DE2819086A1 - Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen verfestigung von waessrigen, radioaktiven abfallfluessigkeiten der mittelaktiven kategorie (maw), der niedrigaktiven kategorie (law) und der kategorie der tritiumverbindungen enthaltenden fluessigkeiten - Google Patents

Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen verfestigung von waessrigen, radioaktiven abfallfluessigkeiten der mittelaktiven kategorie (maw), der niedrigaktiven kategorie (law) und der kategorie der tritiumverbindungen enthaltenden fluessigkeiten

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Description

Kernforschuncjszentrum Karlsruhe, den 11.4.1978
Karlsruhe GmbH PLA 7816 Gl/wk
Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfallflüssigkeiten der mittelaktiven Kategorie (MAW), der niedrigaktiven Kategorie (LAW) und der Kategorie der Tritiumverbindungen enthaltenden Flüssigkeiten.
9098U/0533
Beschreibung:
Die Erfindung betrifft ein Verfahren nach dem Oberbegriff des Hauptanspruchs.
Vor mehr als 20 Jahren wurde zur Verfestigung von wäßrigen LAW-Abfallflüssigkeiten das Verarbeiten der radioaktiven Abfälle mit hydraulischen Bindemitteln, wie Zement, zu Transportkörpern vorgeschlagen. Um eine möglichst gleichmäßige Verteilung der radioaktiven Stoffe in einem solchen Formkörper zu erreichen und aus dem Wunsch heraus, eine möglichst große Menge der Abfallflüssigkeit in einem solchen Formkörper unterzubringen, wurden dem Zement saugfähige Stoffe, wie z.B. Montmorilionit oder goalühtcr Vermiculit etc. beigemischt. Die aus solchen Gemischen und wäßrigen LAW-Abfallflüssigkeiten hergestellten und erhärteten Formkörper wiesen jedoch eine verhältnismäßig geringe Auslaugbeständigkeit auf. Die Auslaugraten für die gefährlichen Radionuklide Cäsium-137 oder Strontium-90 etc. waren hoch und die Zementverfestigungsverfahren daher für wäßrige LAW-Flüssigkeiten unbefriedigend und für MAW-Flüssigkeiten unbrauchbar. Es wurde nun versucht, radioaktive Abwasser oder Schlämme in Bitumen einzubinden, wobei während der Zugabe der Abwasser bzw. Schlämme zu dem flüssigen Bitumen das Wasser verdampft und die Feststoffe und Salze mit Bitumen umhüllt werden. Aufgrund ihrer Eigenschaften hätte die Matrix Bitumen nicht nur für LAW-Flüssigkeiten sondern auch für MAW-Flüssigkeiten Verwendung finden können:
Größere Voluinenreduzierung der Abfälle, Auf konzentrieren der radioaktiven Stoffe, um 2 bis 3 Zehnerpotenzen bessere Auslaugbestänüigkeit gegenüber den Zementstein-Formkörpern.
Es hat sich jedoch gezeigt, daß Abfallflüssigkeiten, die Salze enthalten wie Natriumsulfat oder Natriumcarbonat, Bitumenprodukte liefern, die die sonst guten Auslaugeigenschaften der Bitumenabfallsalz-Produkte verloren haben. Außerdem besitzen die Bitumen-Abfall-Produkte eine verhältnismäßig schlechte Wärmeleitfähigkeit. Dem Bituminiertm ähnliche Verfahren, bei welchen an Stelle von Bitumen organische Polymere wie Z.B.Polyäthylen, Polyvinylchlorid, Polystyrole, Polyurethane als Matrix verwendet werden, sind eben-
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falls vorgeschlagen worden. Diese Abfallprodukte weisen jedoch eine unerwünscht geringe Strahlenbeständigkeit bei Einschluß von MAW-Abfällen in den Matrices auf.
Zur Sicherung gegen Auslaugung wurde auch ein korrosionsfester Anstrich oder eine solche Auskleidung, z.B. aus Gießharz, für die Behälter, die die Formkörper aus Zementstein mit inkorporierten radioaktiven Stoffen aufnehmen sollen, empfohlen /DE-PS 10 82 993/ Diese Verfahrensweise ist aber umständlich und aufwendig. Außerdem ist die gewünschte Sicherung gegen Auslaugung nicht mehr gewährleistet, wenn die Behälter deformiert werden, z.B. während der Einlagerung in die Endlagerstätte.
Die Durchführung der Zementverfestigung wurde im wesentlichen nach zwei Techniken durchgeführt:
1. IN-FASS-Mischung
2. Mischung im Mischer, Eindosieren in die Behälter. Nachteilig .ist im 1. Fall die Schwierigkeit, hohe Durchsätze zu erreichen, im 2. Fall kommt es leicht zu Verstopfungen im Mischer.
