WO2017114797A1 - Verfahren und einrichtung zur aufbereitung von flüssigkeiten, die mit fremdstoffen versehen sind - Google Patents

Verfahren und einrichtung zur aufbereitung von flüssigkeiten, die mit fremdstoffen versehen sind Download PDF

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WO2017114797A1
WO2017114797A1 PCT/EP2016/082638 EP2016082638W WO2017114797A1 WO 2017114797 A1 WO2017114797 A1 WO 2017114797A1 EP 2016082638 W EP2016082638 W EP 2016082638W WO 2017114797 A1 WO2017114797 A1 WO 2017114797A1
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foreign substances
condensate
separated
foreign
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Inventor
Steffen GÜTTNER
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Güttner Steffen
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    • 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
    • G21F9/008—Apparatus specially adapted for mixing or disposing radioactively contamined material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/14—Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation

Definitions

  • the present invention relates to a method for the preparation of liquids according to the preamble of claim 1 and a device for the treatment of liquids according to the preamble of claim 14.
  • water can be provided with salt, which must be freed from this salt (desalted) before use as drinking water.
  • Cooling medium is used in a cooling circuit of a nuclear reactor.
  • This seawater is mixed with alkali metals and alkaline earth metals, for example salts, especially sodium chloride (NaCl), and radioactively contaminated by its use in the nuclear reactor. More specifically, these alkali and alkaline earth metals or their salts are mixed with radioactive isotopes that arise in nuclear processes. But it may also be for example accidental waters in mines, such as in the used as a repository for radioactive materials former salt mine aces.
  • Another recent example is the use as cooling water in Fukushima. There had been a reactor disaster in March 2011, since it has been necessary to cool the damaged nuclear reactors to prevent meltdown. The used seawater is stored after the cooling process and the resulting contamination in steel tanks, the storage capacity is not sufficient due to the large demand for cooling water, so that loaded Cooling water is discharged into the Pacific Ocean in the hope of being rendered harmless by dilution.
  • the radioactive substances include the cesium isotope Cs-137 with a half-life of about 30 years and the strontium isotope Sr-90 with a half-life of about 29 years, there is a permanent burden on the oceans and the corresponding food chains so that the consequences for the environment are not foreseeable.
  • the cooling water contains tritium-containing compounds such as T 2 O (excess water), HTO and DTO, which are also radioactive, but have a lower half-life of about 12 years.
  • the object of the present invention is to treat liquids so that the foreign substances are separated out as completely as possible.
  • This separation should in particular be simple and inexpensive.
  • the environmental impact of radioactive pollution should be significantly reduced and, in particular, the cooling of reactors should be improved.
  • the inventive method for the treatment of liquids in particular liquids in desalination plants, a nuclear power reactor cooling circuit or an intermediate or final repository, wherein the liquids with one or more Foreign substances are added, wherein at least one foreign substance is separated from the liquid, is therefore characterized by the fact that the separation comprises a thermal-mechanical process.
  • the process can advantageously be used during operation of desalination plants, nuclear power plants and the like.
  • a thin-layer drying is carried out, wherein preferably a tempered drum drying is carried out and is used as tempering especially steam, water or oil.
  • a tempered drum drying is carried out and is used as tempering especially steam, water or oil.
  • the thin-film drying is carried out under vacuum, because it is then particularly effective.
  • the solution according to the invention has, on the one hand, the advantage that there is no desalting capability limited in relation to the total liquid flow, which results in that only part of the total liquid flow is actually desalinated. On the other hand, there are also not given in the osmosis clogging and the associated maintenance frequency.
  • the solution according to the invention is used to support a conventional desalination, wherein, for example, the part which was not desalted in an osmosis, is subsequently desalted thermally-mechanically. But of course, other impurities than salts could be removed.
  • the liquid comprises water and / or that a foreign substance is an alkali metal or alkaline earth metal, preferably a Salt, in particular NaCl comprises.
  • a foreign substance is an alkali metal or alkaline earth metal, preferably a Salt, in particular NaCl comprises.
  • seawater is used as the cooling liquid of a nuclear power reactor cooling circuit, whether it is normal operation or a reactor disaster occurred.
  • saline water resources are also present in former salt mines used as repositories, such as Asse.
  • At least one foreign substance and / or one component of the liquid is radioactively loaded and it is preferably provided that the radioactively contaminated foreign matter and / or the radioactively contaminated component of the liquid is separated from the liquid. Then the environmental impact is significantly reduced, even if this reclaimed liquid is released back into the environment.
  • liquid is separated by means of an evaporation process, preferably by means of a vacuum evaporation process.
  • This type of separation is particularly gentle and energetically favorable, this by a at
  • Heated cooling water would be additionally supported by reactor cooling processes, and the risk of scattering radioactivity is minimized.
  • a separated condensate is fed to a nuclear power reactor cooling circuit.
