WO2000077793A1 - Entsorgung von radioaktiven materialien - Google Patents

Entsorgung von radioaktiven materialien Download PDF

Info

Publication number
WO2000077793A1
WO2000077793A1 PCT/CH2000/000268 CH0000268W WO0077793A1 WO 2000077793 A1 WO2000077793 A1 WO 2000077793A1 CH 0000268 W CH0000268 W CH 0000268W WO 0077793 A1 WO0077793 A1 WO 0077793A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
radioactive
graphite
disposed
casting
reactor
Prior art date
Application number
PCT/CH2000/000268
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Lothar Doehring
Gerhard Tress
Original Assignee
Paul Scherrer Institut
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 Paul Scherrer Institut filed Critical Paul Scherrer Institut
Priority to JP2001503180A priority Critical patent/JP2003502623A/ja
Priority to EP00922405A priority patent/EP1200965A1/de
Publication of WO2000077793A1 publication Critical patent/WO2000077793A1/de

Links

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
    • G21F9/30—Processing
    • G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/307—Processing by fixation in stable solid media in polymeric matrix, e.g. resins, tars
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a method for disposing of radioactive materials, in particular radioactive graphite as casting compound or casting body, in particular produced using the previously defined methods.
  • Radioactive waste particularly radioactive graphite
  • final storage for example by so-called compact conditioning or by solidification (cementing, etc.), but very large volumes of material to be disposed of or to be disposed of result.
  • compact conditioning or by solidification cementing, etc.
  • WO98 / 54107 proposes the encapsulation of hazardous wastes, such as heavy metals, arsenic, etc., and radioactive materials. Encapsulation takes place in a hardenable system containing calcium carbonate and magnesium oxide.
  • DE 31 31 798 in turn describes the mechanical disassembly of fuel elements with the aid of a high-pressure water jet. After the graded material has been classified, the graphite slurry that is finally obtained is solidified with cement to form final storage blocks.
  • the prior art offers the possibility of dry mixing graphite, for example, together with sand and cement, and then solidifying it by adding water to produce blocks.
  • graphite / sand cement blocks produced in this way have poor compressive strength, so that the disposal of radioactive graphite proposed in the prior art, for example by concreting in, has not been pursued further.
  • the object is achieved by means of a method according to the wording according to claim 1.
  • the fine fraction in the material to be disposed of, such as graphite is low, ie that the proportion with an average grain size ⁇ 250 ⁇ m is less than 30% by weight.
  • the fine fraction ⁇ 200 ⁇ m of the radioactive waste to be disposed of is preferably less than 20%, more preferably less than 15% by weight.
  • the radioactive reactor graphite to be disposed of for example in a formulation of casting or pouring mortar and concrete, such as, in particular, cement mortar, the sand or gravel normally used through the ground or broken and broken and to be disposed of radioactive material in a hydraulic binder.
  • the radioactive reactor graphite to be disposed of for example in a formulation of casting or pouring mortar and concrete, such as, in particular, cement mortar, the sand or gravel normally used through the ground or broken and broken and to be disposed of radioactive material in a hydraulic binder.
  • the radioactive reactor graphite to be disposed of for example in a formulation of casting or pouring mortar and concrete, such as, in particular, cement mortar, the sand or gravel normally used through the ground or broken and broken and to be disposed of radioactive material in a hydraulic binder.
  • the radioactive reactor graphite to be disposed of for example in
  • radioactive reactor graphite is thus, for example, by wet grinding with subsequent, sometimes complete substitution of additives such as sand and / or gravel and / or additives in cement-bound masses such as cement mortar, concrete, for example in the form of a graphite / cement mortar matrix for filling other waste-laden materials
  • Containers such as containers and the like are used.
  • this type of waste conditioning a complete elimination of the volume of waste that otherwise arises during the solidification of radioactive reactor graphite, which alone or with other radioactive waste as a final condition, can be achieved. nated waste containers would then be available. From an economic point of view, this method of graphite disposal is associated with considerable cost savings, since otherwise high disposal costs would be incurred due to the additional waste containers to be generated with subsequent storage.
  • the graphite disposal method consists of the following steps:
  • Grinder such as a crushing mill known for example in grit production for grain sizes from 0 - approx. 60 mm diameter for the purpose of substituting additives and / or additives, such as up to 100% sand (here grain sizes up to 6 mm) as additives in the cement-bound formulation, which may be approximately 45% by weight in cement-containing fillers, which are used for final conditioning to solidify other waste to be disposed of in containers.
  • additives and / or additives such as up to 100% sand (here grain sizes up to 6 mm) as additives in the cement-bound formulation, which may be approximately 45% by weight in cement-containing fillers, which are used for final conditioning to solidify other waste to be disposed of in containers.
  • the addition of ground graphite can also be present in addition to the amount of sand, sometimes by further substitution of additives up to 50% by weight in the cement mortar.
  • additives such as gravel and sand and sometimes also additives can be substituted by broken and crushed raioactive graphite
  • a graphite / cement ratio of at least 1.3 is chosen, more preferably a graphite / cement ratio of at least 1.35.
  • FIG. 1 shows in section an example of a container 1 containing various radioactive materials to be disposed of, which are enclosed in a potting matrix proposed according to the invention.
  • 1 schematically shows, for example, a graphite segment 3, graphite fragments 5, segments of a thermal or biological protective shield 7 and colemanite concrete fragments 9.
  • Fig. 2 shows in section a further container 21, which may be, for example, a 20 t small thin-walled concrete container, mainly containing radioactive steel or gray cast iron waste, which have been used, for example, as protective shields in nuclear reactors.
  • a further container 21 which may be, for example, a 20 t small thin-walled concrete container, mainly containing radioactive steel or gray cast iron waste, which have been used, for example, as protective shields in nuclear reactors.
  • Table 1 shows four recipes with maximum grain sizes of graphite of 6 mm, 15 mm, 30 mm and 60 mm.
  • the pore filler is amorphous silica, a binder for excess calcium hydroxide (Ca (OH) 2 ). This disperse silica serves to increase the leaching strength.
  • Zeolite is a substitute for binding cesium and strontium, which are mobile radioactive fission products that are usually easily soluble. Zeolite prevents the leaching of mobile radionuclides.
  • the additives such as pore fillers and zeolite, can be replaced by finely ground graphite waste.
  • a Portland cement or higher-quality cements such as, for example, sulfate-resistant cements or corrosion-resistant cements, which are used especially in bridge construction and for applications under water, are advantageously used as the cement.
  • binders are possible:
  • An additive is used as a plasticizer to optimize the flowability or the degree of filling of the mortar mixture.
  • wetting agent Used to wet the graphite surface and to prevent air pockets. The wetting agent must not be complex and should be quickly degradable in a cement environment. Two years after solidification (storage), a wetting agent should largely no longer be detectable.
  • FIGS. 3 to 6 show the corresponding sieve analyzes of the graphite used in the four formulations, FIG. 3 showing a max. Grain size of 6 mm, Fig. 4 is a max. 15 mm, Fig. 5 of 30 mm and Fig. 6 of 60 mm.
  • Table 2 below shows the grain size distributions of the various graphite aggregates with the maximum grain diameters 6, 15, 30 and 60 mm, as they are shown in FIGS. 3-6.
  • the formulation when using a maximum grain size of up to 60 mm the formulation can be loaded with significantly more graphite, ie approx. 70% more than with a maximum grain size of 6 mm.
  • Which formulation is ultimately used for the pouring of further radioactive waste depends on the "bulkiness" or on the dimensions of this waste as well as on the order of magnitude of the loading of the graphite / cement mortar mass. The larger the maximum grain size of the graphite in the mortar formulation, the higher the graphite loading of the formulation.
  • the great advantage of the graphite / cement mortar formulations proposed according to the invention lies in the fact that, in addition to the pouring of any radioactive waste and in addition to liquids to be disposed of, instead of the sand or gravel or other additives normally used, radioactive reactor graphite can be disposed of.
  • a higher degree of filling can be used than is customary when using sand or mineral fillers.