Zur Behandlung von Tritiumverbindungen enthaltenden Flüssigkeiten wurden bisher folgende Verfahrensweisen angewendet oder erörtert:
Abgabe der Abwässer zum größten Teil direkt an die Vorfluter.
Teilweise Verdampfung in die Atmosphäre.
Verpressung im Speichergestein unter Tage.
Diese Möglichkeit setzt jedoch das Vorhandensein geeigneter geologischer Strukturen -möglichst am Standort der Wiederaufarbeitsanlage- voraus.
Bindung tritiumhaltiger Abwässer mit z.B. hydraulischen Bindern,
wie Zementen.
Diese Möglichkeit führt aber zu Produkten, die
1. relativ große Tritiumwasserdampfdrücke haben und
2. eine relativ schnelle Auslaugung des tritierten V/assers aufweisen.
Für große Wiederaufarbeitungsanlagen (ca. 1500 jato Durchsatz oder mehr) und hochabgebrannte Brennelemente darf jedoch die Umwelt nicht mit zu großen Tritiummengen belastet werden.
909844/0533 ry^iuAi h,c™-™>
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Ein eindeutiges, brauchbares Verfestigungskonzept für alle oüer doch zumindest nahezu alle auftretenden wäßriyen Abfallflüssigkeiten, d.h. sowohl für LAW- und MAW-Abfallflüssigkeiten als auch für Tritiuinverbindungen enthaltende Flüssigkeiten, yuies bisher nicht.
Der Erfindung lieg daher die Aufgabe zugrunde, einem langjährigen Bedürfnis abzuhelfen und ein Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfallflüssigkeiten zu schaffen, mit welchem alle wäßrigen, bei Wiederaufarbeitungsanlagen oder anderen kerntechnischen Anlagen oder Betrieben anfallenden Abfallflüssigkeiten mit Ausnahme hochaktiver Abfallflüssigkeiten mit nur geringem Aufwand sicher verfestigt und gefahrlos endgelagert werden können. Es versteht sich von selbst, daß der Erfindung auch die Aufgabe zuyrundeliegt, die Nachteile der bisher bekannten Verfestigungsverfahren zu vermeiden. Die mit diesem Verfahren hergestellten Abfallradionuklid-Verfestigungsiaatrix-Produkte sollen hohe Auslaugbeständigkeit, gute Strahlenbeständigkeit und verhältnisnmäßig gute Wärmeleitfähigkeit aufweisen. Ihre Herstellung soll einfach und in heißen Zellen durchführbar sein. Die Abfallflüssigkeiten sollen mit üem Verfahren auch kontinuierlich verfestigt werden können.
Die Aufgabe wird auf einfache Weise erfindungsgemäß gelöst durch folgende Verfahrensschritte:
a) Granulieren bzw. Pelletieren der wäßrigen, radioaktiven Abfallflüssigkeit mit Hilfe einer saugfähigen, tonigen Substanz und/oder eines hydraulischen Bindemittels,
b) Umhüllen der aus a) erhaltenen, die Radionuklide inkorporiert enthaltenden Granalien bzw. Pellets mit einem zunächst in flüssigem Zustand vorliegenden, später erhärtenden Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polymerisierende, polykondensierende oder polyaddierende Kunststoffe und wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer Bindemittel (^1) oder Einbetten zur ondgültiyen Verfestigung der aus a) erhaltenen Granalien bzw. Pellets in ein zunächst in flüssigem Zustand vorliegen-
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- O
des, später erhärtendes Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polymerisierende, polykondensierende oder polyaddierende Kunststoffe und wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer bindemittel (bo) und
c) im lalle b.. Linbetten zur endgültigen Verfestigung der umhüllten Granalien bzw. umhüllten Pellets in ein zunächst in flüssigem Zustand vorliegendes, später erhärtendes Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polymerisierende, polykondensierende ouer polyaddierende Kunststoffe und wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer Bindemittel.
Das erfindungsgemäße Verfahren arbeitet nach den. Baukastenprinzip, d.h. LAW-Abfallflüssigkeiten oder Abfallflüssigkeiten mit nur schwer auslaugbaren Radionukliden werden nach dem Verfahrensschritt a)·(Granulieren bzw. Pelletieren) direkt in die inaktive Verfestigungsmatrix eingebracht (b_); MAW-Abfallilüssigkeiten dagegen oder solche wäßrigen Abfälle, die leicht auslaugbare Radionuklide, wie z.B. Cäsium-137 oder Strontiuin-90, enthalten, werden nach Verfahrensschritt a) (Granulieren bzw. Pelletieren) zunächst mit einer inaktiven erhärtenden Schicht umhüllt (b-) bevor sie zur endgültigen Verfestigung in die flüssige, später erhärtende Matrix (b2) eingebracht werden. Das erfindungsgeruäße Verfahren ist durch dieses Baukastenprinzip auch für geringe oder große Tritiumkonzentrationen enthaltende Abfallflüssigkeiten anwendbar.