  • the cooling medium in the cooling circuit is diluted with respect to the foreign substances, which in particular a desalination is carried out. Due to this desalination, for example, salt deposits can be decomposed on reactor cores, which results in an overall better cooling effect and thus the risk of meltdown can be reduced.
  • an emergency bypass is preferably used, ie condensate which is actually intended for the transfer of other work-up steps is introduced into the cooling circuit as an emergency, in order, for example, to compensate for an increased need for cooling media.
  • a concentration adjustment of the liquid / foreign substance mixture takes place with respect to the content of foreign substances, wherein it is preferably provided that an impurity concentration in the range 10 mass% to 35 mass%, preferably in the range 15 mass% is set to 25 mass% and especially of 22 mass%.
  • concentration adjustment which is preferably carried out during the process step of the vacuum evaporation, a subsequent thermal-mechanical treatment in a thin-film evaporator process can be carried out with optimum performance and throughput. More specifically, it has been found that at higher concentrations, the mixture is no longer sufficiently fluid, for example because of the saturation transition salts.
  • the concentration should therefore be adjusted in the region of the salt saturation in a solution, preferably somewhat below this saturation.
  • condensate separated in a process step is subjected to an electrolytic process, with tritium preferably being separated from oxygen.
  • tritium which is radioactive and has a half-life of about 12 years, is also produced in nuclear reactor reactor processes.
  • This tritium is usually present in the liquid as excessive water, ie T 2 0, but it can also HDO, HTO, TDO, D 2 0 (heavy water) occur, with HDO and D 2 0 are not radioactive and therefore can remain.
  • Tritium has almost identical chemical properties to hydrogen, making it the same chemical compound as hydrogen.
  • a separation into tritium and oxygen can be made by means of electrolysis.
  • due to the different binding energies of H, T and D in the compounds with 0 and their separation could be made via the electrolysis, however, such a procedure is associated with a very high energy consumption and also all liquid would have to be subjected to electrolysis.
  • a centrifugation should be carried out in advance in order to achieve a separation of H 2 0, HTO and T 2 0, etc.
  • the tritium obtained by electrolysis is gaseous and can be stored comparable to hydrogen.
  • prefiltration of the liquid to foreign substances is carried out in a method step, wherein it is preferably provided that the prefiltered foreign substances are mechanically comminuted. This removes, for example, coarse impurities, such as wood residues, mechanical parts and damaged parts, which would be a hindrance or detrimental to the subsequent drying processes. This pre-filtering thus facilitates subsequent vacuum evaporation or thin-layer drying.
  • sieveings and classifications are preferably carried out with, for example, sieve sizes of less than or equal to 0.5 mm.
  • shredders with comminution to 10 mm particle size are used, for example, whereby various successive shredding stages can also be provided.
  • the separated foreign substances are immobilized, wherein it is preferably provided that the immobilization by means of one or more mineral substances, such as cement or gypsum, and / or ash (s) takes place. Then the foreign substances are particularly easy intermediate or final storage.
  • salts and the like are stored in barrels or immobilized by known chemical reactions.
  • Foreign matter from the screening and crushing are preferably bound by means of ash (s).
  • ash (s) and aggregates are mixed with water, allowing them to set firmly and be stored as blocks.
  • the condensate in particular if it comprises HTO, DTO and T 2 O, is bound with mineral matrix, for example by means of cement or gypsum.
  • mineral matrix for example by means of cement or gypsum.
  • a continuous fluid-tight encapsulation is performed during all separation step, so that no condensate is discharged into the environment.
  • scattering radioactivity can be effectively prevented.
  • Such encapsulation is preferably carried out not only during the vacuum drying, but also during the Thin-film drying, when in particular at the same time a thermal treatment is carried out under vacuum.
  • the liquid mixed with foreign substances is seawater as the coolant of a nuclear power reactor cooling circuit or salt water of a repository, the method being characterized by the following method steps:
  • pre-filtering preferably to particle sizes of 0.5 mm, and preferably comminution, in particular to particle sizes of 10 mm, of foreign substances from the liquid / foreign substance mixture;
  • an intermediate or final storage of the immobilized foreign substances and / or of the recovered tritium is carried out.
  • buffering of the liquid is performed at least temporarily. Then, for example, in regular recurring intervals of one month in particular a complete emptying of the cooling circuit can be made, the buffering capacity is adjusted to the total amount of coolant.
  • This buffered liquid can then be reintroduced into the refrigeration cycle after any preparation according to the invention, for which purpose an emergency bypass is preferably used.
  • the above-described method steps can be carried out not only once, but possibly also several times in succession, in order to achieve an even better separation.
  • the device is adapted to carry out the method according to the invention.