Abstract

In einem Verfahren zum Entsorgen von radioaktiven Materialien wird in einer Bindemittel-/Zuschlag-/Zusatzstoffmischung für die Herstellung von Vergussmassen, Mörteln, Giessharzen und dergleichen der Zuschlagstoff wenigstens teilweise durch das zu entsorgende Material substituiert. Dabei ist es wesentlich, dass der Feinanteil < 250 νm des zu entsorgenden Materials weniger als 30 Gew.-%, bezogen auf das Gewicht des zu entsorgenden Materials, vorzugsweise weniger als 15 Gew.-%, beträgt. Diese Bindemittel-/Zuschlagstoffmischung kann als Mörtel oder Giessmasse zum Vergiessen bzw. Einkapseln von weiteren zu entsorgenden Materialien in einem Behältnis bzw. Container verwendet werden. Insbesondere ist diese Bindemittel-/Zuschlag-/Zusatzstoffmischung geeignet für das Entsorgen von Reaktorgraphit.

Description

Entsorgung von radioaktiven Materialien
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zum Entsorgen von radioaktiven Materialien, insbesondere von radioaktivem Graphit als Vergussmasse bzw. Giesskörper, insbesondere herge- stellt unter Verwendung der vorab definierten Verfahren.
Die Entsorgung von u.a. radioaktiven Abfällen, wie insbesondere von radioaktivem Reaktorgraphit, ist ein nach wie vor ungelöstes Problem. Wohl werden zur Zeit radioaktive und/oder schwerst- toxische Materialien beispielsweise durch sogenannte Kompaktkonditionierung bzw. durch Verfestigung (Einzementierung etc.) für eine sog. Endlagerung entsorgt, doch entstehen dabei sehr grosse Volumina an zu entsorgendem bzw. endzulagerndem Material. Von Reaktorgraphit beispielsweise sind in den USA, Grossbritanien, Frankreich und Deutschland bisher keine grosseren Mengen entsorgt worden, da derzeit keine konkreten Konditionierungs- und Entsorgungsstrategien bestehen. Es wurde in Frankreich und Grossbritanien die Graphitverbrennung als möglicher Weg diskutiert, doch sollten derartige Abfälle wegen hoher Inventare an radioaktivem Tritium (T) und Kohlenstoff-14 (C-14) nicht verbrannt werden, weil dies infolge einer Emission in die Atmosphäre zu einer erheblichen ökologischen Belastung führen würde. Insbesondere von seiten der USA und anderen Nationen werden gegenüber einer Verbrennung grosse Bedenken ins Feld geführt. Gemäss dem Stand der Technik vorgeschlagene Ent- sorgungsszenarien, insbesondere für die Entsorgung von radioaktivem Graphit, wird auf das im Anhang angeführte Literaturverzeichnis verwiesen.
Weiter wird in der US 4 652 404 ein Verfahren vorgeschlagen für die Konditionierung von radioaktiv kontaminiertem Abfall durch Verbrennen und anschliessende Entsorgung der so erhaltenen
Asche durch Einlagern in einen Zement- bzw. Betonkδrper. Ähnlich wird in der WO98/54107 die Enkapsulierung von gefährlichen Abfällen vorgeschlagen, wie Schwermetalle, Arsen etc. sowie von radioaktiven Materialien. Die Enkapsulierung erfolgt in einem härtbaren System, enthaltend Kalziumkarbonat und Magnesiumoxid.
In der DE 31 31 798 wiederum ist die mechanische Zerlegung von Brennenelementen beschrieben unter Zuhilfenahme eines Hoch- druckwasserstrahls. Nach anschliessender Klassierung des zerteilten Materials wird der schliesslich erhaltene Graphit- schlämm mit Zement zu Endlagerungsblδcken verfestigt.
Verallgemeinert ergibt sich aus dem Stand der Technik die Möglichkeit, Graphit beispielsweise zusammen mit Sand und Zement trocken zu vermischen und anschliessend durch Zugabe von Wasser zur Herstellung von Blöcken zu verfestigen. Es hat sich allerdings gezeigt, dass die so hergestellten Graphit/Sand- Zementblδcke eine schlechte Druckfestigkeit aufweisen, so dass die im Stand der Technik vorgeschlagene Entsorgung von radioak- tivem Graphit beispielsweise durch Einbetonieren nicht weiter verfolgt worden ist .
Es ist daher eine Aufgabe der vorliegenden Erfindung, eine gegenüber den heute bekannten Methoden verbesserte Entsorgung, insbesondere von radioaktiven Abfällen wie radioaktivem Gra- phit, vorzuschlagen, da in naher Zukunft mit grosseren Mengen insbesondere von radioaktivem Reaktorgraphitabfall zu rechnen ist .