Eine besonders günstige Ausbildung der Erfindung ist dadurch gekennzeichnet, daß die wäßrige, radioaktive Abfallflüssigkeit zum Granulieren bzw. Pelletieren auf die auf einen sich bewegenden Pelletierteller geförderte saugfähige, tonige Substanz und/oder hydraulische Bindemittelsubstanz aufgesprüht wird. Das Granulieren bzw. Pelletieren mit Hilfe eines Pelletiertellers ist zwar bei der Erzaufbereitung etc. bekannt, doch ist dort das zu pelletierende Gut in den Feststoffen enthalten, während im erfindungsgemäßen Verfahren die zu verfestigenden Radionuklide mit der Flüssigkeit auf die Feststoffe aufgesprüht werden. Ein Erhärten der Feststoffe mit Hilfe der radioaktiven Flüssigkeit ist zu diesem Zeitpunkt nicht erforderlich, eine bloße Adhäsion der Flüssigkeit
— 7 ·
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bzw. Sorption der Radionukliüe auf den Feststoffen ist völlig ausreichend.
Das Umhüllen der die Radionuklide inkorporiert enthaltenden Granalien oder Pellets (Fall L·-) wird vorteilhafterweise durch Aufsprühen eines Styrol-Divinylbenzol-azo-bis-isobutters'iure-dinitril-Gemisches durchguführt. Es kann jedoch auch jedes andere, zunächst in flüssigem Zustand vorliegende, später erhärtende Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polyi.ierisierende, polykondensierende oder polyaddieronde Kunststoffe, wie auch wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer Bindemittel zum Umhüllen der Granalien oder Pellets auf diese aufgesprüht werden. Die Umhüllungen haben den Zweck, die Granalien oder Pellets vor deren Einbetten in die Verfestigungsmatrix mit einer zusätzlichen Barriere gegen Auslaugung zu versehen. Die Strahleneinwirkung auf die Umhüllungen, im Falle der Verwendung von Kunststoffen, ist stark verringert durch die tonigen und/oder hydraul is cJien Bindemittel-Substanzen in den Granalien bzw. Pellets. Die Herstellung der Granalien bzw. Pellets mit Hilfe cer Pelletierteller hat den großen Vorteil, daß das erfindungsgemäße Verfahren auch bei mehreren Verfahrensschritten kontinuierlich durchgeführt werden kann und daß der Durchsatz an Abfallflüssigkeiten leicht variierbar ist, je nach Größe der(des) Pelletiertellers (s) .
Im Falle der Verfestigung IITO enthaltender Abwässer kann zum Granulieren bzw. Pelletieren als hydraulisches Bindemittel ein Salzanhydrid, beispielsweise CaSO., oder ein Zement verwendet werden.
In einer besonders vorteilhaften Ausbildung des erfindungsgemäßen Verfahrens wird als saugfähige, tonige Substanz ein spezieller Naturüontonit uiiü als hydraulisches Bindemittel Portlandzement in einem Gewichtsverhältnisbereich von Bentonit zu Portlandzement zwischen 1 :45 und 1 : 2 zum Granulieren bzw. Pelletieren verwendet. Das Gewichtsverhältnis Abfallflüssigkeit zu Bentonit-Portlandzement-Gemisch liegt im Bereich 3 : 10 bis 5 : 10.
Als hydraulische Bindemittel zum Granulieren bzw. Pelletieren können auch Hochofenzemente (HOZ), Traßzemente (TZ), Eisenportlandzemente (EPZ) oder Portlandzemente mit unterschiedlichen Gehalten an Klinkerphasen verwendet werden.
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Die in Verfahrensschritt a) erzeugten Granalien bzw. Pellets oder die im Verfahrensschritt b.) hergestellten umhüllten Granalien bzw. umhüllten Pellets werden nach dem Einbetten zur endgültigen Verfestigung in das zunächst flüssige, später erhärtende Bindemittel entweder in Behälter oder Fässer eingefüllt und darin erhärten gelassen oder mit Hilfe einer Insitu-Einbringtechnik in untertägige Hohlräume gefördert, in denen die Verfestigungsmatrix erhärtet. Im Falle einer Förderung in untertägige Hohlräume wird vorteilhafterweise als Verfestigungsmatrix bzw. als Einbettungsmatrix ein Zement-Wasser-Gemisch verwendet.