  • FIG. 2 shows a cross-sectional view through the drum dryer used in the context of the device according to the invention
  • FIG. 3 is a diagram of a vacuum evaporator
  • FIG. 1 the process according to the invention for processing liquids using the example of a use in Fukushima using the device 1 according to the invention is shown purely schematically in a block diagram. However, it can also be used mutatis mutandis in the context of disposal in the former salt mine Asse. It can be seen that a nuclear reactor 10 is provided with a seawater cooling circuit 12. This cooling circuit 12 can be filled directly from the sea 14 or from silo tanks 16.
  • Cooling medium that is to say seawater which is radioactively contaminated, can be removed from the cooling circuit 12.
  • This cooling medium thus has T 2 0, HDO, DTO, HTO, D 2 0, NaCl, Sr and Cs on and possibly even H 2 0, if not by the radiation of the reactor all hydrogen was converted into tritium. That is, with respect to the liquid T 2 O, DTO, HTO, HDO, D 2 0, H 2 O, NaCL, Sr and Cs are present as impurities.
  • the mass fraction of cooling medium, which is removed, is 100%.
  • the remaining 99% are fed to the second treatment stage 22, in which the concentration of foreign substances is determined and their concentration is adjusted by concentration or concentration to about 22% by mass.
  • the concentration is determined in each case before concentration or concentration in order to determine the further course of action.
  • concentration is accomplished by "thickening" with the aid of a vacuum evaporator 24 (described in more detail in connection with Fig. 3) in which the codate drain is adjusted. Concentration (not shown) is provided by the supply of sea or fresh water.
  • the condensate produced in the process of concentration (84.1% of the initial mass) is returned directly to the cooling circuit 12, whereby On the one hand the losses are compensated by the removal of cooling medium for treatment.
  • the cooling capacity of the refrigeration cycle 12 is increased. This is due to the fact that the recycled condensate has only a very low concentration of foreign substances, ie mainly consists of T 2 0, TDO, HTO, HDO, D 2 0, H 2 0.
  • the concentrate remaining in the vacuum evaporator 24 (15.9% of the initial mass) is withdrawn 26 and fed to a third treatment stage 28, wherein it is further processed under vacuum with the aid of two drum dryers 30, which are described in more detail in connection with FIG.
  • the final separation of the foreign substances NaCl, Sr and Cs takes place here as solids from the derived condensate, the condensate possibly also being able to be returned to the cooling circuit 12 via an emergency bypass 32.
  • the solids (3.5% of the initial mass) are taken from the roller dryer 30 34 and fed to a fourth processing stage 36. In the context of this treatment stage, the immobilization of the solids takes place.
  • the immobilization of the foreign substances is carried out by solidifying the solids filtered out in the first spreading stage 20 with ash (s) and additives and using water and storing them in blocks, while the other foreign substances NaCl, Sr and Cs gf be further treated known chemical reactions and / or stored for example in containers.
  • the condensate accumulating in the drum dryers 30 can also be supplied to the fourth treatment stage 36. It is preferred if the condensate is bound in a mineral state, for example by means of cement, to form concrete.
  • centrifugation may be performed to separate the H 2 O, D 2 O, and HDO components of the liquid, which are not critical because they are not radioactive.
  • the condensate from the roller dryer 30 can alternatively be supplied to a fifth treatment stage 46 48, wherein tritium and oxygen are separated by electrolysis 50, which is described in more detail in connection with FIG. If larger amounts of H 2 O, D 2 O and HDO are still contained in the condensate, they may be separated by centrifugation (not shown) in advance from tritium compounds which are heavier. Since H 2 0, D 2 0 and HDO are not radioactive, they are harmless to the environment. Due to the very high radiation exposure in damaged reactors, such as Fukushima, there is usually no or hardly any water and deuterium, since these are completely bound in tritium compounds. fertilizer were implemented. Thus, in the fifth stage of preparation, 1.5% of the initial mass is tritium and 10.9% of the initial mass is oxygen.
  • the oxygen can be released and only the gaseous radioactive tritium is supplied 54 in a sixth treatment stage 52, where it is converted by physical processes (compression) in the liquid state or remains in the gaseous state.
  • the tritium transferred to the liquid form may be fed to a storage 56.
  • the foreign substances immobilized in the fourth processing stage 36 are also fed 62 to such intermediate or final storage 56, although this does not have to be the same location as that for the intermediate or final storage 56 of the bound tritium from the fourth processing stage 36
  • intermediate or final storage 56 of the bound tritium from the fourth processing stage 36
  • a supplementary third treatment stage 42 is provided which supplies the condensate accumulating in the second treatment stage 22 to a further drum dryer 64, which is also under
  • a buffer memory 68 is provided for the supplied condensate, which has such a capacity that one wants to make a complete emptying of the cooling circuit 12, which is desirable about once a month. Then the cooling circuit 12 would be filled from silo tanks 16.
  • the condensate accumulating in the supplementary third treatment stage 42 can also be supplied to the fourth treatment stage 36 or via the emergency bypass 32 to the cooling circuit 12.