Erfindungsgemäss wird die gestellte Aufgabe mittels einem Verfahren gemäss dem Wortlaut nach Anspruch 1 gelöst .
Die Erfindungsidee besteht darin, dass der zu entsorgende radioaktive Abfall, wie insbesondere zu entsorgender radioaktiver Reaktorgraphit, nach Zermahlung bzw. nach Brechung Zuschlagsund Zusatzstoffe in entsprechenden Bindemittel-/Zuschlag- stoffrezepturen für die Herstellung von Giess- und/oder Ver- füllmörtel zur Abfallkonditionierung substituiert. Erfindungswesentlich ist dabei, dass der Feinanteil im zu entsorgenden Material, wie beispielsweise im Graphit, gering ist, d.h., dass der Anteil mit einer mittleren Korngrösse < 250 μm weniger als 30 Gew% beträgt. Überraschenderweise hat sich gezeigt, dass beim Reduzieren des Feinanteiles die Druckfestigkeit in zement- gebundenen Massen, welche für die Entsorgung von radioaktiven Abfällen erzeugt worden sind, entscheidend verbessert werden konnte, da vermutlich ein zu grosser Feinanteil einen gewissen Schmiereffekt erzeugt, welcher zu den nicht zulässigen, niedrigen Druckfestigkeiten führt.
Vorzugsweise beträgt der Feinanteil < 200 μm des zu entsorgen- den radioaktiven Abfalls, wie insbesondere des zu entsorgenden radioaktiven Graphits, weniger als 20 %, noch bevorzugter weniger als 15 Gew%.
Gemäss einer Ausführungsvariante der vorliegenden Erfindung soll beispielsweise in einer ein hydraulisches Bindemittel ent- haltenden Rezeptur von Verguss- bzw. Giessmörtel und -beton, wie insbesondere von Zementmörtel der üblicherweise verwendete Sand bzw. Kies durch das gemahlene bzw. gebrochene und zu entsorgende radioaktive Material, wie insbesondere durch den zu entsorgenden radioaktiven Reaktorgraphit, ersetzt werden. Be- vorzugte Ausführungsvarianten des erfindungsgemässen Verfahrens sind in den abhängigen Ansprüchen charakterisiert.
Die Entsorgung von radioaktivem Reaktorgraphit wird somit beispielsweise durch Nasszermahlen mit anschliessendem, mitunter vollständigem Substituieren von Zuschlagstoffen wie Sand und/oder Kies und/oder Zusatzstoffen in zementgebundenen Massen wie Zementmörtel, Beton, die z.B. in Form einer Graphit- /Zementmörtelmatrix zum Verfüllen von sonstigen abfallbeladenen Behältern wie Container und dergleichen eingesetzt werden. Durch diese Art der Abfallkonditionierung lässt sich eine voll- ständige Eliminierung des sonst beim Verfestigen von radioaktivem Reaktorgraphit entstehenden Abfallvolumens erzielen, das alleine oder mit anderen radioaktiven Abfällen als endkonditio- nierte Abfallgebinde dann vorliegen würde. Diese Methode der Graphitentsorgung ist aus ökonomischer Sicht mit erheblichen Kosteneinsparungen verbunden, da sonst hohe Entsorgungskosten anhand von zusätzlich zu erzeugenden Abfallgebinden mit einer anschliessenden Lagerung anfallen würden.
Die Verwendung von Verguss- und Füllmörtel, bestehend aus Sand, Zementbindemittel und speziellen Zusatzstoffen, wird häufig zum Verfestigen von radioaktiven Abfällen, wie beispielsweise Reaktorabschirmungen, GraphitSegmente, Betonbruchstücke, etc. ver- wendet, in dem die Mδrtelmasse die Zwischenräume in den abfall- beladenen Behältern wie Containern ausfüllt und so eine feste, monolytische Abfallgebindeeinheit bildet. Gegenüber diesem aus dem Stand der Technik bekannten Vergiessen hat nun die erfin- dungsgemäss vorgeschlagene Vorgehensweise den Vorteil, dass auch in dem die Zwischenräume ausfüllenden Mörtel radioaktive Materialien enthalten sind, wie insbesondere der erwähnte radioaktive Reaktorgraphit .
Die Methode zur Graphitentsorgung besteht beispielsweise aus den folgenden Schritten:
- Nassmahlen von radioaktivem Reaktorgraphit mittels eines