Im folgenden wird die Erfindung anhand einiger Beispiele erläutert:
Beispiel 1;
a) 40 ml einer simulierten MAW-Konzentrat-Lösung folgender Zusammensetzung:
NaNO3 450,0 g/l
NaNO2 5,0
Fe(NO3J3 0,1
Ni(NO3J2 0,01
Cr(NO3J3 0,01
Ca(NO3J2 0,15
Mn(NO3J2 0,02
Sr(NO3J2 ^ 0,002
Mg(NO3J2 0,2
Ce(NO3J4 0,02
Al(NO3J3 0,03
Tributylphosphat 0,2 "
Dibutylphosphat 0,1 "
Kerosin 0,02 "
Natriumoxalat 10,0 "
Natriumtartrat 10,0 "
NaF 2,0 "
Detergentien 2,0 "
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.819086
Cs: 0,004 g/l
P als NaII3IO4 0,2
(Die Lösung wurde mit HNO., (<r>-' 1m) angesetzt. Vor der Verfestigung wurde mit NaOh auf pH 8,5 - 9 eingestellt.)
der Cäsium-137-Tracer zugesetzt wurde, wurden innerhalb weniger Minuten auf ein Portlandzement-Bentonit-Gemisch (120 g Portlandzement +1Og Bentonit), das auf einem Pelletierteller eines Durchmessers von 40 cm und eines Neigungswinkels von 46 vorgelegt wurde, bei einer Umdrehungsgeschwindigkeit von 26 U/min, aufgesprüht. Es bildeten sich Grana lien mit einem Durchmesser zwischen 5 und 10 nun. Diese wurden 4 Wochen lang in wasserdampf gesättigter Atmosphäre bei Zimmertemperatur aushärten gelassen. Danach wurde die Cäsium-Auslaugrate nach der IAEA-Standardmethode bestimmt. Es zeigte sich, daß die Auslaugrate um einen Faktor 20 geringer war als bei einer Vergleichsprobe ohne Bentonit, die auf gleiche Weise hergestellt wurde.
b) Die so erhaltenen Granalien wurden mit der gleichen Volumenmenge einer inaktiven Zement/Wasser-Mischung (Wasser/Zement-Wert ca. 0,45) übergössen, auf diese Weise mit einer inaktiven Schicht umhüllt (^"i^ui^liiuf'^riiirVen^^elassen. Nach 60 Tagen Auslaugzeiten wiesen diese Produkte gegenüber nicht umhüllten eine um den Faktor 8 geringere Na-Auslaugung auf. Die Umhüllung der Granalien bringt außer der'Verbesserung der Auslaugbeständigkeit noch die Vorteile einer Monolithbildung und einer Oberflächenverkleinerung mit sich.
Beispiel 2:
Pellets aus simuliertem MAW-Konzentrat und Portlandzement/Bentonit-Gemisch, hergestellt wie in Beispiel 1 unter a) beschrieben, wurden mit Hilfe eines zweiten Pelletiertellers mit einem Gemisch aus Styrol, Dininylbenzol und Azo-bis-isobuttersäure-dinitril (5 Gew.-*) besprüht und damit umhüllt. DasKterhältnis Styrol zu Divinylbenzol betrug nach Volumenprozenten 80 : 20.Die Pellets
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nahmen eine Monomeriuenge von 2 Gew.-%, bezogen auf die Gesamtpelletmasse, auf. Durch den relativ geringen Viassergehalt der Pellets war die Aufnahmefähigkeit für die Monomere hoch, was das Umhüllen sehr erleichterte. Die Auslaugrate für Natrium ließ sich durch diese Umhüllung gegenüber der nichtumhüllter Vergleichspellets um den l'aktor 3 verbessern. Eine Optimierung sowohl der Pelletherstellung als auch der Kunststoffumhüllung, z.B. höhere Monomerbeladung, lassen weitere AuslaugVerringerungen erwarten.
Beispiel 3:
Verfestigung von tritiumhaltigen Abwässern.
Aus einem Gemisch aus Portlandzement, Bentonit und UTO-haltigem Wasser mit insgesamt 504 Mikrocurie HTO und einem Wasser-Zement-Wert von 0,33 wurden Pellets mit einem Durchmesser von ca.5mm hergestellt. Die Pellets wurden 4 Wochen lang aushärten gelassen und danach, wie in Beispiel 2 beschrieben, mit einem Styrol-Divinylbenzol-Azo-bis-isobuttersäure-dinitril-Gemisch übersprüht und somit umhüllt und polymerisieren gelassen. Die umhüllten Pellets wiesen eine Kunststoffschicht auf mit der Dicke von 2 bis 3 mm über den Zementkügelchen und besaßen int Auslaugmedium Wasser bei Zimmertemperatur eine um 500-bis 1000-fach bessere differentielle Auslaugrate als die reinen Zementprodukte ohne Kunststoffumhüllung. Die Auslaugung wurde entsprechend der IAEA-Standard-Methode durchgeführt. Die Auslaugraten galten für Auslaugzeiten bis zu 14 Tagen. Der Wasserdampfdruck und damit auch der proportionale Tritiumwasserdampf druck wurde durch "die Kunststoffumhüllung deutlich erniedrigt. Der Wasserdampfpartialdruck über frischen Zementproben betrug bei 20 C 18 Torr, nach Übersprühen mit der Kunststoffmischung und Polymerisieren dieses Kunststoffes konnte jedoch mit dem vorhandenen Meßgerät kein Wasserdampfdruck mehr bestimmt werden, er war kleiner als ein Torr.