  • the condensate accumulating in the supplementary third treatment stage 42 can also be fed directly to the fifth treatment stage 46.
  • the solids accumulating in the supplementary third treatment stage 42 are in turn supplied 72 to the fourth expansion stage 36.
  • the silo tanks 16 are filled with condensate from the third treatment stage 28 and / or the supplementary third treatment stage 42 (not shown).
  • roller dryer 30, 64 used in the context of the device 1 according to the invention is shown in detail purely schematically.
  • the roller dryer 30, 64 has a heated, vacuum-resistant housing 100, in which two heated by steam, water or thermal oil rollers 102a, 102b in opposite directions to form a small adjustable gap 104 of 0.1 mm to 1 mm rotate. Via a metering pump 106 and a filling tube 108, the concentrate coming from the second preparation stage is fed to the roller dryer 30, 64.
  • the concentrate is then uniformly applied to the rollers 102a, 102b by means of the filling box 110 and uniformly pressed against the rollers 102a, 102b by means of the gap 104 to form two layers 112a, 112b.
  • these layers 112a, 112b are completely dried, wherein the resulting vapor pressure 114 is constantly sucked off via vapor sockets 116 and a vacuum nozzle 118.
  • the evaporator 24 has an evaporator container 200, in which by means of a suitable heater 202, the cooling medium 204 is heated, whereby the cooling medium evaporates 206 and thereby the cooling medium 204 is always concentrated higher.
  • the evaporator 24 is equipped with a cooling medium supply (not shown) and a concentrate withdrawal (sump withdrawal, not shown) in a conventional manner.
  • the vapor 206 is discharged via a line 208 and condensed 212 by means of a cooling 210, whereby a condensate 214 is formed. This condensate 214 is continuously discharged via a removal port (not shown).
  • a plurality of evaporators 24 are connected in series, wherein the first evaporator 24, for example, with heating steam (possibly under pressure) is heated and the subsequent evaporator 24 with the generated steam 206 from the previous
  • Evaporator 24 are heated. In this case, the pressure is gradually lowered from the first to the last evaporator 24 in order to recover energy from the steam 206.
  • an electrolysis device 50 is shown purely schematically. It can be seen that the electrolyzer 50 has a container 300 with a feed (not shown) for the continuous supply of condensate 302, and a vent (not shown) for the forming gas 304. To separate oxygen 306 and tritium 308, separate exhaust is provided (not shown).
  • the condensate 302 surrounds two electrodes 310, 312 which are connected to a DC circuit 314, and thus a cathode 310 connected to the "-" pole 314 of the DC circuit 314 and one to the "+" pole 316 of the
  • the reaction takes place 2 T 3 0 + + 2 e ⁇ -> T 2 + 2 T 2 0, while in the anode space, the reaction 6 T 2 0 -> 0 2 + 4 T 3 0 + + 4 e ⁇ takes place.
  • This corresponds in total to a redox reaction in the overall scheme 2 T 2 0 (I) -> 0 2 (g) + 2 T 2 (g).
  • All devices and lines of the device 1 according to the invention are designed to be fluid-tight, so that no condensate, concentrate or solids can escape unintentionally.
  • this method can be used not only for nuclear power plant processes, but also for intermediate or final repository, such as aces, in which there is no reactor with a cooling medium, but can be radioactively contaminated saline waters.
  • an exemption of foreign substances for example in the context of desalination, can take place. From the above description it has become clear that with the present invention, especially radioactively contaminated liquids can be treated so that the environmental impact can be significantly reduced. In particular, the cooling of reactors is markedly improved and reduces the risk of meltdown.

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Abstract

Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Aufbereitung von Flüssigkeiten und eine Einrichtung (1) zur Aufbereitung von Flüssigkeiten, womit vor allem radioaktiv belastete Flüssigkeiten so aufbereitet werden können, dass die Umweltbelastung deutlich reduziert werden kann. Insbesondere wird dabei die Kühlung von Reaktoren (10) merklich verbessert und die Gefahr von Kernschmelzen reduziert.

Description

Verfahren und Einrichtunfi zur Aufbereitunfi von Flüssi keiten, die mit Fremdstoffen versehen sind
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Aufbereitung von Flüssigkeiten nach dem Oberbegriff von Anspruch 1 und eine Einrichtung zur Aufbereitung von Flüssigkeiten nach dem Oberbegriff von Anspruch 14.
Es kommt häufig vor, dass Flüssigkeiten mit Fremdstoffen versehen sind, die vor einer weiteren Verwendung der Flüssigkeit abgesondert werden müssen.
So kann Wasser mit Salz versehen sein, das vor einer Verwendung als Trinkwasser von diesem Salz befreit (entsalzt) werden muss.