Mahlwerkes wie einer z.B. in der Splittfabrikation bekannten Brechmühle zu Korngrössen von 0 - ca. 60 mm Durchmesser zum Zweck einer Substitution von Zuschlags- und/oder Zusatzstoffen, wie beispielsweise von bis zu 100% Sand (hier Korngrδ- ssen bis 6 mm) als Zuschlagstoff in der zementgebundenen Rezeptur, die grδssenordnungsmässig zu ca. 45 Gew.% in zement- haltigen Verfüllmδrteln, welche für die Endkonditionierung zum Verfestigen sonstiger zu entsorgender Abfälle in Behältern eingesetzt werden, enthalten sein kann. Die Zugabe von zermahlenem Graphit kann auch über den Mengenanteil des Sandes hinaus mitunter durch weitere Sustitution von Zusatzstoffen bis 50 Gew.% im Zementmörtel vorliegen. In Betonmassen können Zuschlagstoffe wie Kies- und Sandanteil und mitunter auch Zusatzstoffe durch gebrochenen und zermale- nen raioaktiven Graphit substituiert werden, so dass solche Betonmischungen bis 75 Gew.% Graphit enthalten können.
Vorzugsweise wird ein Graphit/Zementverhältnis gewählt von mindestens 1,3, noch bevorzugter ein Graphit/ZementVerhältnis von mindestens 1,35.
- Vermischen des nasszermahlenen Graphits mit einer dafür hergestellten Verfestigungsmatrix, z.B. zementgebundene Massen wie Zementmörtel, Beton, etc..
- Füllen der radioaktiven, fliessfähigen, sich später verfestigenden bzw. abbindenden „Reaktorgraphit-Verfüllmatrix" in die bereits mit anderen festen Abfällen beladenen, vorkonditio- nierten Abfallbehälter zum Erzeugen von Abfallgebinden.
Die beispielsweise beschriebene Methode zur Entsorgung von Reaktorgraphit in der verfestigten Verfüllmatrix, die z.B. zur Herstellung von Abfallgebinden mit bereits vorkonditionierten radioaktiven Abfällen zum Einsatz kommt, wird anhand der beispielsweise und beigefügten Fig. 1 und 2 näher veranschaulicht. Eine Verfestigung von schwach radioaktivem, nasszermahlenem Graphit zur Herstellung von sog. „verlorenen Abschirmungen", d.h. für gefertigte Abschirmungen für den Einsatz in Atomanlagen sowie Zwischen- oder Endlager etc., wäre auch denkbar.
Bezugnehmend auf die beiden erwähnten Fig. 1 und 2 zeigt Fig. 1 im Schnitt ein Beispiel eines Containers 1, enthaltend diverse zu entsorgende radioaktive Materialien, welche in einer erfin- dungsgemäss vorgeschlagenen Vergussmatrix eingeschlossen sind. So zeigt Fig. 1 schematisch beispielsweise ein Graphitsegment 3, Graphitbruchstücke 5, Segmente eines thermischen bzw. biolo- gischen Schutzschildes 7 sowie Colemanitbetonbruchstücke 9.
Diese zu entsorgenden und im Container 1 eingegossenen Materia- lien sind in einer erfindungsgemäss vorgeschlagenen radioaktiven graphithaltigen Zementmörtelmatrix 11 eingegossen.
Fig. 2 zeigt im Schnitt ein weiteres Containergebinde 21, wobei es sich beispielsweise um einen 20 t Betondünnwand- Kleincontainer handeln kann, zur Hauptsache enthaltend radioaktive Stahl- bzw. Graugussabfälle, welche beispielsweise als Schutzschilder in Atomreaktoren verwendet worden sind.
Die Erfindung soll weiter anhand von beispielsweise aufgeführten Rezepturformulierungen näher erläutert werden. Dabei zeigt die nachfolgende Tabelle 1 vier Rezepturen mit Maximalkorn- grössen des Graphites von 6 mm, 15 mm, 30 mm und 60 mm.
Tabelle 1
Figure imgf000009_0001
l) Reaktorgraphit mit Rohdichte trocken = 1,70 kg/dm3, - nass 1,87 kg/dm3 und Porosität = 17,34 Vol.-%. Beim Porenfüller handelt es sich um amorphdisperse Kieselsäure, ein Bindemittel für überschüssiges Calziumhydroxid (Ca(OH)2). Diese disperse Kieselsäure dient zur Erhöhung der Auslaugfestigkeit .
Zeolith ist ein Substitutionsmittel zum Binden von Cäsium und Strontium, welches mobile radioaktive Spaltprodukte sind, welche in der Regel leicht löslich sind. Durch Zeolith wird das Auslaugen von mobilen Radionukliden verhindert.
Gegebenenfalls können die Zusatzstoffe, wie Porenfüller und Zeolith, durch feingemahlene Graphitabfälle ersetzt werden.
Als Zement wird vorteilhafterweise ein Portlandzement verwendet oder hδherwertige Zemente wie beispielsweise sulfatbeständige Zemente bzw. korrosionsfeste Zemente, welche speziell im Brük- kenbau und für Anwendungen unter Wasser verwendet werden. Grundsätzlich sind folgende Bindemittel möglich:
Hydraulisch wirkende Portland-, Hochofen-, Flugasche-, Trass-, Oelschiefer- , Tonerdeschmelz-, Ferrari- und Weisszemente, allein, in Kombination untereinander oder mit Silica-Staub, Puz- zolan, hydraulischem Kalk, Calciumhydroxid, Calciumoxid, Magne- siumhydroxid, Magnesiumoxid, Calciumsulfat-Hemihydrat , Calciumsulfat-Anhydrid sowie anorganische Geopolymere. Ebenfalls möglich ist die Verwendung von Reaktionsharzen, wie beispielsweise Epoxydharze, Siliconharze, Polyurethanharze etc., alleine sowie in Kombination mit den obenerwähnten Bindemitteln.
