EP2673783A1 - Verfahren zur konditionierung flüssiger schwach radioaktiver abfälle - Google Patents

Verfahren zur konditionierung flüssiger schwach radioaktiver abfälle

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EP2673783A1
EP2673783A1 EP11785320.0A EP11785320A EP2673783A1 EP 2673783 A1 EP2673783 A1 EP 2673783A1 EP 11785320 A EP11785320 A EP 11785320A EP 2673783 A1 EP2673783 A1 EP 2673783A1
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EP
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waste
radioactive
briquettes
sorbent
granules
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EP11785320.0A
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Alexander POTEMKIN
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    • G21F9/04—Treating liquids
    • G—PHYSICS
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    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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    • H—ELECTRICITY
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    • H01M—PROCESSES OR MEANS, e.g. BATTERIES, FOR THE DIRECT CONVERSION OF CHEMICAL ENERGY INTO ELECTRICAL ENERGY
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    • Y02E60/30—Hydrogen technology
    • Y02E60/50—Fuel cells

Definitions

  • the proposed invention is in the field of nuclear technology, more specifically, it is a method for conditioning (processing) liquid low-level radioactive waste, in which pure water and electrical energy as end products fall, while the solid and gaseous components must be disposed of.
  • radioactive waste is an issue that has attracted more and more attention for some time now, not only among professionals, but among all people, as it is a constant threat to human life and health over many years.
  • the total amount of radioactive waste and spent fuel is 400 million m 3 of liquid waste, more than 200 million m 3 of solid waste and 8700 tonnes of spent fuel awaiting disposal.
  • a well-known method for Low level radioactive waste is due to the sorption of radionuclides in natural zeolites and the cementation of the resulting radioactive natural zeolites using a system of binding agents (see Patent RF 2154317).
  • the proposed process is closest to a process in which a sorbent is introduced into the liquid waste in order to prepare the batch and subsequently the waste is separated (see patent RF 2313147).
  • the deficiency of the known process is the incomplete sorption of the active material from the weakly active waste even with a maximum acidity of the solution of pH 12, because in the radioactive liquid remain after sorption 4% w Sr, 63.7% D7Cs, 14, 8% ⁇ ⁇ and 0.6% 'Am Am, which leads to a rather hazardous radiation background, not even taking into account the dangers emanating from the aerosol-containing water vapors, since they contain cesium, strontium and cobalt, which cause organic changes cause various organs in humans and pets.
  • the mass ratio of sorbent to waste is very high, considering the volumes of liquid wastes that must be subjected to extraction of the radioactive isotopes.
  • the technical solution of the proposed invention is to provide a conditioning method for low-level radioactive waste, which allows to extract the active ingredients from the waste, to recover clean water and to integrate and end-store the active residues.
  • a conditioning method for low-level liquid waste in which a sorbent is introduced into the liquid waste to prepare the batch and then the waste are separated, according to the invention, a hydrophobic carbon sorbent is used, after its introduction into the waste, the solid phase is ground up to a particle size of ⁇ 1 ⁇ m, and then, after drying the powder, this is pressed into a briquette, which is granulated, the granules of said granules being separated in the processing region for separation with constant stirring are treated with a micro-plasma, then the gaseous products are subjected to a cold oxidation of hydrogen, while the solid sediment of the radioactive constituents is compressed into briquettes.
  • the treatment with capacitive discharge generated microplasmas in the frequency range 0.5 + -l, 5 MHz, at a current density of 0.3 + 1.0 A cm 2 and voltages of 0.2 + 1.0 KV allows evaporation and oxidation the radioactive isotopes and the subsequent extraction.
  • the "dry bag” method is used at a pressure of 1.5-2 t / cm 2 , which reduces the volume of radioactive materials hundredfold.
  • the briquettes are coated with a slurry of SiAlON glass powder and fired at a temperature of 1770-1800 ° C for 1-3 hours.
  • the "cold" oxidation of the hydrogen in the ceramic based polymer using a nanoporous carrier at a temperature of 90-96 ° C serves to recover pure water and electric energy.
  • the batch is prepared.
  • the hydrophobic carbon sorbent is introduced into the radioactive liquid waste, to which all possible sorbents known from the literature, e.g. also coal, can be used.