Auch ist es bekannt, dass Flüssigkeiten mit radioaktiv belasteten Fremdstoffen versetzt sein können. Hierbei ist zuvorderst an Meerwasser zu denken, das als
Kühlmedium in einem Kühlkreislauf eines Kernkraftreaktors eingesetzt wird. Dieses Meerwasser ist mit Alkali- und Erdalkalimetallen, beispielsweise Salzen, darunter vor allem Natriumchlorid (NaCI), versetzt und durch seinen Einsatz im Kernreaktor radioaktiv belastet. Genauer gesagt, sind diese Alkali- und Erdalkalimetallen bzw. deren Salze mit radioaktiven Isotopen versetzt, die bei Kernprozessen entstehen. Es können aber auch beispielsweise Havarie bedingte Wässer in Bergwerken, wie z.B. in dem als Endlager für radioaktive Stoffe genutztem ehemaligen Salzbergwerk Asse sein. Ein anderes aktuelles Beispiel ist die Verwendung als Kühlwasser in Fukushima. Dort war es im März 2011 zu einer Reaktorkatastrophe gekommen, seit der es notwendig ist, die beschädigten Atomreaktoren zu kühlen, um eine Kernschmelze zu verhindern. Das eingesetzte Meerwasser wird nach dem Kühlvorgang und der daraus resultierenden Kontamination in Stahltanks gelagert, wobei durch den großen Bedarf an Kühlwasser die Lagerungskapazitäten nicht ausreichen, so dass belastetes Kühlwasser in den Pazifischen Ozean in der Hoffnung auf eine Unschädlichmachung durch Verdünnung eingeleitet wird.
Da sich unter den radioaktiven Substanzen auch das Cäsium-Isotop Cs-137 mit einer Halbwertszeit von ca.30 Jahren und das Strontium-Isotop Sr-90 mit einer Halbwertszeit von ca.29 Jahren befinden, besteht eine dauerhafte Belastung der Ozeane und der entsprechenden Nahrungsketten, so dass die Folgen für die Umwelt nicht abzusehen sind. Zusätzlich enthält das Kühlwasser Tritium-haltige Verbindungen, wie T20 (überschweres Wasser), HTO und DTO, die ebenfalls radioaktiv sind, aller- dings eine geringere Halbwertszeit von ca.12 Jahren aufweisen.
Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, Flüssigkeiten so aufzubereiten, dass die Fremdstoffe möglichst vollständig abgesondert werden. Diese Separierung soll dabei insbesondere einfach und kostengünstig erfolgen. Vorzugsweise soll die Umweltbelastung bei radioaktiver Belastung deutlich reduziert werden und insbesondere soll die Kühlung von Reaktoren verbessert werden.
Diese Aufgabe wird gelöst mit dem erfindungsgemäßen Verfahren nach Anspruch 1 und der erfindungsgemäßen Einrichtung nach Anspruch 14. Vorteilhafte Weiterbil- düngen sind in den abhängigen Unteransprüchen und der nachfolgenden Beschreibung angegeben.
Erfinderseits wurde erkannt, dass die gestellte Aufgabe dadurch in überraschender Art und Weise besonders einfach gelöst werden kann, wenn die Separation der Fremdstoffe von der Flüssigkeit durch einen thermisch-mechanischen Prozess erfolgt. Dann ist die Absonderung besonders einfach und kostengünstig und zugleich gründlich möglich.
Das erfindungsgemäße Verfahren zur Aufbereitung von Flüssigkeiten, insbesondere Flüssigkeiten in Entsalzungsanlagen, eines Kernkraft-Reaktorkühlkreislaufes oder eines Zwischen- oder Endlagers, wobei die Flüssigkeiten mit einem oder mehreren Fremdstoffen versetzt sind, wobei zumindest ein Fremdstoff von der Flüssigkeit separiert wird, zeichnet sich daher dadurch aus, dass die Separation einen thermisch-mechanischen Prozesses umfasst.
Besonders, wenn es sich um einen kontinuierlichen Prozess handelt, lässt sich das Verfahren vorteilhaft im laufenden Betrieb von Entsalzungsanlagen, Kernkraftwerken und dgl. einsetzen.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass in einem Verfahrensschritt eine Dünnschichttrocknung vorgenommen wird, wobei bevorzugt eine temperierte Walzentrocknung vorgenommen wird und als Temperierungsmittel insbesondere Dampf, Wasser oder Öl verwendet wird. Durch eine solche Dünnschichttrocknung können große Mengen Fremdstoffe in einem kontinuierlichen Prozess im Wesentlichen vollständig separiert werden, wodurch sich das Verfahren auch im Dauerbetrieb beispielsweise bei einem Kernkraftwerk einsetzen lässt. Vorzugsweise erfolgt die Dünnschichttrocknung unter Vakuum, weil sie dann besonders effektiv ist.
