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(11) | EP 0 054 604 A2 |
| (12) | EUROPÄISCHE PATENTANMELDUNG |
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| (54) | Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten |
| (57) Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive
Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit
bzw. verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden,
aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten, radioaktiven Abfall-Formkörpern,
bei welchem radioaktive, flüssige, wäßrige und/oder radioaktive feste Abfälle mit
einer Zement-Wasser-Aufschlämmung vermischt bzw. umhüllt werden, erhärten gelassen
werden und einer Wärmebehandlung unterzogen werden. Es sollen Produkte hergestellt
werden, die alle bzw. nahezu alle positiven Eigenschaften bekannter Verfestigungsprodukte
dieser Art besitzen, doch die Nachteile der bekannten Produkte, insbesondere die Radiolysegas-Bildung,
der Druckaufbau im Produkt bzw. im Behälter, die Gefahr einer Aktivitätsfreisetzung
aus dem Behälter oder die Verflüchtigung von radioaktiven Nukliden bei der Herstellung
während der Hochtemperaturschritte usw. nicht aufweisen. Dies wird dadurch erreicht,
daß die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung in geschlossenen Behältern
bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten
gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck
und Vakuum einerWärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung
des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
Vorteilhafterweise wird als Zement ein portlandzementklinkerfreier Zement verwendet,
wie z.B. Tiefbohrzement. |
[0001] Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw.verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten, radioaktiven Abfall-Formkörpern, bei welchem radioaktive, flüssige,wäßrige und/oder radioaktive feste Abfälle mit einer Zement-Wasser-Aufschlämmung vermischt bzw. umhüllt werden, erhärten gelassen werden und einer Wärmebehandlung unterzogen werden.
[0002] Unter den radioaktiven, flüssigen, wäßrigen und/oder radioaktiven festen Abfällen, die mit einem hohen Maß an Sicherheit für die Umwelt in dem vorliegenden Verfahren verfestigt und in den erhärtenden Formkörpern inkorporiert werden, sind solche zu verstehen, wie zum Beispiel
- hoch- und mittelradioaktive Stoffe und/oder Aktiniden enthaltende, wäßrige Abfallkonzentrate,
- in Wasser aufgeschlämmte, feinkörnige, feste Abfälle
- aktinidenhaltige Verbrennungsrückstände,
- feste, stückige Abfälle, wie Brennelementhülsen oder Core-Bauteile etc..
[0003] Zur Verfestigung von radioaktiven, wäßrigen Abfällen wurde bereits seit langem vorgeschlagen, das Volumen solcher Abfälle zu verringern, dabei die radioaktiven Stoffe aufzukonzentrieren, die Abfallkonzentrate entweder mit einem Zusatz von Glasbildnern einer Wärmebehandlung zu unterziehen,bis 'die radioaktiven Stoffe in der entstehenden Glasschmelze verteilt . -vorliegen und danach die Schmelze zu einem Festkörper erstarren zu lassen (DE-OS 26 09 299), oder mit silikathaltigen Tonen bzw. Ionenaustauschern zu mischen und zu einem festen Körper keramisch zu brennen (DE-PS 27 26 087).
[0004] 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.
[0005] Zur Verfestigung fester, stückiger Abfälle,wie Brennelementhülsen oder Core-Bauteile werden.zur Zeit Zementmischungen verwendet. Die Produkte werden nicht thermisch nachbehandelt. Die Nachteile zementierter hochradioaktiver oder mittelradioaktiver Abfall-, Aschen-, Brennelementhülsen- und Core-Bauteile-Produkte bestehen darin, daß durch den vergleichsweise hohen Wassergehalt unter dem Einfluß der von den Abfällen ausgehenden, radioaktiven Strahlung durch die strahlenchemische Zersetzung des Wassers große Mengen Wasserstoff und Sauerstoff gebildet werden. Dies könnte Nachteile für die Betriebssicherheit der Zwischen- und Endlagerung mit sich bringen. Außerdem müssen die Temperaturen der Produkte beim Lagern so geregelt werden, daß 100°C nicht überschritten werden. Bei höheren Temperaturen erfolgt eine Wasserfreisetzung aus den Produkten,was zu einem bedeutenden Druckaufbau im Produkt selbst und im Behälter führt. Dies kann bei einer Korrosion des Behälters evtl. zu Aktivitätsfreisetzungen aus dem Behälter führen.
