KR101450016B1 - 폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도 - Google Patents

폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도 Download PDF

Info

Publication number
KR101450016B1
KR101450016B1 KR1020127027990A KR20127027990A KR101450016B1 KR 101450016 B1 KR101450016 B1 KR 101450016B1 KR 1020127027990 A KR1020127027990 A KR 1020127027990A KR 20127027990 A KR20127027990 A KR 20127027990A KR 101450016 B1 KR101450016 B1 KR 101450016B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
waste
package
manufacturing
graphite
glass
Prior art date
Application number
KR1020127027990A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20120125670A (ko
Inventor
밀란 로바트
리하르트 제만
칼-하인츠 그로세
Original Assignee
에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하 filed Critical 에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하
Publication of KR20120125670A publication Critical patent/KR20120125670A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101450016B1 publication Critical patent/KR101450016B1/ko

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
    • 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
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • 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
    • G21F9/20—Disposal of liquid waste
    • G21F9/22—Disposal of liquid waste by storage in a tank or other container

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

본 발명은 방사성 폐기물의 보관을 위한 컨테이너에 관한 것이며, 상기 컨테이너는 안전하고, 매우 긴 최종 보관에 적절하고, 습기 불침투성, 내부식성 그래파이트 매트릭스를 포함하고 금속 내에 감싸지고 상기 매트릭스 안에 매립되는 폐기물 생성물들을 포함한다. 본 발명은 또한 이러한 컨테이너들의 제조 방법에 관한 것이다.