Beispiel A:
Vergleich verschiedener toniger Substanzen als Zusatz zu Portlandoder Traßzement-Sorten in Bezug auf deren Wirksamkeit, die Auslaugbeständigkeit nichtumhüllter Pellets für Cäsium zu erhöhen.
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909844/0533 cw;si^L inspected
- 81 y O 8
Es wurden Pellets mit einem Wasser/Zementwert von 0,3. bis 0,4 mit verschiedenen Zement- tonige Sübstanζ-Gemischen hergestellt. Als wäßrige Abfallflüssigkeit wurde ein simuliertes MAW-Konzentrat, wie in Beispiel 1 beschrieben r verwendet. Die erhärteten Pellets enthielten ca. 10 Gew.-% Salze. Die Aushärtezeit betrug 28 Tage in geschlossenen Behältern. Die Auslauguntersuchungen wurden nach der IAEA-Methode bei 20°C bzw. nach einem Schnelltest bei 80°C durchgeführt. Die Werte für die effektiven Diffusionskonstanten für Cäsium sind in den folgenden Tabellen zusammengestellt.
Tabelle 1:
Auslaugmittel: Wasser, 20 C
Bindemittel:
Portlandzement 35OF +		 effektive Diffusionskoeffizien-
ten: D £ßm2 · cT]7(für Cs)
+ 5 Gew.-% Naturbentonit
(bezogen auf das Endprodukt)		 5 x 10~7
+ Bentoniterde, 5 Gew.-% 3 χ 10~5
+ Aktivbentonit, 5 Gew.-% 1 χ 10"4
+ Illit, 5 Gew.-% 2 χ 10"4
+ Kaolinit, 5 Gew.-% 7 x 10"4
+ Vermiculit, 5 Gew.-% 8 χ 10~4
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Tabelle 2:
Auslaugmittel: Wasser bzw. gesättigte NaCl-Lösung bei 8O0C (Schnelltest) +)
Bindemittel:
Portlandzement 35OF (PZ) oder
Traßzement (TZ) ohne oder
mit Naturbentonit bzw.
Natriumbentonit (quellfähig)		 Nat.-Bentonit effektive Diffus
ten: _ ,— 2 . ,-1
D /cm d
Auslaugmittel
H2°		 X ΙΟ"2 ionskoeffizien
7 (für Cs)
Auslaugmittel
NaCl-Lösung		 X !Ο"2 -
PZ Nat.-Bentonit 7 X 10"4 3 X ΙΟ"4 -
PZ H Nat.-Bentonit 7 X ΙΟ"5 9 X ΙΟ'5
PZ H 3 X ΙΟ"6 6 X ΙΟ"5
PZ -I Nat.-Bentonit 9 X ΙΟ"2 2 X !Ο"2
TZ Nat.-Bentonit 2 X ΙΟ"3 1 X !Ο"3
TZ H Nat.-Bentonit 1 X !Ο"5 1 X !Ο"5
TZ H Na-Bentonit 8 X 10"6 8 X ΙΟ'5
TZ H Na-Bentonit 7 X ΙΟ"3 7 X ΙΟ'3
PZ H Na-Bentonit 1 X 10"4 1 X ίο"4
PZ H Na-Bentonit 2 X 10'4 5 X ΙΟ"3
PZ H Na-Bentonit 2 X !Ο"3 1 3 χ 10"4
TZ H Na-Bentonit 7 X !Ο"4 I —
TZ ι 5 X !Ο"3 —
TZ H 3
- 5 Gew.-%
h 10 Gew.-%
ι- 20 Gew.-%
h 5 Gew.-%
ι- 10 Gew.-1*
h 20 Gew.-%
ν 5 Gew.-%
1-10 Gew.-%
I- 20 Gew.-%
i- 5 Gew.-%
l- 10 Gew.-%
l- 20 Gew.-%
+ ) Ohne Wechsel des Auslaugmittels,größeres Verhältnis von Volumen Auslaugmedium zu Probevolumen als bei IAEA-Test.