  • the substances are mixed and ground the carbon sorbent in the liquid waste to a particle size of ⁇ 1 ⁇ . It is then dried, pressed into briquettes and granulated to granules 1-3 mm in diameter.
  • the proportion of liquid radioactive waste varies between 20 and 35% of the volume.
  • the granules are poured into a 1X18H10T steel chute and, with constant mixing, introduced into the processing area of the capacitively generated microplasma.
  • a nanostructured electrode is used to generate the microplasma forming capacitive discharges having a surface area of more than 20,000 m2 / g at an oxidation rate of 0.0002 mg / m2.1000 hr.
  • the hydrogen and the oxygen, separated from the gaseous components, form water and electrical energy through the cold oxidation of the hydrogen (S.O.K. Nr.5 / 2002 "Toplivnye elementy ( fuel cells)").
  • Example 1 As a batch, a mixture was used. Its contents, e.g. the sorbent, lignite is ground in the liquid waste to a particle size of ⁇ 0.9 itm. It is then dried, pressed into briquettes and granulated to a particle size of 1-3 ⁇ .
  • contents e.g. the sorbent, lignite is ground in the liquid waste to a particle size of ⁇ 0.9 itm. It is then dried, pressed into briquettes and granulated to a particle size of 1-3 ⁇ .
  • the liquid radioactive waste amounting to 100 cm 3 with a concentration of "nuclear slag" of up to 5% of the volume was subjected to microplasmas generated by capacitive discharges for 60 minutes at a frequency of 0.5 MHz and a current density of 0.3 A. / cm 2 and a voltage of 0.2 KV.
  • the cold oxidation of the hydrogen was carried out on the basis of karbosilane, which impregnated an ultraporous support of magnesium oxide, at a temperature of 50 ° C.
  • the residual content of radioactive constituents after conditioning was 0.0065% Vol., The obtained EMF (electromotive force) 0.72 KW.
  • the pressing of the semi-dry residue with the sorbent was carried out in a polyurethane sheath under a pressure of 1.5 t / cm 2 , the briquettes were covered with a slurry of 0 1 - SiAlON and ethyl silicate, dried and at a temperature of 1700 ° C. Burned in the air for 1 hour.
  • Example 2 The liquid radioactive waste amounting to 100 cm 3 with a concentration of "nuclear slag" of up to 7.5% of the volume was subjected to microplasmas generated by capacitive discharges for 60 minutes at a frequency of 1.0 MHz, a current density of 0.6 A / cm 2 and a voltage of 0.6 KV.
  • the cold oxidation of the hydrogen was carried out on the basis of karbosilane, which impregnated an ultraporous support of magnesium oxide, at a temperature of 75 ° C.
  • the residual content of radioactive components after conditioning was 0.0080% Vol., The obtained EMF (Electromotive Force) 0.81 KW.
  • the squeezing of the residue with the sorbent was carried out in a polyurethane sheath under a pressure of 1.7 t cm 2 , the obtained briquettes were covered with a slurry of O'-SiAlON and ethyl silicate, dried and at a temperature of 1750 ° C for 2 hours long burned in the air.
  • Example 3 The liquid radioactive waste amounting to 100 cc with a concentration of "nuclear slag" of up to 1.1% of the volume was treated with capacitive discharge microplasmas for 60 minutes at a frequency of 1.5 MHz, a current density of 1.0 A / cm 2 and a voltage of 1.0 KV.
  • the cold oxidation of the hydrogen was carried out on the basis of a carbosilane-impregnated ultra-porous support of magnesium oxide at a temperature of 96 ° C.
  • the residual content of "slags" was 0.0012% Vol., The recovered EMK 1.0 KW.
  • the compression of the "slag" with the sorbent was carried out in a polyurethane sheath under a pressure of 2 t / cm 2, the briquettes obtained were covered with a slurry of 01-SiAION and ethyl silicate, dried and at a temperature of 1700 ° C for 3 hours burned in the air.

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Description

Verfahren zur Konditionierung flüssiger schwach radioaktiver Abfälle.
Verfahren zur Konditionierung flüssiger schwach radioaktiver Abfalle. Die vorgeschlagene Erfindung gehört in den Bereich der Nukleartechnologie, genauer gesagt handelt es sich um ein Verfahren zur Konditionierung (Bearbeitung) flüssiger schwach radioaktiver Abfalle, bei dern als Endprodukte reines Wasser und elektrische Energie abfallen, während die festen und gasförmigen Bestandteile endgelagert werden müssen.