Description

폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도{PACKAGE FOR STORING WASTE, MANUFACTURING METHOD AND USE THEREOF}
본 발명은, 매우 길고 안전한 궁극적인 처분에 적절하고, 습기 불침투성, 내부식성 그래파이트 매트릭스 그리고, 매트릭스 안에 매립되는 적어도 하나의 폐기물 격벽(compartment)을 갖는, 폐기물의 보관을 위한 패키지에 관한 것이다. 또한, 패키지들의 제조 방법 및 이들의 사용이 설명된다.
"폐기물" 이라는 용어는 임의의 종류의 폐기물을 나타내며; 바람직하게는 방사선을 방출하는 폐기물 및 분열 및 붕괴 생성물들을 함유하는 폐기물 각각을 나타낸다. 본 발명은 높은 레벨의 방사능을 갖는 폐기물, 소위 고레벨 폐기물(High Level Waste; HLW)의 궁극적인 처분을 위해 특히 적절하다. 이는 예컨대 쓰여진 핵 연료 요소들의 재처리에 의해 생기는, 폐기물이다. 게다가, 재처리되지 않은 쓰여진 핵 연료 요소들은 다른 것들 중에서 HLW 로서 분류된다.
유럽에서 단독으로, 중간 보관 설비들에서의 재처리 시설들로부터 약 8000 입방미터의 HLW 가 있다. 매년, 대략 280 입방미터가 추가된다. 이러한 HLW 폐기물의 포함물을 위한 모든 현재 이용 가능한 재료들 및 공정들은 아직까지 궁극적인 처분을 위해 적절하지 않다.
예컨대 1000 MWe 의 파워를 갖는 경수 반응기로부터의 쓰여진 핵 연료 요소들의 재처리에 의해, 720 ㎏ 의 높은 레벨의 방사능을 갖는 폐기물이 매년 생긴다. 핵 연료 재처리 이후 폐기물은 액체의 형태이고 보통 하소에 의해 고체 형태로 변환된다. 불행히도, 단일 방사성 핵종들의 반감기 기간들 및 붕괴열은 몇자리의(several) 소수점 지수를 가진 거듭제곱꼴만큼 서로 상이하다.
HLW 의 보관 및 조절(conditioning)을 위해 일련의 방법들이 궁극적인 처분 구역의 요구사항들을 맞추기 위한 의도로 개발되어 왔다.
HLW 의 안전하고 매우 긴 궁극적인 처분을 보장하기 위해, 방사선 분해에 의해 야기되는, 습기의 침투 및 결과적인 부식이 방사선과 100℃ 초과의 온도들에도 불구하고 대체로 배제될 수 있도록 컨테이너의 패키지에 높은 내부식성이 요구된다. 또한, 확산 프로세스들에 의한 방사성 핵종들의 이동성이 가능한한 낮은 것이 요구된다.
현재, HLW 함유 유리 블럭들을 제조하는 방법이 가장 개발되어 있다. 재처리 설비로부터 생기는 HLW 는 바람직하게는 붕규산 유리에서 용융되고 제조된 유리 블럭들은 스테인리스 강 컨테이너들 안으로 유입되고, 결과적으로 폐기물 패키지로 제조된다.
HLW 블럭들의 유리화(vitrification)는 제조 스케일에서 이미 실행되었다. 이를 위해, 다른 것들 중에서 프랑스의 La Hauge 및 Marcoule 내의 제조 설비들이 설립되었고, 이들은 1970 년부터 작동 중이다.
외부 강 컨테이너들은 부식 보호층일 뿐만 아니라 방사성 핵종들에 대한 확산 배리어이다. 컨테이너들의 내부식성은 특히 컨테이너의 타입, 습기 모자(moisture hat)의 존재여부 및 관련 방사선 붕괴가 100℃ 초과의 온도에서 일어나는지 여부에 의해 좌우된다.
외부 금속 컨테이너에 의해 둘러싸이는 모든 HLW 함유 구성요소들의 단점은 금속 컨테이너들의 제한된 내부식성이다. 이는 컨테이너들을 제조하기 위해 지금까지 이용 가능한 금속성 재료들이 최대 약 10,000 년의 내부식성을 갖는다는 사실 때문이다. 결과적으로, 이러한 기간을 넘어서는 방사성 폐기물들의 안전한 매몰이 보장될 수 없다. 또한, 공지된 패키지들로부터의 붕괴열의 제거는 낮은 열 전도성에 의해 방해된다.
소형 HLW 입자들의 코팅을 포함하는 방법들은 성공적이지 않았다. 이는 입자들의 어렵고 힘든 조절이 뒤따르는, 많은 양(최대 20 ㎥/hour)의 캐리어 가스들을 필요로 하는 것과 관련하여 난류성 유동층 시설들에서의 소결된 폐기물 입자들의 코팅 과정에서, 핫 셀(hot cell) 작업 동안의 악화된 제조 조건들 때문이다. 다른 이유는 캐리어 가스의 비싼 처분이다.
독일에서 암염(salt rock) 보어홀(borehole)들 또는 동굴(cavern)들에 HLW 를 갖는 로드된 패키지들을 매몰하고 염분 재료들("Salzgruβ") 또는 염분 콘크리트에 의한 매몰 이후 이 패키지들을 밀봉하는 것이 의도된다. 하지만, 이러한 컨셉에 대한 인가 동의가 아직까지 발견되지 않았다. 다시 한번, 독일의 잠재적 처분 구역들의 평가가 2002 년부터 실행되었다.
종래 기술에 따른 강 컨테이너들은 강 컨테이너의 부식을 피하는 기능 뿐만 아니라 유리 블럭들과 같은 HLW 함유 구성요소들로부터의 방사성 핵종들의 확산을 방지하는 기능을 갖는다.
외부 강 컨테니어들의 내부식성이 현재의 기술에 따르면 최대 10,000 년으로 제한되기 때문에, 이 기간을 넘어서는 방사성 핵종들의 안전한 포함물이 보장될 수 없다.
따라서, 본 발명의 목적은, 폐기물의 안전하고 매우 긴 궁극적인 처분을 가능하게 하고 비용 효과적으로 제조될 수 있는, 이러한 폐기물의 보관을 위한 패키지들을 제공하는 것이다.
이 목적은 특허 청구항들의 주요 내용에 의해 해결된다.