[0006] Der Erfindung liegt nun die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten mit erhöhter Strahlenbeständigkeit bzw.verringerter Radiolysegas-Bildung aus der Kategorie der mit hydraulisch abbindenden, aushärtenden, anorganischen Materialien verfestigten radioaktiven Abfall-Formkörpern, zu schaffen, die alle bzw. nahezu alle positiven Eigenschaften der bekannten Verfestigungsprodukte ebenfalls besitzen, doch die Nachteile der bekannten Produkte, insbesondere die Radiolysegas-Bildung,der Druckaufbau im Produkt bzw. im Behälter, die Gefahr einer Aktivitätsfreisetzung aus dem Behälter oder die Verflüchtigung von radioaktiven Nukliden bei der Herstellung während der Hochtemperaturschritte etc. nicht aufweisen.
[0007] Die Aufgabe wird auf überraschend einfache Weise erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliedenden Wassers unterzogen werden.
[0008] Eine vorteilhafte Ausbildung der Erfindung unter Verwendung von Spezialzementen ist dadurch gekennzeichnet, daß
a) der radioaktive Abfall mit einer Aufschlämmung eines portlandzementklinkerfreien Zementes vermischt bzw. umhüllt wird,
b) die aus a) erhaltenen Mischungen in geschlossenen Behältern bei Raumtemperatur oder bei einer Temperatur oberhalb Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden,
c) die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
[0009] Das Vermischen bzw. Umhüllen der Abfälle erfolgt erfindungsgemäß mit einem Zement, der 20 bis 30 Gew.-% Si02 und 40 bis 70 Gew.-% CaO enthält, oder der 25 bis 35 Gew.-% Si02, 10 bis 25. Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% Al203 enthält. Der verwendete Zement kann auch Zusatzstoffe wie Bentonite enthalten. Eine voteilhafte Ausbildung der Erfindung ist dadurch gekennzeichnet, daß die Wärmebehandlung der Formkörper (Schritt c) bei einer Temperatur zwischen 1500 und 2500 C und über eine Zeitdauer zwischen 12 Stunden und 4 Tagen durchgeführt wird.
[0010] Beispielsweise fallen bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen, bei der Fabrikation und Verarbeitung von Kernbrennstoffen sowie aus sonstigen kerntechnischen Anlagen u.a. folgende radioaktive Abfälle an, die nach dem erfindungsgemäßen Verfahren verfestigt werden können:
1. Hochaktive Abfallösungen -das sind salpetersaure Lösungen von vorwiegend Schwermetallnitraten-, die bei der Abtrennung der Spaltprodukte aus abgebrannten Kernbrennstoffen bei deren Wiederaufarbeitung entstehen.
2. Mittelaktive Abfallösungen -das sind überwiegend salpetersaure Lösungen mit in der Regel hohen Gehalten an Natriumnitrat, die an anderer Stelle als die hochaktiven Abfallösungen bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen und bei der Dekontamination in kerntechnischen Anlagen anfallen.
3. Aktinidenkonzentrate, das sind Lösungen, Pulver, oder Verbrennungsrückstände, die vor allem bei der Verarbeitung und Fabrikation von Kernbrennstoffen als Abfallprodukte erhalten werden.
4. Aschen und Rückstände aus der Verbrennung organischer radioaktiver Abfälle.
5. Feste, stückige, metallische Abfälle wie Brennelementhülsen, Core-Bauteile, sonstige aktivierte und/oder kontaminierte metallische Abfälle, die in einem Betrieb von kerntechnischen Anlagen und bei der Wiederaufarbeitung von abgebrannten Kernbrennstoffen anfallen.