_ -IO
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Beispiel 5;
Vergleich verschiedener Zementarten im Gemisch mit 10 Gew.-% Naturbentonit in Bezug auf deren Wirksamkeit, die Auslaugbestänüigkeit nichtumhüllter Pellets für Cäsium zu erhöhen. Die Herstellung der Pellets erfolgte in entsprechender Weise, wie in Beispiel 4 beschrieben, die Auslauguntersuchungen wurden luit üem Schnelltest bei 80°C mit Wasser durchgeführt.
Zementsorte effektive Diffusions
koeffizienten für Cs
2 -1
D / cm χ d /
PZ 350 F 3 x 10~5
PZ 450 F 1 x 10~5
PZ 450 F Antisulfat
(frei von C3A-Phase) 1 χ 10
EPZ 350 F 6 x 10~5
HOZ 450 2 χ 10~5
TZ · 8 χ 10~5
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Claims (7)

  1. Kernforschungszentrum Karlsruhe, den 11.4,1978
    Karlsruhe GmbH PLA 7816 Gl/wk
    Patentansprüche:
    Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfallflüssigkeiten der mittelaktiven Kategorie (MAW), der niedrigaktiven Kategorie (LAW) und der Kategorie der Tritiumverbindungen enthaltenden Flüssigkeiten, bei welchem die Abfallflüssigkeiten mit saugfähigen und mit erhärtenden Mitteln vermischt werden und die in den Abfallflüssigkeiten enthaltenen Radionuklide in eine sich verfestigende erste Matrix, die mit Hilfe dieser Mittel entsteht, inkorporiert werden, sowie diese erste Matrix mit mindestens einer erhärtenden, Abfallradionuklid-freien Matrix zwischenraumlos umgeben wird,
    gekennzeichnet durch folgende Verfahrensschritte:
    a) Granulieren bzw. Pelletieren der wäßrigen, radioaktiven Abfallflüssigkeit mit Hilfe einer saugfähigen, tonigen Substanz und/oder eines hydraulischen Bindemittels,
    b) Umhüllen der aus a) erhaltenen,die Radionuklide inkorporiert enthaltenden Granalien bzw. Pellets mit einem zunächst in flüssigem Zustand vorliegenden, später erhärtenden Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polymerisierende, polykondensierende oder polyaddierende Kunststoffe und wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer Bindemittel (b1) oder Einbetten zur endgültigen Verfestigung der aus a) erhaltenen Granalien bzw. Pellets in ein zunächst in flüssigem Zustand vorliegendes, später erhärtendes Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polymerisierende, polykondensierende oder polyaddierende Kunststoffe und wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer Bindemittel (b~) und
    c) im Falle b1 Einbetten zur endgültigen Verfestigung der umhüllten Granalien bzw. umhüllten Pellets in ein zunächst in
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    flüssigem Zustand vorliegendes, später erhärtendes Bindemittel aus der Gruppe verflüssigte polymerisierende, polykondensierende oder polyaddierende Kunststoffe und wäßrige Aufschlämmungen hydraulischer Bindemittel.
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die wäßrige, radioaktive Abfallflüssigkeit zum Granulieren bzw. Pelletieren auf die auf einen sich bewegenden Pelletierteller geförderte saugfähige, tonige Substanz und/oder hydrauliche Bindemittel-Substanz aufgesprüht wird.
  3. 3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Umhüllen der die Radionuklide inkorporiert enthaltenden Granalien oder Pellets (Fall b^ durch
    Aufsprühen eines Styrol-Divinylbenzol-Azo-bis-isobuttersäuredinitril-Gemisches durchgeführt wird.
  4. 4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zum Granulieren bzw. Pelletieren von tritiertes Wasser (HTO) enthaltenden Abwässern als hydraulisches Bindemittel ein Salzanhydrid oder ein Zement verwendet wird.
  5. 5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als saugfähige, tonige Substanz spezielle Maturbentonite
    und als hydraulisches Bindemittel Portlandzement in einem Gewichtsverhältnisboreich von Bentonit zu Portlandzement zwischen 1:15 und 1 : 2 verwendet wird.
  6. 6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß zum Granulieren bzw. Pelletieren das Gewichtsverhältnis Abfallflüssigkeit zu Bentonit-Portlandzement-Gemisch im Bereich von 3 : 10 bis 5 : 10 liegt.
  7. 7. Vorfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als hydraulisches Bindemittel zum Granulieren bzw. Pelletieren Hochofenzemente, Traßzenente, Eisenportlandzemente oder Portlandzemente mit unterschiedlichen Gehalten an Klinkerphasen verwendet «/erden.