Der Umgang mit radioaktiven Abfallen ist ein Thema, das seit geraumer Zeit immer mehr Aufmerksamkeit auf sich zieht, und das nicht nur unter Fachleuten sondern bei allen Menschen, da diese Abfälle über viele Jahre hinweg eine ständige Gefahr für Leben und Gesundheit der Menschen darstellen.
Die Gesamtmenge der radioaktiven Abfalle und der verbrauchten Brennstoffe beläuft sich auf 400 Mill. m3 Flüssigabfalle, mehr als 200 Mill. m3 Festabfälle und 8700 t abgebrannte Brennelemente, die auf ihre Endlagerung warten.
Ein bekanntes Verfahren zur schwach radioaktiver Abfalle beruht auf der Sorption der Radionuklide in natürlichen Zeolithen und der Zementierung der erhaltenen radioaktiven natürlichen Zeolithe unter Verwendung eines Systems von bindenden Stoffen (vgl. Patent RF 2154317).
Dieses Verfahren weist jedoch eine Reihe von Beschränkungen und wesentlichen Mängeln auf, die sich aus der Anwesenheit nicht löslicher Erdölprodukte in den radioaktiven Abfällen ergeben:
- die niedrige Wasserfestigkeit des Zementsteins auf Grund der Wechselwirkungen des Bindestoff-Systems, mit welchem ein neuer Typ von Zementcompound geschaffen wird, der Alkalischlacken-Zementstein;
- der hohe Anteil an radioaktivem Flüssigabfällen, der nach der Bearbeitung langfristig gelagert bzw. endgelagert werden muss;
- die grosse Gefahr, die das Verfahren während der Oxydation der Abfalle verursacht.
In technischer Hinsicht kommt dem vorgeschlagenen Verfahren ein Verfahren am nächsten, bei dem zur Vorbereitung der Charge ein Sorbens in die Flüssigabfalle eingebracht wird und anschliessend die Abfälle abgetrennt werden (s. Patent RF 2313147).
Der Mangel des bekannten Verfahrens ist die unvollständige Sorption des aktiven Materials aus den schwach aktiven Abfällen selbst bei einem maximalen Säuregehalt der Lösung von pH 12, denn in der radioaktiven Flüssigkeit verbleiben nach der Sorption 4% wSr, 63,7% D7Cs, 14,8% ωΟο und 0,6% '"Am, was zu einem recht gefahrenträchtigen Strahlungsuntergrund führt, wobei noch nicht einmal die Gefahren berücksichtigt sind, die von den aerosolhaltigen Wasserausdunstungen ausgehen, da diese Zäsium, Strontium und Kobalt enthalten, welche organische Veränderungen in verschiedenen Organen bei Menschen und Haustieren verursachen. Ausserdem ist das Massenverhältnis von Sorbens zu Abfall sehr hoch, wenn man die Volumina an Flüssigabfällen betrachtet, die einer Extraktion der radioaktiven Isotope unterzogen werden müssen.
Bekannt ist, dass für die Behandlung einer Tonne, d.h. 1000 I flüssiger radioaktiver Abfälle jeweils 200 g Sorbens benötigt werden. Bedenkt man nun, dass das Volumen der flüssigen radioaktiven Abfälle mehr als 2 Mill. t beträgt, kommt man auf eine Menge an radioaktiv gewordenem Sorbens, das endgelagert werden muss, von mehr als 2.000 t. Bei dem ständigen Anstieg der flüssigen radioaktiven Abfälle reichen die technischen Möglichkeiten nicht aus, um sie alle einer Endlagerung zuzuführen.
Ausserdem sei angemerkt, dass beide genannten Verfahren nicht in der Lage sind, die radioaktiven Bestandteile herauszuziehen und wiederverwendbares sauberes Wasser zu liefern.
Die technische Lösung der vorgeschlagenen Erfindung besteht in der Schaffung eines Konditionierverfahrens für schwach radioaktive Abfälle, das es erlaubt, die aktiven Bestandteile aus dem Abfall herauszuziehen, sauberes Wasser zu gewinnen und die aktiven Reststoffe einzubinden und endzulagern.