본 발명에 따른 패키지들은 매트릭스 및 이 매트릭스 안에 매립되는 폐기물 격벽들을 포함한다. 폐기물 격벽들은 바람직하게는, 금속성 쉘에 의해 이음매 없이 둘러싸이는, 폐기물 함유 복합 프레스된 요소들(예컨대 로드들)을 포함한다. 따라서, 폐기물 격벽들은 바람직하게는 금속성 쉘 내에 폐기물 생성물들을 갖는다. 폐기물 생성물들은, 바람직하게는 유리인, 바인더(binder)와 혼합된다. 매트릭스는 무기질 바인더로서 유리 그리고 그래파이트를 포함한다. 이때, 무기질 바인더는 1500℃ 미만의 용융점 또는 연화점을 갖는다.
폐기물 생성물들은 바람직하게는 쓰여진 핵 연료 요소들로부터 선택될 수 있다.
본 명세서에서 "폐기물 생성물들" 이라는 용어의 사용은 상기 폐기물이 보통 수 개의 생성물들의 혼합물인 것을 의미한다. 하지만, 본 발명에 따르면, 이 용어는 단일 구성요소로 구성되는 생성물들을 또한 커버한다.
패키지는 역 구성(역 설계(inverse design))에 의해 특정된다. 외부 강 컨테이너에 의해 둘러싸이는 유리 블럭들을 갖는 이미 공지된 패키지들과 대조적으로, 본 발명에 따른 폐기물 패키지들의 폐기물 격벽들은 내부식성, 습기 불침투성 유리 그래파이트 매트릭스(불침투성 그래파이트 유리 매트릭스; impermeable Graphite-Glass-Matrix, IGG-Matrix) 안에 매립된다. 이러한 내용에서, 외부 강 컨테이너의 기능은 폐기물 생성물들의 금속 쉘에 의해 내부 패키지 영역 안으로 옮겨지는 것이 본질적이며, 그리하여 "역 설계" 가 된다.
부식 뿐만 아니라 방사성 핵종들의 확산을 방지하기 위한 요구사항들은 본 발명에 따른 패키지들에서 서로 독립적으로 충족된다. IGG-Matrix 는 바람직하게는 구멍들이 없고, 이론적 밀도에 근접한, 높은 밀도를 가지며, 그리고, 따라서, 습기 불침투성이고 내부식성이다. 내부 금속 쉘은 확산 배리어로서 작용한다.
한편으로 IGG-Matrix 의 높은 내부식성에 의해 그리고 다른 한편으로 패키지의 내부 영역 내에 매립된 폐기물의 온전한 금속 쉘에 의해, 최종적으로 처분된 패키지들로부터의 생물권(biosphere)안으로의 방사성 핵종들의 임의의 방출은 매우 긴 시간의 프레임(백만년 초과) 동안 방지된다.
본 발명에 따르면, 무기질 바인더로서 유리를 갖는 불침투성 그리고 내부식성 그래파이트 매트릭스가 폐기물의 통합을 위해 개발되어 왔다.
그래파이트는, 높은 내부식성 뿐만 아니라 방사선에 대하여 안정성을 갖는 것으로 공지된 재료이다. 이는 천연 그래파이트가 수백만년 동안 자연에서 변하지 않는 형태로 존재하는 것으로 이미 확인되었다.
매트릭스 내의 그래파이트의 부분은 바람직하게는 60 내지 90 중량%에 달한다. 그래파이트가 천연 그래파이트 또는 합성 그래파이트 또는 양쪽의 구성요소들의 혼합물인 것이 바람직하다. 본 발명에 따른 매트릭스 재료 내의 그래파이트 부분이 60 중량% 내지 100 중량% 의 천연 그래파이트 그리고 0 중량% 내지 40 중량% 의 합성 그래파이트로 구성되는 것이 특히 바람직하다. 합성 그래파이트는 그래파이트화된 전기그래파이트(electrographite) 분말로서 또한 나타내어질 수 있다.
천연 그래파이트는 가격이 적절하고, 그래파이트 알갱이(grain)가 나노 크랙들을 갖지 않고 적당한 압력을 가함으로써 거의 이론적 밀도를 갖는 성형된 본체들로 압착될 수 있다는 이점을 갖는다.
본 발명에 따르면 바인더로서 사용된 유리는 바람직하게는 붕규산 유리이다. 붕규산 유리들의 이점은 이들의 좋은 부식 안정성이다. 붕규산 유리들은 높은 화학적 및 온도 내성을 갖는 유리들이다. 예컨대 물 및 많은 화학물들에 대한, 좋은 화학적 내성은 유리들의 붕소 함량에 의해 설명될 수 있다. 온도의 갑작스런 변동들에 대한 붕규산 유리들의 둔감성 및 온도 내성은 약 3.3 × 10-6 K- 1 의 낮은 열 팽창 계수의 결과이다. 공통의 붕규산 유리들은 예컨대 Duran®, Pyrex®, Ilmabon®, Simax®, Solidex® 및 Fiolax® 이다. 또한, 본 발명에 따른 바인더들은 이들이 매트릭스 내에 구멍들의 형성을 유도할 수 있는, 열처리 동안 가스상 크랙 생성물들을 형성하지 않는다는 이점을 갖는다. 이는 본 발명에 따른 무기질 바인더들이 반응 프로세스들의 일부가 아니고, 따라서 구멍들이 형성되지 않는다는 것을 의미한다. 사용된 무기질 바인더는 그럼에도불구하고 형성될 수 있는 구멍들을 폐쇄한다는 이점을 갖고, 이는 설명된 높은 밀도, 습기에 대한 불침투성 그리고 특출한 내부식성을 유도한다.
무기질 바인더가 매트릭스 내에서 최대 40 중량% 의 양이 사용되는 것이 바람직하다. 더 바람직하게는, 무기질 바인더는 매트릭스 내에서 10 내지 30 중량% 의 양으로 그리고 더 바람직하게는 매트릭스 내에서 15 내지 25 중량% 의 양으로 존재한다.
이러한 매트릭스가 매우 긴 시간 프레임 동안 부식 배리어로서 작용하는 것이 적절한 것이 나타나 왔다. 본 발명에 따른 폐기물 격벽들과의 조합에서, 패키지들의 특출한 특성들이 얻어진다. 특히, 매트릭스는 본질적으로는 구멍들이 없고, 바람직하게는 이론적 밀도의 99 % 보다 큰 범위의 밀도를 갖는다. 그래파이트 매트릭스가 패키지 안으로의 습기의 내입을 방지하기 위해 높은 밀도를 갖는 것이 중요하다. 이는 한편으로 재료들의 선택에 의해 그리고 다른 한편으로 제조 방법에 의해 보장된다.
방사성 핵종들의 붕괴열의 소실은 본 발명에 따른 IGG-Matrix 안으로의 금속으로 감싸여진 형태인 폐기물 생성물들의 매립에 의해 현저하게 개선되고, 이는 IGG-Matrix 의 높은 열전도성 때문이다.