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DE2819086A DE2819086C2 (de) 1978-04-29 1978-04-29 Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven, wäßrigen Abfallflüssigkeiten
FR7833864A FR2424611B1 (fr) 1978-04-29 1978-11-30 Procede pour la solidification destinee au stockage final, favorable a l'environnement, de dechets liquides radio-actifs aqueux des categories d'activite moyenne (maw) et faible (law), et de liquides contenant des composes du tritium
JP14860078A JPS54144600A (en) 1978-04-29 1978-11-30 Method of solidifying raioactive waste liquid
BR7902659A BR7902659A (pt) 1978-04-29 1979-04-30 Processo para solidificacao,nao contaminante,para armazenamento final de liquidos aquosos,radioativos residuais
US06/034,690 US4363757A (en) 1978-04-29 1979-04-30 Method for noncontaminating solidification for final storage of aqueous, radioactive waste liquids
GB7914971A GB2026228B (en) 1978-04-29 1979-04-30 Solidifying liquid radioactive waste

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GB (1) GB2026228B (de)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3150419A1 (de) * 1981-12-19 1983-06-30 F.J. Gattys Ingenieurbüro für chem. Maschinen- und Apparatebau, 6078 Neu Isenburg Verfahren zur aufbereitung von pulvrigen, schlammigen oder geloesten materialien, insbesondere umweltgifte oder anderweit umweltschadstoffe enthaltenden abfaellen, fuer den transport sowie anschlissendes recycling bzw. langzeitlagerung
US4432892A (en) * 1980-05-16 1984-02-21 Nukem Gmbh Process for the safe intermediate and final storage of tritium
US4702862A (en) * 1981-10-26 1987-10-27 Alkem Gmbh Method for the final conditioning of radioactive and/or toxic waste
US4708822A (en) * 1982-07-26 1987-11-24 Hitachi, Ltd. Method of solidifying radioactive solid waste

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2917060C2 (de) * 1979-04-27 1983-10-27 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung von tritiumhaltigem Wasser
DE3070886D1 (en) * 1979-12-07 1985-08-22 Hitachi Ltd Method and apparatus for treatment of radioactive waste
US4424148A (en) * 1981-02-17 1984-01-03 United States Gypsum Company Process for preparing wastes for non-pollutant disposal
DE3215508C2 (de) * 1982-04-26 1986-11-06 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verbesserung der Radionuklid-Rückhalteeigenschaften von Verfestigungen radioaktiver Abfälle
DE3225199A1 (de) * 1982-07-06 1984-01-12 F.J. Gattys Ingenieurbüro für chem. Maschinen- und Apparatebau, 6078 Neu Isenburg Verfahren zur aufbereitung von abgebrannten brennelementen aus kernreaktoren
US4522769A (en) * 1982-08-24 1985-06-11 General Electric Company Method for the manufacture of nuclear fuel products
US4664895A (en) * 1984-07-10 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. High concentration boric acid solidification process
DE3426800C2 (de) * 1984-07-20 1986-08-21 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Herstellung deponierbarer Produkte aus umweltgefährdenden Salzgemischen
FR2585503A1 (fr) * 1985-07-25 1987-01-30 Barret Jean Louis Procede de conditionnement par solidification de dechets dangereux d'origine industrielle ou nucleaire
DE3642975C1 (de) * 1986-12-17 1988-02-11 Wiederaufarbeitung Von Kernbre Verfahren zur Herstellung eines zur Endlagerung tritiumhaltiger Abwaesser geeigneten Festprodukts
FR2623202B1 (fr) * 1987-11-18 1990-03-30 Soletanche Procede pour resorber les fuites de liquides
US5037286A (en) * 1988-06-24 1991-08-06 Rolite, Inc. Incineration residue treatment apparatus
US5266122A (en) * 1991-08-28 1993-11-30 The Tdj Group, Inc. Method for fixing blast/cleaning waste
US5439527A (en) * 1991-08-28 1995-08-08 The Tdj Group, Inc. Method for fixing blast/cleaning waste
US5273661A (en) * 1992-02-21 1993-12-28 Pickett John B Method for processing aqueous wastes
US5414197A (en) * 1994-06-03 1995-05-09 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Method of containing and isolating toxic or hazardous wastes
US5595561A (en) * 1995-08-29 1997-01-21 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Low-temperature method for containing thermally degradable hazardous wastes
US6348153B1 (en) 1998-03-25 2002-02-19 James A. Patterson Method for separating heavy isotopes of hydrogen oxide from water
EP1303860B1 (de) * 2000-06-12 2008-03-26 Geomatrix Solutions, Inc. Verfahren zur immobilisierung radioaktiver und schädlicher abfälle
JP4690347B2 (ja) 2004-02-23 2011-06-01 ジオマトリクス ソリューションズ，インコーポレイテッド 放射性および有害廃棄物のホウケイ酸ガラス固定化の方法および組成物
US7550645B2 (en) * 2004-02-23 2009-06-23 Geomatrix Solutions, Inc. Process and composition for the immobilization of radioactive and hazardous wastes in borosilicate glass