Als Plastifizierungsmittel wird ein Zusatzmittel für die Optimierung der Fliessfähigkeit bzw. des Füllgrades der Mörtelmischung verwendet .
Netzmittel: Dient zum Benetzen der Graphitoberfläche und zum Verhindern von Lufteinschlüssen. Das Netzmittel darf nicht kom- plexieren und sollte in Zementmilieu schnell abbaubar sein. Zwei Jahre nach der Verfestigung (Lagerung) sollte ein Netzmittel weitgehendst nicht mehr nachweisbar sein.
In den beigefügten Fig. 3 - 6 sind die entsprechenden Siebanalysen des in den vier Formulierungen verwendeten Graphites dar- gestellt, wobei Fig. 3 eine max. Korngrösse von 6 mm darstellt, Fig. 4 eine solche von max. 15 mm, Fig. 5 von 30 mm und Fig. 6 von 60 mm.
In der nachfolgenden Tabelle 2 sind die Korngrössenverteilungen der verschiedenen Graphitzuschläge mit den Maximalkorn- Durchmessern 6, 15, 30 und 60 mm angeführt, wie sie entsprechend in den Fig. 3 - 6 dargestellt sind.
Tabelle 2
Figure imgf000012_0001
Wie aus den vier Formulierungen deutlich erkennbar, kann bei Verwendung eines Maximalkorns bis zu 60 mm die Rezeptur mit wesentlich mehr Graphit beaufschlagt werden, d.h. ca. 70% mehr als bei einem Maximalkorn des Graphits von 6 mm. Welche Formulierung schlussendlich für das Vergiessen von weiteren radioak- tiven Abfällen verwendet wird, hängt von der „Sperrigkeit" bzw. von den Dimensionen dieser Abfälle ab sowie von der Grössenord- nung der Beladung der Graphit-/Zementmδrtel-masse. Je grδsser das Maximalkorn des Graphits in der Mδrtelrezeptur, desto höher ist die Graphitbeladung der Formulierung.
Eine erste Untersuchung von aus den vier angeführten Rezepturen der Graphit/Zementmörtelmischungen hergestellten Probekörpern auf Druckfestigkeit nach 28 Tagen Aushärtung ergab Werte von 42 N/mm2 bis zu 51 N/mm2. Damit ist die von der HSK und der NAGRA geforderte Mindestdruckfestigkeit an verfestigten Abfallmatrizen von 10 N/mm2 deutlich überschritten. Die ermittelten Werte erfüllen generell die Vorgaben von internationalen Standards bezüglich Mindestdruckfestigkeit. Die Auslaugdaten von Radionukliden in demineralisiertem und gipsgesättigtem Wasser (nach ISO-Norm Nr. 6961) ist < 5 • 10"6 m/d. Messungen an Formkδrpern, hergestellt mit Graphit mit einem wesentlich höheren Feinanteil, als erfindungsgemäss gefordert, ergaben Druckfestigkeiten von unter 15 N/m2. Bei Graphit als Zuschlagstoff mit einer Ma- ximalkorngrösse von 200 μm wurden gar Druckfestigkeiten von < 10 N/m2 gemessen.
Der grosse Vorteil der erfindungsgemäss vorgeschlagenen Graphit- /Zementmδrtelrezepturen liegt darin, dass nebst dem Ver- giessen von irgendwelchen radioaktiven Abfällen sowie zusätzlich zu entsorgenden Flüssigkeiten anstelle des üblicherweise verwendeten Sandes bzw. Kieses oder anderer Zusatzstoffe radioaktiver Reaktorgraphit entsorgt werden kann. Dabei kann ein höherer Füllgrad verwendet werden, als dies üblich ist bei der Verwendung von Sand bzw. von mineralischen Füllstoffen.
Literaturverzeichnis
1. M. Dubourg, Nuclear Engineering and Design 154 (175) Soluti- on to level 3 dismantling of gas-cooled reactors : the gra- phite-incineration, Seite 73 - 77,
2. Kontec'99, 4. Internationales Symposium „Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stillegungsabfälle" 15. - 17. März 1999, St. Theis et al . , Langzeitgarantiewerte für C-14 am Beispiel des Endlagers Morsleben, Seite 859 - 876,
3. V. Hesshaimer, M. Heimann, I. Levin "Radiocarbon evidence for a smaller oceanic carbon dioxide sink than previously believed", Nature, Volume 370, No. 6485; July 21, 1994.
4. H.H. Loosli, Ingeborg Levin, Lokale und globale 14C-Konzen- trationen und die dadurch bewirkten Strahlendosen. Seminar über Umweltbelastung durch langlebige künstlich erzeugte Radionuklide, Luzern und Vitznau, 29. und 30. Juni 1995.