기본적으로는, 폐기물 생성물들은 임의의 상상할 수 있는 형상을 가질 수 있다. 폐기물 생성물들은 바람직하게는 패키지 용적의 좋은 이용을 달성하기 위해 원통형 형상이다. 이는 폐기물 패키지가 바람직한 육방정 프리즘(prism)의 형태를 갖는다면 특히 바람직하다. 패키지들은 바람직하게는 400 내지 600 ㎜ 의 렌치(wrench) 크기 그리고 800 내지 1200 ㎜ 의 바람직한 높이를 가질 수 있다.
이러한 육각 프리즘 내의 삼방정 8 개의 시리즈들의 설계(trigonal 8-series design)를 갖는 로드들의 형태의 210 개의 폐기물 격벽들이 배치될 수 있다. 그의 일 부분(5 내지 10%)이 중성자 흡수를 위한 흡수재 로드들로 덮일 수 있다. B4C 가 흡수재 재료로서 사용될 수 있다.
IGG-Matrix 는 분말 형태의 원재료들을 혼합함으로써 제조될 수 있다. 프레스 분말은 바람직하게는 그래파이트 분말과 유리 분말을 혼합함으로써 제작된다. 프레스 분말은 전체 양을 근거로 수 퍼센트의 양의 보조 첨가제들을 함유할 수 있다. 이들은 예컨대 알코올들을 포함할 수 있는, 보조 프레스 재료들이다.
그래파이트 분말은 바람직하게는 30 ㎛ 미만의 알갱이의 직경을 사용한다. 나머지 구성요소들은 바람직하게는 그래파이트 분말과 거의 동일한 알갱이 크기를 갖는다.
바람직하게는, 과립이 프레스 분말로부터 제조된다. 과립을 제조하기 위해, 원재료들, 특히, 그래파이트 분말과 유리 분말인, 2 개의 구성요소들이 3.14 ㎜ 미만의 알갱이 크기 그리고 0.31 ㎜ 초과의 알갱이 크기를 갖는 과립을 형성하기 위해 서로 혼합되고, 압축되고 그 이후에 분쇄되고 체로 걸러진다.
과립으로부터, 다루기 쉽고 폐기물 함유 복합 프레스된 로드들 또는 컬럼들과 같은 금속으로 감싸여진 폐기물의 수용을 위한 리세스들을 갖는 기본 본체가 선프레스된다(pre-pressed). 선프레싱은 예컨대 3 개의 유압식 드라이브들을 갖는 4 개의 컬럼 프레스로 실행된다. 프레스 다이는 프레스의 하부 요크(yoke)로부터 분리되고 중심맞춤 멈춤부에 의해 단독으로 위치된다.
리세스들을 제조하기 위해, 2 개의 부분들로 구성되는 형성 로드들이 본 발명에 따라 사용된다 :
더 얇은 캐리어 로드 상에 위치되는 더 큰 직경을 갖는 로드의 형성 부분.
최초에, 요구되는 채움 공간이 얻어지도록 하부 펀치가 다이의 정상 에지까지 상방으로 이동된다. 선 투여된 과립 부분이 균일하게 부어지고, 먼저 상부 펀치에 의해 선프레스 되고 그 후 다이의 정상 에지까지의 동일한 채움 공간이 얻어지도록 잠금해제된 하부 펀치를 따라 상부 펀치가 함께 밀려 내려진다. 이러한 공정은 압축된 조개탄의 요구되는 길이가 얻어질 때까지 반복된다. 밀어내기 위해 요구되는 압력이 가압을 위한 압력보다 항상 낮기 때문에, 밀도 구배 없이 전체 길이에 걸쳐 선프레스된 기본 본체를 제조하는 것이 가능하다. 이는 최종 프레싱 동안 폐기물 격벽들의 임의의 굽힘을 피하기 위해 중요한 요구사항이다.
본 발명에 따르면, 과립의 형성 및 기본 본체의 선프레싱인, 양쪽의 프로세스 단계들은 핫 셀들 외측에서 실행된다(원격 작업들).
폐기물 함유 HLW 복합 프레스된 폐기물 격벽들의 제조는 핫 셀들에서 실행된다. 따라서, 금속 쉘들(바람직하게는 구리로 구성됨)은 바람직하게는 바인더로서의 유리 그리고 방사성 폐기물의 균질한 혼합물에 의해 로드된다. 로드된 쉘들의 밀봉 이후, 이들은 복합 프레스된 폐기물 격벽들을 성형하기 위해 압출 프레스에서 가열되고 압출된다.
이러한 수정된 공정이 예컨대 LWR 및 SWR(경수 반응기 및 중수 반응기)로 구성되는 쓰여진 그리고 아직 선처리되지 않은 핵 연료 요소들을 갖는 폐기물 패키지들의 제조를 위해 또한 적절할 수 있다.
LWR 의 로드들이 최대 4800 ㎜ 의 길이를 갖기 때문에, 이들은 먼저 구리 튜브들 안으로 유입되고, 그 후 나선 형상 본체들로 성형되고 그 이후에 층들로 된 그래파이트 유리 매트릭스 안에 매립된다.
또한, 수정된 공정은 영국으로부터의 AGR 또는 Magnox, 프랑스로부터의 UNGG 및 러시아로부터의 RBMK 와 같은 그래파이트 감속 핵 발전소들로부터의 방사성 동위 원소들에 의해 오염된 방사능 처리된 그래파이트의 안전한 궁극적인 처분을 위해 또한 적절하다.
본 발명에 따른 폐기물 패키지는 예컨대 고온 반응기들을 위한 Dragon-18-Pin-BE-설계를 모델로 한다. 패키지는 바람직하게는 500 ㎜ 의 렌치 크기 그리고 1000 ㎜ 의 높이를 갖는 육방정 프리즘이다. 폐기물 패키지들의 최종 열간 프레싱을 위한 온도를 줄이기 위해, 그리고 따라서 종래의 강으로 만들어진 공구들을 사용할 수 있게 하기 위해 뿐만 아니라 프레스 사이클(가열 및 냉각)을 단축시키기 위해, 낮은 용융 붕규산 유리가 바람직하게는 바인더로서 사용되고 알루미늄-마그네슘 합금, 특히 AlMg1 이 바람직하게는 구리 대신 금속 쉘(실린더들)들을 위해 사용된다. 붕괴열이 높은 레벨의 방사성 폐기물과 비교하여 무시할 수 있게 낮기 때문에, 방사능 처리된 그래파이트(IG)에 의해 로드되는 실린더들을 위한 리세스들의 직경은 80 ㎜ 로 증가된다. 따라서, 약 120 ㎏ 의 방사능 처리된 그래파이트가 제안된 폐기물 패키지 안에 매립될 수 있다.
본 발명은 단계들을 갖는 폐기물 생성물들의 보관을 위한 패키지의 제조 방법을 포함한다 :
- 금속 쉘 안에 폐기물 생성물들을 채우는 단계,
- 폐기물 생성물들을 압착하는 단계,
- 압축된 조개탄을 형성하기 위해, 하나 또는 둘 이상의 감싸여진 폐기물 생성물들을, 바람직하게는 기본 본체의 형태인, 그래파이트와 유리의 혼합물과 조립하는 단계,