Die technische Lösung wird in der vorgeschlagenen Erfindung dadurch erreicht, dass ein Konditionierverfahren für schwachaktive Flüssigabfälle entwickelt wird, bei dem zur Vorbereitung der Charge ein Sorbens in die Flüssigabfalle eingebracht wird und anschliessend die Abfälle abgetrennt werden, wobei gemäss der Erfindung ein hydrophobes Kohlenstoffsorbens benutzt wird, nach dessen Einführung in die Abfalle die feste Phase bis zu einer Teilchengrösse von < 1 im gemahlen wird, und anschliessend nach dem Trocknen des Pulvers dieses zu einem Brikett gepresst wird, welches granuliert wird, wobei die Körner dieses Granulats zur Separation unter ständigem Rühren im Bearbeitungsbereich mit einem Mikroplasma behandelt werden, danach werden die gasförmigen Produkte einer kalten Oxidation des Wasserstoffs unterzogen, während das Festsediment der radioaktiven Bestandteile zu Briketts verpresst wird.
Die Behandlung mit durch kapazitive Entladung erzeugten Mikroplasmen im Frequenzbereich 0,5+-l,5 MHz, bei einer Stromdichte von 0,3+1,0 A cm2 und Spannungen von 0,2+1,0 KV ermöglicht die Verdampfung und Oxidation der radioaktiven Isotope und die anschliessende Extraktion.
Für die Brikettierung des radioaktiven Festsediments kommt die "Trockenbeutel"-Methode bei einem Druck von 1,5-2 t/cm2 zur Anwendung, wodurch die Volumina an radioaktiven Materialien hundertfach verringert werden.
Zur Isolierung des radioaktiven Materials von Milieus mit hohem Säuregehalt, Temperaturen und abrasivem Verschleiss und zur Verhinderung radioaktiver Aerosole werden die Briketts mit einem Schlicker aus SiAlON-Glaspulver bedeckt und bei einer Temperatur von 1770-1800 °C 1-3 Stunden lang gebrannt. Die "kalte" Oxidation des Wasserstoffs im Elektrolyt auf der Basis eines keramisierenden Polymers unter Anwendung eines nanoporösen Trägers bei einer Temperatur von 90-96 °C dient der Gewinnung von reinem Wasser und Elektroenergie.
Das Verfahren ist, wie im Folgenden beschrieben, umzusetzen.
Zunächst wird die Charge vorbereitet. Dafür wird das hydrophobe Kohlenstoffsorbens in die radioaktiven Flüssigabfalle eingebracht, wozu alle möglichen aus der Literatur bekannten Sorbentien, z.B. auch Kohle, benutzt werden können.
Die Stoffe werden vermischt und das Kohlenstoffsorbens im Flüssigabfall auf eine Teilchengrösse von < 1 μπι gemahlen. Danach wird es getrocknet, zu Briketts verpresst und zu Körnern von 1-3 mm Durchmesser granuliert.
In den so gewonnenen Körnern schwankt der Anteil an flüssigen radioaktiven Abfallen zwischen 20 und 35 % des Volumens.
Das Granulat wird in eine Rinne aus Stahl der Sorte 1X18H10T geschüttet und unter ständigem Mischen in den Bearbeitungsbereich des kapazitiv erzeugten Mikroplasmas eingeführt.
Bei der vorgeschlagenen Erfindung wird eine nanostrukturierte Elektrode zur Erzeugung der mikroplasmenbildenden kapazitiven Entladungen mit einer spezifischen Oberfläche von mehr als 20.000 m2/g mit einer Oxidationsrate von 0,0002 mg/m2.1000 h verwendet.
Das in den Körnern des Granulats kapazitiv erzeugte Plasma, das eine Temperatur von 5-7.103 °C schafft, führt zur Dissoziation des Wassers in Wasserstoff und Sauerstoff, sublimiert sowie oxidiert die aktiven Bestandteile, wobei es sie in ein Sediment überführt, und sublimiert die gasförmigen Bestandteile und kondensiert sie.
Auf diese Weise gewinnt man aus der Behandlung des Granulats, dessen Körner die flüssigen radioaktiven Abfalle einschliesslich solcher aus Erdölprodukten und das gemahlene Sorbens enthalten, mit Hilfe der Mikroplasmen als gasförmige Produkte Wasserstoff, Sauerstoff, Kohlenmonoxid, radioaktives Xenon und Kiypton sowie die festen radioaktiven Reststoffe (Zäsium, Strontium, lod als Oxid).
