiolysis gas formation for all samples is shown in the table below.
  • Example 1 laboratory blocks were produced, but using a deep drilling cement, which has no Portland cement clinker content and is to be included in the group of cements, the main components of which are in the ranges 20 to 30% by weight SiO 2 and 40 to 70% by weight CaO fall, instead of the PZ 35. Only samples corresponding to a) in Example 1 were produced. The water-cement ratio was also 0.4, the type of irradiation and duration was the same as in Example 1. The hydrogen production rate was at 28 days stored at room temperature, the sample (prior art) 2.5 - 10- 3 ml / g and Mrad and dewatered in the group treated by the inventive process (at 200 ° C and atmospheric pressure sample only 3.7. 10- 4 ml / g and Mrad.
  • M means the weight weighed for certain samples after a certain time interval
  • 4M the weight change in percent of the 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, i. H. after taking up a certain amount of the quinary solution, 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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Description

  • Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit hoher Strahlenbeständigkeit bzw. geringer Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten, radioaktiven Abfall-Formkörpern, bei weichem 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
    • - aktinidenhaltigeverbrennungsrückstände,
    • - feste, stückige Abfälle, wie Brennelementhülsen oder Kern-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-A-2 609 299), oder mit silikathaltigen Tonen bzw. Ionenaustauschern zu mischen und zu einem festen Körper keramisch zu brennen (DE-B-2 726 087).
  • 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 Kern-Bauteile werden zur Zeit Zementmischungen verwendet. Die Produkte werden nicht thermisch nachbehandelt. Die Nachteile zementierter hochradioaktiver oder mittelradioaktiver Abfall-, Aschen-, Brennelementhülsen-und Kern-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 hoher Strahlenbeständigkeit bzw. geringerer Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigen 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 mit einem portlandzementklinkerhaltigen Zement in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei Normaldruck oder bei einem Unterdruck einer Wärmebehandlung bei Temperaturen von 100°C bis maximal 250°C zur EntfernungdesindenPorenderFormkörperungebundenvorliegendenWassersunterzogenwerden.
  • Eine vorteilhafte Ausbildung der Erfindung unter Verwendung von Spezialelementen ist dadurch gekennzeichnet, daß
    • a) der radioaktive Abfall mit einer Aufschlämmung eines portlandzementklinkerfreien Zementes, der entweder 20 bis 30 Gew.-% Si02 und 40 bis 70 Gew.-% CaO oder 25 bis 35 Gew.-% Si02, 10 bis 25 Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% A1203 enthält, vermischt bzw. umhüllt wird,
    • b) die aus a) erhaltenen Mischungen in geschlossenen Behältern bei Raumtemperatur oder bei einer Temperaturoberhalb Raumtemperatur bis 150° Czu geformten Körpern erhärten gelassenwerden,
    • c) die erhärteten Formkörper bei Normaldruck oder bei einen Unterdruck einer Wärmebehandlung bei Temperaturen von 100°C bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
  • Der verwendete Zement kann auch Zusatzstoffe wie Bentonite enthalten. Eine vorteilhafte Ausbildung der Erfindung ist 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.
  • 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, Kern-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 Endlagerbehälter 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 Hydration (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 100° C 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 Verfestigungs- produkten gemäß der Erfindung nich mehr auftreten werden. Ähnliches gilt für zementierte, tritiumhaltige Kern-Bauteile.
  • Die Erfindung wird in den folgenden Beispielen näher erläutert ohne jedoch auf diese Beispiele eingeschränkt zu sein.
    • Beispiel 1 Verringerung der Radiolysgas-Bildung als Folge der Wärmebehandlung
  • Es wurden simulierte Verfestigungsblöcke im Labormaßstab (ca. 85 mm hoch und ca. 62 mm Durchmesser) aus Portlandzement 35 (PZ35) miteinem Wasser-Zement-Wert W/Z = 0,4 hergestellt, und zwar
    • a) mit Leitungswasser (Produktbezeichnung PZ 35/Zementstein [ohne r. a. Abfall])
    • 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 und Normaldruck 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:
    Figure imgb0002
  • 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 speziellen 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.-% Si02 und 40 bis 70 Gew.-% CaO 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 und Normaldruck 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 y-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 Kern-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.-% Si02, 10 bis 25 Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% Al2O3 fallen, hergestellt 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 ebenfalls 100°C im Trockenschrank bei Normaldruck getrocknet. Es wurde danach keine Rißbildung beobachtet, der Gewichtsverlust betrug ca. 10%. Auf diese Weise hergestellte Proben wurden anschließend mit y-Strahlen bestrahlt und die durch Radiolyse erzeugte Wasserstoff-Ausbeute 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 imgb0003
    • 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% MgC12; 2,3% MgS04; 1,9% NaCI; 3,3% KCI; Rest H20) wesentlich beständiger als die Blöckchen aus herkömmlichen Portland-Zement, wie einerseits eine visuelle Beurteilung und andererseits auch klar die Massenänderungen der unbestrahlten Proben während der Lagerung in der quinären Lösung aufzeigten.
      Figure imgb0004
  • In Tabelle 2 bedeuten M, das jeweils nach bestimmten Zeitabständen gewogene Gewicht für die entsprechende Probe, 4M die Gewichtsveränderung in Prozenten des Ausgangsgewichts. Aus der Tabelle ist leicht erkennbar, daß nach einer gewissen Zeidauer 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 100°C erwiesen sich diese Produkte wesentlich korrosionsbeständiger als vergleichbare Produkte aus herkömmlichem Portland-Zement.
    Figure imgb0005

Claims (3)

1. Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit hoher Strahlenbeständigkeit bzw. geringer 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, dadurch gekennzeichnet, daß
die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung mit einem portlandzementklinkerhaltigen Zement in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150° C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß
die erhärteten Formkörper bei Normaldruck oder bei einem Unterdruck einer Wärmebehandlung bei Temperaturen von 100°C 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 Abfall-Verfestigungsprodukten mit hoher Strahlenbeständigkeit bzw. geringer 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, dadurch gekennzeichnet, daß
a) der radioaktive Abfall mit einer Aufschlämmung eines portlandzementklinkerfreien Zementes, der entweder 20 bis 30 Gew.-% Si02 und 40 bis 70 Gew.-% CaO oder 25 bis 35 Gew.-% Si02, 10 bis 25 Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% A1203 enthält, 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 Normaldruck oder bei einem Unterdruck einer Wärmebehandlung bei Temperaturen von 100°C bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
3. 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 4Tagen durchgeführt wird.
EP19810100979 1980-12-19 1981-02-12 Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten Expired EP0054604B1 (de)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19803048001 DE3048001A1 (de) 1980-12-19 1980-12-19 Verfahren zur herstellung von endlagerreifen, radioaktive stoffe enthaltenden abfall-verfestigungsprodukten mit erhoehter strahlenbestaendigkeit bzw. verringerter radiolysegas-bildung aus der kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushaertenden, anorganischen materialien verfestigten, radioaktiven abfall-formkoerpern
DE3048001 1980-12-19

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