[0011] Die anfallenden wäßrigen Lösungen oder wäßrigen Aufschlämmungen werden in einem Behälter, der auch der Endlagerbebälter sein kann, direkt mit dem Zement gemäß der Erfindung unter Rühren vermischt oder indirekt in einem Mischgefäß gemischt und anschließend in den Behälter gefüllt. Die festen, stückigen Abfälle werden mit einer Mischung, hergestellt aus Zement gemäß der Erfindung und Wasser (W/Z-Wert vorteilhafterweise 0,3 bis 0,6) übergossen, evtl. unter Anwendung von geringen Drücken. Die Hydratation (Verfahrensschritt b)) wird vorteilhaft bei Temperaturen zwischen Raumtemperatur und 100°C durchgeführt. Die Entfernung des überschüssigen Wassers (Verfahrensschritt c)) wird vorteilhaft bei Temperaturen zwischen 100°C und 200°C durchgeführt. Die Temperatur und die Zeitdauer der Wärmebehandlung sind stark abhängig von der Zusammensetzung und den Abmessungen der Produkte. Das Aufheizen der Produkte sollte verhältnismäßig langsam erfolgen, um Rißbildungen zu vermeiden. Die optimalen Aufheiz- und Trocknungszeiten müssen der jeweiligen Produktzusammensetzung und-Größe angepaßt werden. Als vorteilhaft haben sich Aufheizraten erwiesen, die im Bereich zwischen 0,5 C/min. und 2°C/min. liegen.
[0012] 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.
[0013] 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.
[0014] Durch die niedrigen Temperaturen bei der Produktherstellung werden die Korrosionsraten'der verwendeten Apparaturen sehr gering gehalten.
[0015] 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.
[0016] Durch die Erniedrigung des Wassergehalts können die Produkte bei Temperaturen gelagert werden, die über 1000C bis 150°C betragen, da kein freies Wasser mehr vorhanden ist und sich im Behälter deshalb kein erhöhter Wasserdampf-Partialdruck aufbauen kann und keine Aktivität freigesetzt werden kann.
[0017] 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.
[0018] Bei den Brennelementhülsen-Verfestigungs-Produkten ergibt sich ein weiterer Vorteil:
Durch die thermische Nachbehandlung bis ca. 250°C wird die thermodynamisch mögliche Reaktion zwischen Zirkon und Wasser schnell ablaufen und durch die entstehende Oxidschicht schnell zum Stillstand kommen. Aufgrund der thermischen Nachbehandlung steht dann kein reaktionsfähiges Wasser mehr zur Verfügung. Dies bedeutet, daß die bei Untersuchungen festgestellten hohen Tritiumfreisetzungsraten aus konventionellen Brennelementhülsen-Zementprodukten bei den Verfestigungsprodukten gemäß der Erfindung nicht mehr auftreten werden. Ähnliches gilt für zementierte, tritiumhaltige Core-Bauteile.
[0019] Die Erfindung wird in den folgenden Beispielen näher erläutert ohne jedoch auf diese Beispiele eingeschränkt zu sein.
Beispiel 1:
[0020] Verringerung der Radiolysegas-Bildung als Folge der Wärmebehandlung:
Es wurden simulierte Verfestigungsblöcke im Labormaßstab (ca. 85 mm hoch und ca. 62 mm Durchmesser) aus Portlandzement 35 (PZ 35) mit einem Wasser-Zement-Wert W/Z = 0,4 hergestellt und zwar
a) mit Leitungswasser (Produktbezeichnung PZ 35/Zementstein (ohne r.a. Abfallj)
b) mit simulierter mittelradioaktiver Abfallösung (Produktbezeichnung PZ 35/MAW)
c) mit simulierter hochaktiver Abfallösung (PZ 35/ HAW).