Der Wasserstoff und der Sauerstoff bilden, abgetrennt von den gasförmigen Bestandteilen, durch die kalte Oxidation des Wasserstoffs Wasser und elektrische Energie (S.O.K. Nr.5/2002 "Toplivnye elementy (=Brennstoffzellen)").
Das radioaktive Festsediment wird mittels der "TrockenbeuteI"-Methode bei einem Druck von l,5-2/cm2 brikettiert (s. "Gidrostati&skoe pressirovanie porogkovyx elementov(=Hydrostatische Komprimierung pulverformiger Stoffe)", Produktionskooperative "Isostat",
Emailadresse: izostat@vandex.ru). Vor der Endlagerung werden die Briketts mit einem Schlicker aus SiAlON-GIaspulver bedeckt und bei einer Temperatur von 1770-1800°C 1-3 Stunden lang gebrannt.
Bei den durchgeführten Patentrecherchen konnten keine mit der vorgeschlagenen Lösung identische Verfahren zur Konditionierung flüssiger schwach radioaktiver Abfälle gefunden werden, daher erfüllt die hier vorgeschlagene Erfindung das Kriterium der "Neuheit".
Unserer Meinung nach ergibt sich die Erfindung nicht im Wesentlichen aus den bekannten Lösungen und deshalb erfüllt die vorgeschlagene Erfindung das Kriterium des "erfinderischen
Schrittes".
Wir sind der Meinung, dass die Angaben in der dem Antrag beigefügten Dokumentation zur praktischen Herstellung der Erfindung ausreichend sind.
Die besten Anwendungsbeispiele bei verschiedenen Konzentrationen der flüssigen radioaktiven Abfälle möchten wir im Folgenden darstellen.
Beispiel 1. Als Charge wurde ein Gemisch verwendet. Dessen Inhalt,z.B. das Sorbens, Braunkohle wird im Flüssigabfall auf eine Teilchengrösse von < 0,9 itm gemahlen. Danach wird es getrocknet, zu Briketts verpresst und auf eine Korngrösse von 1-3 μπι granuliert.
Der flüssige radioaktive Abfall im Umfang von 100 cm3 mit einer Konzentration der "Nuklearschlacke" von bis zu 5 % des Volumens wurde mit durch kapazitive Entladungen erzeugten Mikroplasmen 60 Minuten lang bei einer Frequenz von 0,5 MHz und einer Stromdichte von 0,3 A/cm2 und einer Spannung von 0,2 KV behandelt.
Die kalte Oxidation des Wasserstoffs wurde auf der Basis von Karbosilan, das einen ultraporösen Träger aus Magnesiumoxid durchtränkte, bei einer Temperatur von 50 °C durchgeführt.
Der Restgehalt an radioaktiven Bestandteilen nach der Konditionierung betrug 0,0065 % Vol., die gewonnene EMK (elektromotorische Kraft) 0,72 KW.
Die Verpressung des halbtrockenen Rests mit dem Sorbens wurde in einer Polyurethanhülle unter einem Druck von 1,5 t/cm2 durchgeführt, die gewonnenen Briketts wurden mit einem Schlicker aus 01- SiAlON und Ethylsilikat bedeckt, getrocknet und bei einer Temperatur von 1700 °C 1 Stunde lang an der Luft gebrannt.
Beispiel 2. Der flüssige radioaktive Abfall im Umfang von 100 cm3 mit einer Konzentration der "Nuklearschlacke" von bis zu 7,5% des Volumens wurde mit durch kapazitive Entladungen erzeugten Mikroplasmen 60 Minuten lang bei einer Frequenz von 1,0 MHz, einer Stromdichte von 0,6 A/cm2 und einer Spannung von 0,6 KV behandelt.
Die kalte Oxidation des Wasserstoffs wurde auf der Basis von Karbosilan, das einen ultraporösen Träger aus Magnesiumoxid durchtränkte, bei einer Temperatur von 75 °C durchgeführt.