- 패키지를 형성하기 위해 압축된 조개탄을 최종 프레싱하는 단계.
이러한 방법에 따르면, 폐기물 생성물들은 바람직하게는 유리와 섞여서 금속 쉘 안에 채워진다.
폐기물 생성물들의 압착은 바람직하게는 프레싱에 의해 실행된다. 바람직한 압착 방법들은 또한 압출 프레싱 및 열간 등압 성형(HIP) 외에 단조를 포함한다.
본 발명은 또한 금속 쉘 내에 유리와 적어도 하나의 폐기물 생성물의 혼합물을 포함하는 폐기물 격벽에 관한 것이다. 게다가, 이러한 폐기물 격벽은 폐기물 패키지들의 일부로서 상기에 설명되는 폐기물 격벽들의 특성들을 갖는다.
방사성 폐기물의 보관을 위한 상기 설명된 폐기물 패키지의 사용은 또한 본 발명에 따른다.
이하의 예들은 본 발명의 범위를 제한하지 않으면서 발명의 폐기물 패키지들과 이들의 제조를 또한 나타낼 것이다.
예 1
HLW 을 갖는 폐기물 패키지의 설계 및 제조
패키지는, 구리로 감싸여진 로드들의 형태인 복합 프레스된 폐기물 격벽들을 포함하는, IGG-Matrix 로 만들어진 프리즘이다.
Kropfmuehl 회사의 30 ㎛ 미만의 알갱이 직경을 갖는 핵 등급 천연 그래파이트 및 Schott 회사에 의해 제공되는 약 1000℃ 의 용융점을 갖는 동일한 알갱이 크기를 갖는 붕규산 유리가 원재료들로서 제공되었다.
양쪽의 구성요소들은 5 : 1 의 천연 그래파이트 대 유리의 질량비로 블렌드되었고 조개탄들을 성형하기 위해 컴팩터 Bepex L 200/50 P(Hosokawa 회사)에 의해 프레스되었다. 조개탄의 밀도는 1.9 g/㎤ 이었다. 3.14 ㎜ 미만 그리고 0.31 ㎜ 초과의 알갱이 크기 그리고 약 1 g/㎤ 의 부피 밀도를 갖는 과립이 그 이후의 분쇄 및 체로 거른 후에 제공되었다.
로드들을 수용하기 위한 리세스들을 갖는 기본 본체를 제조하기 위해, 선프레싱은 수 개의 그 이후의 단계들로 실행되었다. 형성 로드들의 직경은 캐리어 로드들의 직경보다 0.2 ㎜ 더 컸다. 압력은 40 MN/㎡ 이었고 전체 조개탄 제조 프로세스 동안 푸싱 압력(pushing pressure)은 20 MN/㎡ 미만이었다.
구성 이후, 형성 로드들은 정상부로부터 빼내어졌고 캐리어 로드들은 이들을 하방으로 당김으로써 제거되었다.
복합 프레스된, 폐기물 함유 로드들을 제조하기 위해, 구리 실린더들은 붕규산 분말로 HLW-모의 시험한 균질한 혼합물에 의해 로드되었다. 밀봉 이후에, 실린더들은 압출 프레스에서 1000℃ 로 가열되었고 3 의 좁아지는 그레이드(narrowing grade of 3)를 갖는 복합 프레스된 로드들로 압출되었다. 폐기물을 근거로 하여, 이론적 밀도의 약 90 % 의 밀도가 로드들에서 얻어졌다.
복합 프레스된 폐기물 로드들과 기본 본체를 조립한 이후, 이는 1000℃ 로 가열되었고 마무리를 위해 처리되었다. 최종 프레싱은 동적 프레싱이다. 조개탄은 상부 및 하부 펀치에 의해 교대로 다이 내에서 완전 로드일 때 이동된다. 200℃ 로 냉각된 이후, 조개탄은 공구로부터 방출되었다.
예 2
재처리되지 않은 쓰여진 핵 연료 요소들을 갖는 폐기물 패키지들의 제조
패키지들을 제조하기 위해, 연료 요소 견본들은 약 1 ㎜ 의 폭의 갭을 갖는 구리로 만들어진 관형 금속 쉘들 안으로 밀어넣어졌다. 로드들의 밀봉 이후, 이들은 1000℃ 에서 압출하는 것에 의해 복합 프레스된, 갭이 없는 로드들로 처리되었다. 그 이후에, 로드들은 나선 형상 본체들로 성형되고 기본 본체들의 제조와 유사하게 유리 그래파이트 과립 안으로 매립된다. 폐기물 패키지들의 최종 프레싱은 예 1 에 설명된다.
IGG-Matrix 의 특정을 위해, 표본들이 프레싱 방향에 나란하게(축방향) 그리고 수직으로(방사상) 시험 패키지로부터 취해졌고 이들의 화학적 및 물리적 특성들이 판정되었다. 결과들은 이하의 표에 나타난다 :
밀도(g/㎤)
2.23(이론적 밀도의 99 %)
압착 강도(MN/㎡)
방사상 70
축방향 52
굽힘 강도들
방사상 35
축방향 26
선형 열 팽창(20 ~ 500℃(㎛/m K))
방사상 9.2
축방향 14.8
열 전도도(W/㎝ K)
방사상 0.8
축방향 0.4
부식 시험들은 95℃ 에서 1.1 × 10-4 g/㎡ d 의 부식 값을 주는 5 개의 광로석 기본 용액(quinary carnallite basic solution)(중량% 의 조성 : MgCl2 26.5, KCl 7.7, MgSO4 1.5, 포화 NaCl, 잔부 H2O)에서 실행되었다. 이러한 가정에서, 표면 부식에 의한 약 1 백만년 이후의 1.2 ㎝ 미만의 침투 깊이가 예상되어야 한다.
예 3
방사능 처리되고 오염된 그래파이트(방사능 처리된 그래파이트, IG)의 처분을 위한 폐기물 패키지
81 ㎜ 의 직경을 갖는 19 개의 리세스들을 갖는 기본 본체가 예 1 과 유사하게 그래파이트 유리 과립으로부터 제조되었다. 그 이후에, AlMg1-합금으로 만들어진 중공 실린더들이 IG-그래파이트와 유리의 균질한 혼합물로 채워졌다. 실린더들을 로딩한 이후, 이들은 밀봉되었고 80 ㎜ 의 직경을 갖는 로드들은 500℃ 에서 압출에 의해 성형되었다. 1.75 g/㎤ 의 로드들의 밀도가 매트릭스 내에서 IG-그래파이트를 근거로 얻어졌다. 기본 본체의 조립 이후, 이 기본 본체는 예 1 과 유사하게 마무리를 위하여 처리되었다.
두 배 더 높으며 2.3 g/㎡ d 의 값을 갖는 부식 값을 제외하고 모든 결과들은 예 1 에 주어진 IGG-Matrix 의 측정된 값들과 매치한다.