Gegenüber einer üblichen Entsalzung mittels Osmose hat die erfindungsgemäße Lösung zum einen den Vorteil, dass keine in Bezug auf den Gesamtflüssigkeitsstrom beschränkte Entsalzungsfähigkeit besteht, die dazu führt, dass nur ein Teil des Gesamtflüssigkeitsstroms tatsächlich entsalzt wird. Zum anderen bestehen auch nicht die bei der Osmose gegebene Verstopfungsgefahr und die damit verbundene Wartungshäufigkeit.
Es kann vorgesehen sein, dass die erfindungsgemäße Lösung zur Unterstützung einer üblichen Entsalzung eingesetzt wird, wobei beispielsweise der Teil, der bei einer Osmose nicht entsalzt wurde, anschließend thermisch-mechanisch entsalzt wird. So könnten aber natürlich auch andere Fremdstoffe als Salze entfernt werden.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass die Flüssigkeit Wasser umfasst und/oder dass ein Fremdstoff ein Alkali- oder Erdalkalimetall, bevorzugt ein Salz, insbesondere NaCI umfasst. Dieser Fall tritt immer dann auf, wenn Meerwasser als Kühlflüssigkeit eines Kernkraft-Reaktorkühlkreislaufs verwendet wird, unabhängig davon, ob Normalbetrieb besteht oder eine Reaktorkatastrophe vorkam. Aber auch in als Endlagern genutzten ehemaligen Salzbergwerken, wie Asse, liegen Salz haltige Wasservorkommen vor.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass zumindest ein Fremdstoff und/oder ein Bestandteil der Flüssigkeit radioaktiv belastet ist und bevorzugt vorgesehen ist, dass die radioaktiv belasteten Fremdstoffe und/oder der radioaktiv belasteten Bestandteil der Flüssigkeit von der Flüssigkeit separiert wird. Dann wird die Umweltbelastung deutlich reduziert, selbst wenn diese aufgearbeitete Flüssigkeit wieder in die Umgebung abgegeben wird.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass in einem Verfahrensschritt Flüssigkeit mittels eines Verdampfungsprozesses, bevorzugt mittels eines Vakuumverdampfungsprozesses abgetrennt wird. Diese Art der Separation erfolgt besonders schonend und energetisch günstig, wobei dies durch ein bei
Reaktorkühlprozessen erwärmtes Kühlwasser zusätzlich unterstützt werden würde, und das Risiko einer streuenden Radioaktivität wird minimiert.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass ein separiertes Kondensat einem Kernkraft-Reaktorkühlungskreislauf zugeführt wird. Dadurch wird das im Kühlkreislauf befindliche Kühlmedium hinsichtlich der Fremdstoffe verdünnt, wodurch insbesondere eine Entsalzung vorgenommen wird. Aufgrund dieser Entsalzung können beispielsweise auf Reaktorkernen Salzablagerungen abgebaut werden, wodurch eine insgesamt bessere Kühlwirkung erzielt und damit das Risiko einer Kernschmelze verringert werden können. Bevorzugt wird hierzu ein Notfallbypass verwendet, d.h. Kondensat, das eigentlich zur Überführung andere Aufarbeitungsschritte vorgesehen ist, wird notfallmäßig in den Kühlkreislauf eingeleitet, um beispielsweise einen erhöhten Kühlmedienbedarf zu kompensieren. In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass in einem Verfahrensschritt eine Konzentrationseinstellung des Flüssigkeits/Fremdstoff-Gemischs hinsichtlich des Gehalts an Fremdstoffen erfolgt, wobei vorzugsweise vorgesehen ist, dass eine Fremdstoffkonzentration im Bereich 10 Massen% bis 35 Massen%, bevorzugt im Bereich 15 Massen% bis 25 Massen% und insbesondere von 22 Massen% eingestellt wird. Durch eine solche Konzentrationseinstellung, die vorzugsweise während des Verfahrensschrittes der Vakuumverdampfung vorgenommen wird, kann eine anschließende thermisch-mechanische Behandlung in einem Dünnschichtverdampfer- prozess mit optimaler Leistung und Durchsatz durchgeführt werden. Genauer gesagt wurde festgestellt, dass bei höheren Konzentrationen das Gemisch beispielsweise aufgrund der in Sättigung übergehenden Salze nicht mehr ausreichend fließfähig ist. Bei zu geringen Konzentrationen ist das Verfahren wiederum zu ineffizient bzw. Energieaufwändig, da zu viele Trockner erforderlich sind, um die Flüssigkeit zu verdampfen. Bei Salzen sollte die Konzentration also im Bereich der Salzsättigung in einer Lösung, bevorzugt etwas unterhalb dieser Sättigung eingestellt werden.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass in einem Verfahrensschritt separiertes Kondensat einem elektrolytischen Prozess unterzogen wird, wobei bevorzugt Tritium von Sauerstoff getrennt wird. Die Abtrennung der radioaktiv belasteten Fremdstoffe hat schon einen Großteil der Radioaktivität aus der Flüssigkeit beseitigt, allerdings entsteht in Kernkraftreaktorprozessen auch Tritium, das radioaktiv ist und eine Halbwertszeit von ca.12 Jahren aufweist. Dieses Tritium liegt in der Flüssigkeit zumeist als überschweres Wasser, also T20 vor, es können aber auch HDO, HTO, TDO, D20 (schweres Wasser) vorkommen, wobei HDO und D20 nicht radioaktiv sind und daher verbleiben können.