Claims

Patentansprüche
1. Verfahren zum Entsorgen von radioaktiven Materialien, dadurch gekennzeichnet, dass in einer Bindemit- tel/Zuschlagstoffmischung für die Herstellung von Vergussma- ssen, Mörtel, Giessharzen und dergleichen der Zuschlagstoff wenigstens teilweise durch das zu entsorgende Material substituiert wird, und dass das zu entsorgende Material wenigstens nahezu frei von Feinstkorngrδssen-Anteilen ist.
2. Verfahren, insbesondere nach Anspruch 1, dadurch gekenn- zeichnet, dass der Anteil an Feinkorngrössen < 250 μm weniger als 30 % beträgt, bezogen auf das Gewicht des zu entsorgenden Materials, vorzugsweise weniger als 15 Gew% .
3. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass als Bindemittel mindestens zu Teilen ein hydraulisches Bindemittel verwendet wird.
4. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, dass wenigstens teilweise als Bindemittel ein Reaktionsharz verwendet wird.
5. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, dass das radioaktive Material als Zuschlagstoff und teilweisen Ersatz von Füllstoff mit dem Bindemittel als Mörtel oder Giessmasse zum Vergiessen bzw. Einkapseln von weiteren zu entsorgenden Materialien in einem Behältnis bzw. Container verwendet wird.
6. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, dass radioaktiver Graphit, wie insbson- dere Reaktorgraphit, zerkleinert und mind. mit einem vorzugsweise hydraulischen Bindemittel, wie Zement sowie gegebenenfalls weiteren Additiven als Mörtel- oder Giessmasserezeptur für das Vergiessen bzw. Einkapseln von weiteren radioaktiven und/oder toxischen Materialien, wie insbesondere von Reaktorabfällen bzw. zu entsorgenden Reaktorteilen, verwendet wird.
7. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, dass zunächst radioaktiver Reaktorgra- phit nasszermahlen wird zu einer Korngrösse < 60 mm, vorzugsweise < 30 mm und anschliessend zusammen mit mind. einem hydraulischen Bindemittel wie Zement zur Herstellung einer Mörtel- oder Vergussmasserezeptur gemischt wird.
8. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, dass der Feinkorngrδssenanteil < 200 μm des zu entsorgenden Materials, wie insbesondere des radioaktiven Reaktorgraphites, weniger als 20 %, bezogen auf das Gewicht des zu entsorgenden Materials beträgt, vorzugsweise weniger als 15 %, und noch bevorzugter weniger als 10 Gew%.
9. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 6 bis 8, dadurch gekennzeichnet, dass die Rezepturadditive zur Erhöhung der Fliessfähigkeit, des Füllgrades, der Korrosionsbeständigkeit, der Alterungsbeständigkei , der Auslaugfestigkeit sowie zur Oberflächenbenetzbarkeit zugefügt werden.
10. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 6 bis 9, dadurch gekennzeichnet, dass der Füllgrad der Rezeptur mit gemahlenem und/oder gebrochenem radioaktivem Graphit höher ist, als der Füllgrad bei Verwendung von konventionellen mineralischen Füllstoffen, wie insbesondere von Zuschlagstoffen wie Sand, Kies und/oder Zusatzstoffen wie Clinoptilolith, Micropoz, Kalksteinmehl, Quarzmehl und anderen.
11. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, dass als Bindemittel sulfatbeständiger und/oder korrosionsbeständiger Zement verwendet wird.
12. Verfahren, insbesondere nach einem der Ansprüche 6 bis 11, dadurch gekennzeichnet, dass dem zu entsorgenden Material bzw. dem radioaktiven Graphit ein Netzmittel bereits beim Zerkleinern bzw. dem Mahlen zugesetzt wird.
13. Vegussmasse, enthaltend als Bindemittelrezeptur mind. ein hydraulisches Bindemittel, wie beispielsweise Zement sowie als Füllstoff mind. gemahlenes und/oder gebrochenes radioaktives und/oder toxisches Material, wie insbesondere radioaktiver Reaktorgraphit, wobei der Feinanteil < 250 μm des Füllstoffes, wie insbesondere des radioaktiven Reaktorgraphites, weniger als 30 Gew%, bezogen auf das Gewicht der Füllstoffmenge, vorzugsweise weniger als 15 Gew%, und noch bevorzugter weniger als 10 Gew% beträgt.
14. Giesskδrper, enthaltend zu entsorgende radioaktive Materia- lien, wie insbesondere Reaktorabfälle sowie als Vergussmörtel- matrix eine Giess- bzw. Mδrtelrezeptur, mind. enthaltend ein hydraulisches Bindemittel , wie Zement sowie gemahlenen und/oder gebrochenen radioaktiven Graphit, wie insbesondere Reaktorgraphit .
15. Vergussmasse, insbesondere Anspruch 13 oder 14, eingegossen bzw. vergossen in einem Behältnis als Giesskörper, wie insbesondere einem Container.
16. Vergussmasse, enthaltend als Mörtel- bzw. Vergussmatrix eine Mörtel- bzw. Giessmassenrezeptur, mind. enthaltend ein hy- draulisches Bindemittel wie Zement sowie als Füllstoff gemahlenen und/oder gebrochenen Reaktorgraphit, hergestellt mittels eines Verfahres, insbesondere nach einem der Ansprüche 6 bis 12.
PCT/CH2000/000268 1999-06-14 2000-05-16 Entsorgung von radioaktiven materialien WO2000077793A1 (de)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2001503180A JP2003502623A (ja) 1999-06-14 2000-05-16 放射性物質の廃棄物処理
EP00922405A EP1200965A1 (de) 1999-06-14 2000-05-16 Entsorgung von radioaktiven materialien