[0021] Jeweils die Hälfte der Proben aus a),b) und c) wurden gemäß dem Stande der Technik gefertigt, d.h. ohne Wärmebehandlung, lediglich 28 Tage bei Raumtemperatur gelagert. Die jeweils andere Hälfte der Proben wurde nach dem erfindungsgemäßen Verfahren wärmebehandelt, d.h. bei 200°C entwässert. Danach wurden alle Proben mit 10 MeV-Elektronen bis auf 108 rad bestrahlt und die Gasausbeute in ml/g und Mrad gemessen. Der Gewichtsverlust der entwässerten Proben betrug sowohl bei den Proben unter a) als auch bei den Proben unter b) und unter c) jeweils 23 Gew.-%. Dies entspricht einem Restwassergehalt von ca. 7 bis 9 Gew.-% im Produkt. Die Radiolysegas-Bildung für alle Proben ist in der nachfolgenden Tabelle aufgeführt.
[0022] Aus den gemessenen Werten wird deutlich, daß die nach dem erfindungsgemäßen Verfahren behandelten Proben eine um eine bis zwei Zehner-Potenzen geringere Wasserstoffbildung aufwiesen.
[0023] In der nachfolgenden Tabelle sind die Werte für die Druckfestigkeit der Probenblöcke angegeben.
Druckfestigkeit:
PZ 35/HAW :
[0027] 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:
[0028] Verringerung der Radiolysegas-Bildung als Folge der Wärmebehandlung unter Verwendung eines spezielien Zementes:
Wie in Beispiel 1 wurden Laborblöcke hergestellt, jedoch unter Verwendung eines Tiefbohrzementes,welcher keinen Portlandzementklinkeranteil aufweist und in die Gruppe Zemente zu rechnen ist, deren Hauptbestandteile in die Bereiche 20 bis 30 Gew.-% SiO2 und 40 bis 70 Gew.-% Ca0 fallen, anstelle des PZ 35. Es wurden nur Proben entsprechend a) in Beispiel 1 hergestellt. Der Wasser-Zement-Wert betrug ebenfalls 0,4, die Bestrahlungsart und -Dauer war die gleiche wie in Beispiel. 1. Die Wasserstoffbildungsrate betrug bei der bei Raumtemperatur 28 Tage lang gelagerten Probe (Stand der Technik) 2,5 . 10-3 ml/g und Mrad und bei der nach dem erfindungsgemäßen Verfahren behandelten (bei 200°C entwässerten) Probe nur 3,7 10-4 ml/g und Mrad.
Beispiel 3:
[0029] Vergleichende Untersuchungen an Zementsteinproben ohne simulierten Abfall ( a) Radiolyse-Wasserstoffausbeute in Abhängigkeit von der Vorlagerzeit bei der γ-Bestrahlung; b) Gewichtsänderungen bei der Lagerung von unbestrahlten Proben in quinärer Lösung bei 100°C und einem bar):
a) Zur Simulierung einer umhüllenden Verfestigung von festen stückigen radioaktiven
Abfällen wie Brennelementhülsen, die bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrenn-
und/oder Brutstoffelemente anfallen, oder wie Core-Bauteile, wurde eine Zement-Wasser-Mischung
aus einem speziellen Zement, welcher keinen Portlandzementklinkeranteil aufweist und
in die Gruppe Zemente zu rechnen ist, deren Hauptbestandteile in die Bereiche 25 bis
35 Gew.-% SiO2, 10 bis 25 Gew.-% CaO und 30 bis 50 Gew.-% Al203 fallen, hergestellten und unter
Anwendung von geringem Druck in eine Form vergossen und ohne Zusatz inaktiver metallischer
Stücke erhärten gelassen. Eine derartige Simulierung ist zulässig, weil die metallischen
Stücke nicht am chemischen Geschehen während der Erhärtung der Zement-Wasser-Mischung
teilnehmen. Zusätze an Metallstücken würden lediglich die Festigkeits-Eigenschaften verbessern, die jedoch zur Lösung der vorliegenden Aufgabe
praktisch nichts beitragen. Die Zement-Wasser-Mischung hatte einen Wasserzementwert
von W/Z = 0,45, der Probenkörper wurde 4 Tage lang bei 100°C ausgehärtet und danach
2 Tage lang bei ebenfall 100°C im Trockenschrank getrocknet. Es wurde danach keine
Rißbildung beobachtet, der Gewichtsverlust betrug ca. 10%. Auf diese Weise hergestellte
Proben wurden anschließend mit-γ-Strahlen bestrahlt und die durch Radiolyse erzeugte
WasserstoffAusbeute der bestrahlten Zementsteinproben gemessen. Zum Vergleich wurden
unter denselben Bedingungen Zementsteinproben aus Portlandzement 35 hergestellt und
untersucht. Die Ergebnisse dieser Untersuchungen sind in den folgenden Tabellen aufgeführt
und zum Vergleich einander gegenübergestellt.