Claims (15)

  1. 삭제
  2. 삭제
  3. 삭제
  4. 삭제
  5. 삭제
  6. 삭제
  7. 삭제
  8. 폐기물 생성물들의 보관을 위한 패키지의 제조 방법으로서,
    - 금속 쉘 안에 상기 폐기물 생성물들을 채우는 단계,
    - 상기 폐기물 생성물들을 압착하는 단계,
    - 압축된 조개탄을 형성하기 위해, 하나 또는 둘 이상의 감싸여진 폐기물 생성물들을 유리와 그래파이트의 혼합물 내로 조립하는 단계,
    - 패키지를 형성하기 위해 상기 압축된 조개탄을 최종 프레싱하는 단계들을 가지는,
    패키지의 제조 방법.
  9. 제 8 항에 있어서,
    상기 폐기물 생성물들은 유리와 섞여서 상기 금속 쉘 안에 채워지는,
    패키지의 제조 방법.
  10. 제 8 항에 있어서,
    상기 유리와 그래파이트의 혼합물은 기본 본체의 형상으로 존재하는,
    패키지의 제조 방법.
  11. 제 10 항에 있어서,
    상기 기본 본체는 층들로 선프레스(pre-pressed)되는,
    패키지의 제조 방법.
  12. 제 10 항 또는 제 11 항에 있어서,
    상기 기본 본체는 감싸여진 폐기물 생성물들을 수용하기 위한 리세스들을 갖도록 설계되는,
    패키지의 제조 방법.
  13. 제 10 항에 있어서,
    이론적 밀도의 60 내지 80 % 의 밀도가 상기 기본 본체를 선프레싱함으로써 달성되는,
    패키지의 제조 방법.
  14. 제 8 항 또는 제 9 항에 있어서,
    상기 압착은 압출 프레싱, 열간 등압 성형 또는 단조에 의해 실행되는,
    패키지의 제조 방법.
  15. 삭제
KR1020127027990A 2010-03-25 2011-03-24 폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도 KR101450016B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE102010003289.1 2010-03-25
DE102010003289.1A DE102010003289B4 (de) 2010-03-25 2010-03-25 Gebinde zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zu seiner Herstellung
PCT/EP2011/054549 WO2011117354A1 (de) 2010-03-25 2011-03-24 Gebinde zur lagerung von abfällen