Tritium hat nahezu identische chemische Eigenschaften wie Wasserstoff, so dass es die gleichen chemischen Verbindungen wie Wasserstoff eingeht. Damit kann mittels Elektrolyse eine Trennung in Tritium und Sauerstoff vorgenommen werden. Grundsätzlich könnte aufgrund der unterschiedlichen Bindungsenergien von H, T und D in den Verbindungen mit 0 auch deren Trennung über die Elektrolyse vorgenommen werden, allerdings ist ein solches Vorgehen mit einem sehr hohen Energieaufwand verbunden und zudem müsste alle Flüssigkeit einer Elektrolyse unterzogen werden.
Deshalb ist ein anderes Vorgehen bevorzugt. Und zwar sollte vorab eine Zentrifuga- tion durchgeführt werden, um damit eine Trennung von H20, HTO und T20 usw. zu erreichen.
Wenn bei Reaktorunfällen wie in Fukushima die Strahlenbelastung des Wassers allerdings wohl so hoch ist, dass fast kein Wasserstoff mehr vorliegt, sondern nur noch Tritium, könnte eine Zentrifugation entbehrlich sein, außer es liegen größere Mengen an Deuterium vor. Genaue Daten liegen hierzu allerdings nicht für die Öffentlichkeit zugänglich vor.
Das mittels Elektrolyse gewonnene Tritium ist gasförmig und kann vergleichbar zu Wasserstoff gelagert werden. In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass in einem Verfahrensschritt eine Vorfilterung der Flüssigkeit auf Fremdstoffe vorgenommen wird, wobei bevorzugt vorgesehen ist, dass die vorgefilterten Fremdstoffe mechanisch zerkleinert werden. Damit werden vorab beispielsweise grobe Verunreinigungen, wie Holzreste, mechanische Teile und Havarieteile entfernt, die für die nachfolgenden Trocknungs- prozesse hinderlich oder schädlich wären. Diese Vorfilterung erleichtert also eine nachträgliche Vakuumverdampfung bzw. Dünnschichttrocknung. Dabei werden bevorzugt Siebungen und Klassierungen mit beispielsweise Siebgrößen von kleiner gleich 0,5 mm durchgeführt. Für die mechanische Zerkleinerung, die eine nachträgliche Bindung und Immobilisierung erleichtert, werden beispielsweise Shredder mit einer Zerkleinerung auf 10 mm Partikelgröße eingesetzt, wobei auch verschiedene aufeinander folgende Shredderstufen vorgesehen sein können. In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass die separierten Fremdstoffe immobilisiert werden, wobei bevorzugt vorgesehen ist, dass die Immobilisierung mittels ein oder mehrerer mineralischer Stoffe, wie Zement oder Gips, und/oder Asche(n) erfolgt. Dann lassen sich die Fremdstoffe besonders leicht zwischen- oder endlagern.
Vorzugsweise werden Salze und dgl. Fremdstoffe in Fässern gelagert oder mittels bekannter chemischer Reaktionen immobilisiert.
Fremdstoffe aus der Siebung und Zerkleinerung werden bevorzugt mittels Asche(n) gebunden. Dabei werden Fremdstoffe, die Asche(n) und Zuschlagstoffe mit Wasser gemischt, wodurch sie fest abbinden und als Blöcke gelagert werden können.