b) Laborblöckchen, die unter Verwendung eines speziellen Zementes (wie oben beschrieben)
hergestellt wurden, erwiesen sich bei Korrosionsuntersuchungen während der Lagerung
in quinärer Lösung (Salzlösung mit der Zusammensetzung in Gew.-%: 24,7 % MgCl2: 2,3% MgSO4; 1, 9%. NaCl ; 3,3% KC1; 67,9 H20) wesentlich beständiger als die Blöckchen aus herkömmlichem Portland-Zement, wie
einerseits eine visuelle Beurteilung und anderseits auch klar die Massenänderungen
der unbestrahlten Proben während der Lagerung in der quinären Lösung aufzeigten.
[0030] In Tabelle 2 bedeuten M, das jeweils nach bestimmten Zeitabständen gewogene Gewicht für die entsprechende Probe, ΔM die Gewichtsveränderung in Prozenten des Ausgangsgewichts. Aus der Tabelle ist leicht erkennbar, daß nach einer gewissen Zeitdauer die Gewichtsänderung der Probe mit dem speziellen Zement praktisch Null wird, d.h. nach der Aufnahme einer gewissen Menge der quinären Lösung bleibt die Masse der Probe gleich. Demgegenüber quillt die Portland-Zement-Probe (die dem Stand der Technik entspricht) auf, weist einen deutlichen Massenzuwachs während zunehmender Lagerung in der quinären Lösung auf und ist somit erhöhter Korrosion ausgesetzt.
Beispiel 4:
[0031] Vergleichende Untersuchungen über Gewichtsveränderungen bei der Lagerung von Zement/MAW-Proben in quinärer Lösung:
Bei der Verfestigung von wäßrigen Konzentraten oder Aufschlämmungen (simulierter MAW)
wird das Konzentrat mit dem Zement vermischt. Unter Verwendung eines Spezial-Zementes
ohne PZ-Klinker (wie in Beispiel 3 beschrieben) wurden mit MAW-Simulat Proben mit
einem Salzgehalt von 10 Gew.-% hergestellt (W/Z = 0,45). Bei Korrosionsuntersuchungen
in quinärer Lösung bei 1000C erwiesen sich diese Produkte wesentlich korrosionsbeständiger als vergleichbare
Produkte aus herkömmlichem Portland-Zement.
dadurch gekennzeichnet, daß
die Gemische aus Abfall und Zement-Wasser-Aufschlämmung in geschlossenen Behältern bei einer Temperatur zwischen Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden und daß die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.
dadurch gekennzeichnet, daß
a) der radioaktive Abfall mit einer Aufschlämmung eines portlandzementklinkerfreien Zementes vermischt bzw. umhüllt wird,
b) die aus a) erhaltenen Mischungen in geschlossenen Behältern bei Raumtemperatur oder.bei einer Temperatur oberhalb Raumtemperatur bis 150°C zu geformten Körpern erhärten gelassen werden,
c) die erhärteten Formkörper bei einem Druck zwischen Normaldruck und Vakuum einer Wärmebehandlung bei Temperaturen bis maximal 250°C zur Entfernung des in den Poren der Formkörper ungebunden vorliegenden Wassers unterzogen werden.