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CH1108/99 1999-06-14
CH110899 1999-06-14

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2000077793A1 true WO2000077793A1 (de) 2000-12-21

Family

ID=4202686

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/CH2000/000268 WO2000077793A1 (de) 1999-06-14 2000-05-16 Entsorgung von radioaktiven materialien

Country Status (3)

Country Link
EP (1) EP1200965A1 (de)
JP (1) JP2003502623A (de)
WO (1) WO2000077793A1 (de)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6625248B2 (en) * 1999-10-14 2003-09-23 Studsvik, Inc. Process for the treatment of radioactive graphite
RU2474897C1 (ru) * 2011-08-10 2013-02-10 Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" (ЗАО "РАОТЕХ") Установка для удаления жидких радиоактивных отходов из емкостей временного хранения
DE102012204348B3 (de) * 2012-03-20 2013-06-13 Areva Gmbh Verfahren zum Entsorgen eines radioaktiven Sekundärabfalles
EP2833367B1 (de) 2013-08-02 2019-10-30 Bilfinger Noell GmbH Anlage und Verfahren zur Bearbeitung von Reststoffen
CN114068059A (zh) * 2021-09-27 2022-02-18 中国核电工程有限公司 一种保证水泥砂浆均匀完整性的废密封源固定整备方法

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP4846653B2 (ja) * 2007-05-14 2011-12-28 株式会社東芝 黒鉛粉末廃棄物の処理方法および処理装置
KR102536109B1 (ko) * 2021-11-26 2023-05-26 주식회사 케미콘 유-무기 하이브리드형 고화제 조성물 및 이를 이용한 방사성 폐기물 고형화 처리 공법

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2741661A1 (de) * 1977-09-16 1979-03-22 Strahlen Umweltforsch Gmbh Verfahren zur umkleidung von abfallfaessern mit einer auslaugsicheren, geschlossenen huelle
GB2047946A (en) * 1979-04-06 1980-12-03 Astor Chemical Ltd Process for the Encapsulation of Radioactive Wastes
EP0036999A2 (de) * 1980-03-28 1981-10-07 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Endlagerung von kontaminierten Feststoffen
GB2130784A (en) * 1982-10-07 1984-06-06 Ronald Leslie Attwell Filling interstices between pieces of material
US4600610A (en) * 1981-11-11 1986-07-15 Nukem Gmbh Molded body for embedding radioactive waste and process for its production
EP0280426A2 (de) * 1987-02-07 1988-08-31 Ngk Insulators, Ltd. Vorrichtung zur Verfestigung von radioaktiven Abfallstoffen
US5362771A (en) * 1992-02-13 1994-11-08 Elf Atochem, S.A. Process for inclusion in (meth)acrylic resins of substances of liquid to solid consistency
US5649323A (en) * 1995-01-17 1997-07-15 Kalb; Paul D. Composition and process for the encapsulation and stabilization of radioactive hazardous and mixed wastes