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20120125670A KR20120125670A (ko) 2012-11-16
KR101450016B1 true KR101450016B1 (ko) 2014-10-15

Family

ID=44279809

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020127027990A KR101450016B1 (ko) 2010-03-25 2011-03-24 폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도

Country Status (12)

Country Link
US (1) US20130012374A1 (ko)
EP (1) EP2550664B1 (ko)
JP (1) JP5313412B2 (ko)
KR (1) KR101450016B1 (ko)
CN (1) CN102906822A (ko)
BR (1) BR112012024304A2 (ko)
CA (1) CA2794405C (ko)
DE (1) DE102010003289B4 (ko)
EA (1) EA023726B1 (ko)
ES (1) ES2454565T3 (ko)
UA (1) UA105288C2 (ko)
WO (1) WO2011117354A1 (ko)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102012101165A1 (de) 2012-02-14 2013-08-14 Ald Vacuum Technologies Gmbh Dekontaminationsverfahren für radioaktiv kontaminiertes Material
DE102012101161A1 (de) 2012-02-14 2013-08-14 Ald Vacuum Technologies Gmbh Abtrennung von Radionukliden aus kontaminiertem Material
DE102012112642A1 (de) * 2012-12-19 2014-06-26 Ald Vacuum Technologies Gmbh Graphitmatrix mit Glaskeramik als Bindemittel
DE102012112648B4 (de) * 2012-12-19 2016-08-04 Ald Vacuum Technologies Gmbh Graphitmatrix mit kristallinem Bindemittel
FR3001958B1 (fr) * 2013-02-13 2016-02-05 Andra Procede et casier d'entreposage de colis de substances radioactives dans un puits
DE102014110168B3 (de) * 2014-07-18 2015-09-24 Ald Vacuum Technologies Gmbh Verfahren zur Dekontamination von kontaminiertem Graphit
CN106098131B (zh) * 2016-07-17 2018-05-01 福建省德鲁士润滑油有限公司 一种核废料包装装置
EP4148162A1 (de) 2021-09-13 2023-03-15 Behzad Sahabi Beschichtungsverfahren und vorrichtung zum ausbilden einer barriereschicht zur erhöhung der impermeabilität und korrosionsbeständigkeit, beschichtung und gebinde zur einbettung und versiegelung radioaktiver körper für die endlagerung, sowie verfahren zur herstellung des gebindes

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3393916B2 (ja) * 1994-03-23 2003-04-07 株式会社東芝 放射性ヨウ素の固定化方法
JP2004205503A (ja) * 2002-12-24 2004-07-22 Gnb Ges Fuer Nuklear-Behaelter Mbh 熱を発生する放射性物質、特に使用済み原子炉燃料要素または高レベル放射性廃棄物−ガラス固化体のための輸送兼貯蔵容器
WO2005006349A1 (de) * 2003-06-27 2005-01-20 Polybern Gmbh Verbessertes verfahren zum einschluss von sonderabfall
KR20110082630A (ko) * 2008-11-10 2011-07-19 에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하 방사성 폐기물의 최종 저장에 적합한 그라파이트 및 무기 결합제로 구성된 매트릭스 물질, 이를 제조하는 방법, 이를 처리하는 방법 및 이의 용도