Der Restgehalt an radioaktiven Bestandteilen nach der Konditionierung betrug 0,0080 % Vol., die gewonnene EMK (elektromotorische Kraft) 0,81 KW. Die Verpressung des Rests mit dem Sorbens wurde in einer Polyurethanhülle unter einem Druck von 1,7 t cm2 durchgeführt, die gewonnenen Briketts wurden mit einem Schlicker aus O'-SiAlON und Ethylsilikat bedeckt, getrocknet und bei einer Temperatur von 1750 °C 2 Stunden lang an der Luft gebrannt.
Beispiel 3. Der flüssige radioaktive Abfall im Umfang von 100 cm3 mit einer Konzentration der "Nuklearschlacke" von bis zu 1,1 % des Volumens wurde mit durch kapazitive Entladungen erzeugten Mikroplasmen 60 Minuten lang bei einer Frequenz von 1,5 MHz, einer Stromdichte von 1,0 A/cm2 und einer Spannung von 1,0 KV behandelt.
Die kalte Oxidation des Wasserstoffs wurde auf der Basis eines mit Karbosilan durchtränkten ultraporösen Träger aus Magnesiumoxid bei einer Temperatur von 96 °C durchgeführt.
Der Restgehalt an "Schlacken" betrug 0,0012 % Vol., die gewonnene EMK 1,0 KW.
Die Verpressung der "Schlacke" mit dem Sorbens wurde in einer Polyurethanhülle unter einem Druck von 2 t/cm2 durchgeführt, die gewonnenen Briketts wurden mit einem Schlicker aus 01-SiAION und Ethylsilikat bedeckt, getrocknet und bei einer Temperatur von 1700 °C 3 Stunden lang an der Luft gebrannt.
Die Resultate der durchgeführten Experimente haben gezeigt, dass das vorgeschlagene Verfahren zur Konditionierung flüssiger schwach radioaktiver Abfälle nur unter den oben angeführten Bedingungen und Mischungsverhältnissen erfolgreich durchgeführt werden kann.
Falls die Parameter nur einer der in einem Beispiel angegebenen Verfahrensbedingungen die genannten Werte überschreitet, so kann das technische Resultat nicht erreicht werden.
Dies lässt darauf schliessen, dass die angegebenen Werte ftir die Parameter des Verfahrens zur Konditionierung flüssiger schwach radioaktiver Abfalle zu den wesentlichen Merkmalen dieser Erfindung zählen.

Claims

Patentansprüche
1. Ein Konditionierverfahren für radioaktive Flüssigabfälle, bei dem zur Vorbereitung der Charge ein Sorbens in die Flüssigabfalle eingebracht wird und anschliessend die Abfalle abgetrennt werden, wobei sich das Verfahren dadurch auszeichnet, dass ein hydrophobes Kohlenstoffsorbens benutzt wird, nach dessen Einführung in die Abfälle die feste Phase bis zu einer Teilchengrösse von < 1 μιη gemahlen wird, und anschliessend nach dem Trocknen des Pulvers dieses zu einem Brikett gepresst wird, welches zu Körnern (Globuli) granuliert wird, wobei dieses Granulat zur Separation unter ständigem Rühren im Bearbeitungsbereich mit einem Mikroplasma behandelt werden, danach werden die gasförmigen Produkte einer "kalten Oxidation des Wasserstoffs" unterzogen, während das Festsediment der radioaktiven Bestandteile zu Briketts verpresst wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass dass die Behandlung mit durch kapazitive Entladung erzeugten Mikroplasmen im Frequenzbereich 0,5+1,5 MHz, bei einer Stromdichte von 0,3+1,0 A/cm2 und Spannungen von 0,2+1,0 KV durchgeführt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das radioaktive Festsediment mittels der "Trockenbeutel"-Methode bei einem Druck von 1,5-2 t cm2 zu Briketts komprimiert wird.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Briketts mit einem Schlicker aus SiAlON-Glaspulver bedeckt und bei einer Temperatur von I770-1800°C 1-3 Stunden lang gebrannt werden.
5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass eine "kalte" Oxidation des Wasserstoffs im Elektrolyt auf der Basis eines keramisierenden Polymers unter Anwendung eines nanoporösen Trägers bei einer Temperatur von 90-96°C durchgeführt wird.
EP11785320.0A 2011-10-20 2011-10-20 Verfahren zur konditionierung flüssiger schwach radioaktiver abfälle Withdrawn EP2673783A1 (de)

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