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2741661A1 (de) * 1977-09-16 1979-03-22 Strahlen Umweltforsch Gmbh Verfahren zur umkleidung von abfallfaessern mit einer auslaugsicheren, geschlossenen huelle
GB2047946A (en) * 1979-04-06 1980-12-03 Astor Chemical Ltd Process for the Encapsulation of Radioactive Wastes
EP0036999A2 (de) * 1980-03-28 1981-10-07 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Endlagerung von kontaminierten Feststoffen
US4600610A (en) * 1981-11-11 1986-07-15 Nukem Gmbh Molded body for embedding radioactive waste and process for its production
GB2130784A (en) * 1982-10-07 1984-06-06 Ronald Leslie Attwell Filling interstices between pieces of material
EP0280426A2 (de) * 1987-02-07 1988-08-31 Ngk Insulators, Ltd. Vorrichtung zur Verfestigung von radioaktiven Abfallstoffen
US5362771A (en) * 1992-02-13 1994-11-08 Elf Atochem, S.A. Process for inclusion in (meth)acrylic resins of substances of liquid to solid consistency
US5649323A (en) * 1995-01-17 1997-07-15 Kalb; Paul D. Composition and process for the encapsulation and stabilization of radioactive hazardous and mixed wastes

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6625248B2 (en) * 1999-10-14 2003-09-23 Studsvik, Inc. Process for the treatment of radioactive graphite
RU2474897C1 (ru) * 2011-08-10 2013-02-10 Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" (ЗАО "РАОТЕХ") Установка для удаления жидких радиоактивных отходов из емкостей временного хранения
DE102012204348B3 (de) * 2012-03-20 2013-06-13 Areva Gmbh Verfahren zum Entsorgen eines radioaktiven Sekundärabfalles
EP2833367B1 (de) 2013-08-02 2019-10-30 Bilfinger Noell GmbH Anlage und Verfahren zur Bearbeitung von Reststoffen
CN114068059A (zh) * 2021-09-27 2022-02-18 中国核电工程有限公司 一种保证水泥砂浆均匀完整性的废密封源固定整备方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2003502623A (ja) 2003-01-21
EP1200965A1 (de) 2002-05-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4859367A (en) Waste solidification and disposal method
DE69931289T2 (de) Selbstnivellierender, besonders leistungsstarker Beton sowie Verfahren zu dessen Herstellung und dessen Einsatz
EP1200965A1 (de) Entsorgung von radioaktiven materialien
DE2516023A1 (de) Beton oder moertel zur verwendung als baustoff im strahlungsschutzbau und verfahren zu seiner herstellung
EP0338039B1 (de) Verfahren zum abdichten von bodenformationen, insbesondere zur herstellung von deponien
DE3215508C2 (de) Verfahren zur Verbesserung der Radionuklid-Rückhalteeigenschaften von Verfestigungen radioaktiver Abfälle
DE102019114416B4 (de) Trockenmischung zum Erhalt eines alkaliaktivierten Geopolymer-Salzbetons und/oder eines Geopolymer-Salzmörtels und Verwendung, Verfahren zum Verhindern eines Austretens eines Schadstoffes aus einem, eine Öffnung aufweisenden Hohlraum einer Salzlagerstätte, und Verwendung des Verfahrens
EP4101824A1 (de) Leitfähiger mörtel
DE3806956C2 (de)
DE102019103763A1 (de) Betonmischung zur Bildung eines ultrahochfesten Leichtbetons
JP3372684B2 (ja) 原子力廃棄物用セメント無機混和材
DE19912652C2 (de) Verfahren zur Herstellung eines säurebeständigen Mörtels oder eines säurebeständigen Betons und deren Verwendung
EP1188726A2 (de) Zuschlagstoff, insbesondere für Beton, sowie ein Verfahren zu dessen Herstellung
DE3727978A1 (de) Verfahren zum abdichten von bodenformationen, insbesondere zur herstellung von deponien
Rattanasak et al. Compressive strength and heavy metal leaching behaviour of mortars containing spent catalyst
DE69837747T2 (de) Verfahren zum Verfestigen von Borsäure und/oder Borat-Lösungen
DE3635500A1 (de) Schwerbeton zur herstellung eines transportbehaelters fuer radioaktives material
DE3727576C1 (en) Process for reprocessing fine-grained ferrous by-products from steelworks and metallurgical works to form lumpy material for use in blast furnaces
DE4101347C2 (de)
JPH06300893A (ja) 放射性廃棄物の固型化材料
DE4312570C2 (de) Wässrige, thixotrope, Bindemittel und Bentonit enthaltende Aufschlämmung für Schlitzwände
EP0690829B1 (de) Verformbare deponiemasse
DE3219114C2 (de)
DE2856875C2 (de) Verfahren zur Verfüllung der Zwischenräume in einem radioaktive Abfallkörper enthaltenden unterirdischen Hohlraum
DE4036427C2 (de)

Legal Events

Date Code Title Description
AK Designated states

Kind code of ref document: A1

Designated state(s): JP US

AL Designated countries for regional patents

Kind code of ref document: A1

Designated state(s): AT BE CH CY DE DK ES FI FR GB GR IE IT LU MC NL PT SE

121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application
DFPE Request for preliminary examination filed prior to expiration of 19th month from priority date (pct application filed before 20040101)
WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2000922405

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref country code: JP

Ref document number: 2001 503180

Kind code of ref document: A

Format of ref document f/p: F

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 10018091

Country of ref document: US

WWP Wipo information: published in national office

Ref document number: 2000922405

Country of ref document: EP

WWW Wipo information: withdrawn in national office

Ref document number: 2000922405

Country of ref document: EP