US6984327B1 (en) 2004-11-23 2006-01-10 Patterson James A System and method for separating heavy isotopes of hydrogen oxide from water
FR2885040B1 (fr) 2005-04-29 2008-12-26 Oreal Procede de mise en forme semi-permanente des cheveux
WO2008048362A2 (en) 2006-03-20 2008-04-24 Geomatrix Solutions, Inc. Process and composition for the immobilization of high alkaline radioactive and hazardous wastes in silicate-based glasses
CA2893114A1 (en) * 2013-01-30 2014-08-07 Sofia Invest & Engineering Method and practical device composition for purification of air from gaseous tritium and concentration of tritium in a constant volume of water
RU2550367C1 (ru) * 2013-12-18 2015-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ очистки жидкостей, содержащих радионуклиды, и устройство для его осуществления
US9978470B2 (en) * 2015-12-14 2018-05-22 Uchicago Argonne, Llc Immobilization of organic radioactive and non-radioactive liquid waste in a composite matrix
RU2616447C1 (ru) * 2016-06-30 2017-04-17 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ очистки жидкости, содержащей радионуклиды, и устройство для его осуществления

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2061870A1 (en) * 1970-12-16 1972-07-06 Siemens Ag Radioactive waste waters or solns, stored by concentrating to - powders, and embedding in casting resins
DE2012785B2 (de) * 1970-03-18 1974-01-17 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Verfahren zur Behandlung von zu beseitigenden radioaktive Konzentrate enthaltenden flüssigen Abfallstoffen
DE2726087B1 (de) * 1977-06-10 1978-04-20 Gesellschaft Fuer Kernforschung Mbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von und mittelradioaktiven und/oder Actiniden enthaltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser aufgeschlämmten, feinkörnigen festen Abfällen

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL235423A (de) * 1959-01-19
US3249551A (en) * 1963-06-03 1966-05-03 David L Neil Method and product for the disposal of radioactive wastes
DE2363475C3 (de) * 1973-12-20 1986-06-19 Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen Verfahren zum Aufbereiten von radioaktive oder toxische Stoffe enthaltenden, festen Abfällen zur sicheren Handhabung, Transportierung und Endlagerung
GB1456980A (en) * 1973-12-20 1976-12-01 Atomic Energy Authority Uk Preparation of storage of fission products
US4031175A (en) * 1974-09-04 1977-06-21 Ppg Industries, Inc. Glass batch pelletizing method
JPS5273300A (en) * 1975-12-15 1977-06-18 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Solidifying treatment for radioactive pellet waste
JPS538880A (en) * 1976-07-12 1978-01-26 Nissan Motor Co Ltd Process and apparatus for releasing hot molded corrugated fiberboard from dies

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2012785B2 (de) * 1970-03-18 1974-01-17 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Verfahren zur Behandlung von zu beseitigenden radioaktive Konzentrate enthaltenden flüssigen Abfallstoffen
DE2061870A1 (en) * 1970-12-16 1972-07-06 Siemens Ag Radioactive waste waters or solns, stored by concentrating to - powders, and embedding in casting resins
DE2726087B1 (de) * 1977-06-10 1978-04-20 Gesellschaft Fuer Kernforschung Mbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von und mittelradioaktiven und/oder Actiniden enthaltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser aufgeschlämmten, feinkörnigen festen Abfällen

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JP 52-34200 *
Ullmanns Enzyklopädie der technischen Chemie, 4. Auflage, Bd. 2(1972), Seiten 321 - 326 *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4432892A (en) * 1980-05-16 1984-02-21 Nukem Gmbh Process for the safe intermediate and final storage of tritium
US4702862A (en) * 1981-10-26 1987-10-27 Alkem Gmbh Method for the final conditioning of radioactive and/or toxic waste
DE3150419A1 (de) * 1981-12-19 1983-06-30 F.J. Gattys Ingenieurbüro für chem. Maschinen- und Apparatebau, 6078 Neu Isenburg Verfahren zur aufbereitung von pulvrigen, schlammigen oder geloesten materialien, insbesondere umweltgifte oder anderweit umweltschadstoffe enthaltenden abfaellen, fuer den transport sowie anschlissendes recycling bzw. langzeitlagerung
US4708822A (en) * 1982-07-26 1987-11-24 Hitachi, Ltd. Method of solidifying radioactive solid waste

Also Published As

Publication number Publication date
BR7902659A (pt) 1980-01-15
JPS54144600A (en) 1979-11-10
DE2819086C2 (de) 1985-09-12
JPS6233560B2 (de) 1987-07-21
FR2424611B1 (fr) 1986-01-31
GB2026228B (en) 1982-08-11
US4363757A (en) 1982-12-14
FR2424611A1 (fr) 1979-11-23
GB2026228A (en) 1980-01-30

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