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2551349C2 (de) * 1975-11-15 1985-08-08 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren zur Herstellung von Körpern mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Aktinide enthaltendem Glasgranulat
DE2741661C2 (de) * 1977-09-16 1986-12-11 Gesellschaft für Strahlen- und Umweltforschung mbH, 8000 München Verfahren zur Umkleidung von Abfallfässern mit einer auslaugsicheren, geschlossenen Hülle
DE3103557A1 (de) * 1981-02-03 1982-12-09 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover "transport- und lagerbehaelter fuer radioaktive abfaelle"
DE3144754A1 (de) * 1981-11-11 1983-05-19 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Formkoerper zur einbindung radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung
DE3144755C2 (de) * 1981-11-11 1984-06-28 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Formkörper zur Einbindung von abgebrannten Kernbrennstoffstäben und Verfahren zu seiner Herstellung
AT375207B (de) * 1982-03-02 1984-07-10 Solomon Paul Dipl Ing Herstellung von schutzueberzuegen auf radioaktiven abfaellen der kernenergie
US4645624A (en) * 1982-08-30 1987-02-24 Australian Atomic Energy Commission Containment and densification of particulate material
SE442562B (sv) * 1983-01-26 1986-01-13 Asea Ab Sett att innesluta radioaktivt eller annat farligt avfall och en behallare for sadant avfall
JPS59220695A (ja) * 1983-05-30 1984-12-12 株式会社日立製作所 放射性廃棄物固化処理・処分用容器
JPH0731280B2 (ja) * 1988-02-01 1995-04-10 株式会社神戸製鋼所 放射性金属廃棄物の減容固化方法
US5457263A (en) * 1994-02-14 1995-10-10 University Of New Mexico Method for containing radioactive waste
FR2888576B1 (fr) * 2005-07-15 2007-09-28 Commissariat Energie Atomique Procede de confinement d'une matiere par vitrification
US7804077B2 (en) * 2007-10-11 2010-09-28 Neucon Technology, Llc Passive actinide self-burner
JP2009210266A (ja) * 2008-02-29 2009-09-17 Ibiden Co Ltd 管状体
DE102009044963B4 (de) * 2008-11-10 2011-06-22 ALD Vacuum Technologies GmbH, 63450 Blöcke aus Graphit-Matrix mit anorganischem Bindemittel geeignet zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zur Herstellung derselben
US8502009B2 (en) * 2008-11-26 2013-08-06 Ald Vacuum Technologies Gmbh Matrix material comprising graphite and an inorganic binder suited for final disposal of radioactive waste, a process for producing the same and its processing and use

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3393916B2 (ja) * 1994-03-23 2003-04-07 株式会社東芝 放射性ヨウ素の固定化方法
JP2004205503A (ja) * 2002-12-24 2004-07-22 Gnb Ges Fuer Nuklear-Behaelter Mbh 熱を発生する放射性物質、特に使用済み原子炉燃料要素または高レベル放射性廃棄物−ガラス固化体のための輸送兼貯蔵容器
WO2005006349A1 (de) * 2003-06-27 2005-01-20 Polybern Gmbh Verbessertes verfahren zum einschluss von sonderabfall
KR20110082630A (ko) * 2008-11-10 2011-07-19 에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하 방사성 폐기물의 최종 저장에 적합한 그라파이트 및 무기 결합제로 구성된 매트릭스 물질, 이를 제조하는 방법, 이를 처리하는 방법 및 이의 용도

Also Published As

Publication number Publication date
CN102906822A (zh) 2013-01-30
EA023726B1 (ru) 2016-07-29
EA201201328A1 (ru) 2013-03-29
WO2011117354A1 (de) 2011-09-29
UA105288C2 (ru) 2014-04-25
EP2550664B1 (de) 2013-12-25
DE102010003289A1 (de) 2011-09-29
JP2013524165A (ja) 2013-06-17
JP5313412B2 (ja) 2013-10-09
CA2794405A1 (en) 2011-09-29
CA2794405C (en) 2014-02-04
DE102010003289B4 (de) 2017-08-24
KR20120125670A (ko) 2012-11-16
EP2550664A1 (de) 2013-01-30
ES2454565T3 (es) 2014-04-10
US20130012374A1 (en) 2013-01-10
BR112012024304A2 (pt) 2019-09-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101450016B1 (ko) 폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도
CA2742613C (en) Matrix material of graphite and inorganic binders suitable for ultimate disposal of radioactive wastes, method for producing the same, processing the same and use thereof
US20150302943A1 (en) Solidified body of radioactive waste and production method thereof
DE3144754A1 (de) Formkoerper zur einbindung radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung
DE102009044963B4 (de) Blöcke aus Graphit-Matrix mit anorganischem Bindemittel geeignet zur Lagerung von radioaktiven Abfällen und Verfahren zur Herstellung derselben
EP3170187B1 (de) Verfahren zur dekontamination von kontaminiertem graphit
US8502009B2 (en) Matrix material comprising graphite and an inorganic binder suited for final disposal of radioactive waste, a process for producing the same and its processing and use
Dole et al. Radiation shielding using depleted uranium oxide in nonmetallic matrices
KR102678300B1 (ko) 방사성 토양 소결체 및 이의 처리방법
Forsberg et al. Powder-Metallurgy Experiments and Manufacturing Studies on DUO2-Steel Cermets for Spent Nuclear Fuel Casks
Sayenko et al. Preparing the Spent Nuclear Fuel for Long-Term Storage and Final Disposal by Encapsulating It Into Glass-Ceramic Waste Forms
Forberg et al. Ceramic Containers for Spent Nuclear Fuel. I. Homogeneous Sealing of Rutile Containers at Low Temperatures
Tegman et al. Treatment of zircaloy cladding hulls by isostatic pressing
Fachinger et al. Impermeable graphite: A new development for embedding radioactive waste and an alternative option of managing irradiated graphite-10027
Azhazha et al. Activities of the Kharkov Institute Related to the Problem of Spent Nuclear Fuel Management
Forberg et al. Encapsulation of spent nuclear fuel in ceramic materials
Stewart et al. Immobilisation of higher activity wastes from nuclear reactor production of [d

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
AMND Amendment
E601 Decision to refuse application
AMND Amendment
X701 Decision to grant (after re-examination)
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170928

Year of fee payment: 4