Alternativ oder zusätzlich kann vorgesehen sein, dass das Kondensat, insbesondere, wenn es HTO, DTO und T20 umfasst, mit mineralischer Matrix abgebunden wird, beispielsweise mittels Zement oder Gips. So könnte Beton hergestellt werden. Da Beton eine Haltbarkeit von mindestens ca.60 Jahren aufweist, Tritium dagegen eine Halbwertszeit von ca.12 Jahren, kann Tritium damit dauerhaft und sicher immobilisiert werden, ohne dass weiterer Wartungsbedarf bestünde. Der Beton könnte somit nach 50 bis 60 Jahren beispielsweise geschreddert und auf eine Halde verbracht werden, ohne dass von Tritium eine Gefahr ausgehen würde, da dieses inzwischen zu Helium umgesetzt wurde. Für eine solche Immobilisierung mittels der Herstellung von Beton ist die vorherige Entfernung der Salze erforderlich, weil ansonsten der Beton nicht abbinden kann.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass eine durchgängig fluid- dichte Kapselung während aller Separationsschritt vorgenommen wird, so dass kein Kondensat in die Umgebung abgegeben wird. Dadurch kann streuende Radioaktivität wirksam unterbunden werden. Eine solche Kapselung wird dabei bevorzugt nicht nur während des Vakuumtrocknens vorgenommen, sondern auch während des Dünnschichttrocknens, wenn insbesondere gleichzeitig eine thermische Behandlung unter Vakuum durchgeführt wird.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass es sich bei der mit Fremd- Stoffen versetzten Flüssigkeit um Meerwasser als Kühlmittel eines Kernkraft- Reaktorkühlkreislaufs oder Salzwasser eines Endlagers handelt, wobei sich das Verfahren durch die folgenden Verfahrensschritte auszeichnet:
a) Vorfilterung, bevorzugt auf Partikelgrößen von 0,5 mm, und bevorzugt Zerkleinerung, insbesondere auf Partikelgrößen von 10 mm, von Fremdstoffen aus dem Flüssigkeits/Fremdstoff-Gemisch;
b) Vakuumverdampfung, bevorzugt bei 100°C bis 200°C, insbesondere bei 150°C, des verbliebenen Flüssigkeits/Fremdstoff-Gemischs und bevorzugt Rückführung des abgetrennten Kondensats in den Kernkraft-Reaktorkühlkreislauf;
c) Trocknung, bevorzugt bei 100°C bis 200°C, insbesondere bei 150°C,des verbliebenen Flüssigkeits/Fremdstoff-Gemischs mittels Walzentrocknung;
d) elektrolytische Behandlung des gewonnenen Kondensats zur Trennung von Wasserstoff, Tritium, Deuterium und Sauerstoff und/oder Verwendung des gewonnenen Kondensats zur Herstellung von Beton;
e) Immobilisierung der Fremdstoffe.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass eine Zwischen- oder Endlagerung der immobilisierten Fremdstoffe und oder des gewonnenen Tritiums vorgenommen wird. In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass zumindest zeitweise eine Pufferung der Flüssigkeit vorgenommen wird. Dann kann beispielsweise in regelmäßig wiederkehrenden Abständen von insbesondere einem Monat eine vollständige Entleerung des Kühlkreislaufs vorgenommen werden, wobei die Pufferleistung an die Gesamtkühlmittelmenge angepasst wird. Diese gepufferte Flüssigkeit kann dann nach einer ggf. vorgenommenen erfindungsgemäßen Aufbereitung wieder in den Kühlkreislauf eingeleitet werden, wozu bevorzugt ein Notbypass verwendet wird. Die vorbeschriebenen Verfahrensschritte können dabei nicht nur einmalig, sondern ggf. auch mehrmals hintereinander ausgeführt werden, um eine noch bessere Separation zu erzielen.
Unabhängiger Schutz wird beansprucht für die erfindungsgemäße Einrichtung zur Aufbereitung von Flüssigkeiten, insbesondere Flüssigkeiten eines Kernkraft- Reaktorkühlkreislaufes oder Flüssigkeiten eines Endlagers in einem Salzbergwerk, wobei die Flüssigkeiten mit einem oder mehreren Fremdstoffen versetzt sind, wobei zumindest ein Fremdstoff radioaktiv belastet ist, die sich dadurch auszeichnet, dass die Einrichtung Mittel aufweist, die radioaktiv belasteten Fremdstoffe aus der Flüssigkeit zu separieren.
In einer vorteilhaften Weiterbildung ist vorgesehen, dass die Einrichtung angepasst ist, das erfindungsgemäße Verfahren auszuführen.
Die Merkmale und weitere Vorteile der vorliegenden Erfindung werden im Folgenden anhand der Beschreibung bevorzugter Ausführungsbeispiels im Zusammenhang mit den Figuren deutlich werden. Dabei zeigen rein schematisch:
Fig.1 eine Blockbilddarstellung des erfindungsgemäßen Verfahrens,
Fig.2 eine Querschnittsansicht durch den im Rahmen der erfindungsgemäßen Einrichtung verwendeten Walzentrockner,
Fig.3 ein Schema eines Vakuumverdampfers und
Fig.4 ein Schema einer Elektrolyse.
In Fig.1 ist rein schematisch in einer Blockbilddarstellung das erfindungsgemäße Verfahren zur Aufarbeitung von Flüssigkeiten am Beispiel einer Verwendung in Fukushima anhand der erfindungsgemäßen Einrichtung 1 dargestellt. Es kann allerdings sinngemäß abgewandelt auch im Rahmen der Endlagerung im ehemaligen Salzbergwerk Asse eingesetzt werden. Es ist zu erkennen, dass ein Kernreaktor 10 mit einem Meerwasserkühlkreislauf 12 besteht. Dieser Kühlkreislauf 12, kann direkt aus dem Meer 14 befüllt werden oder aus Silotanks 16.
Aus dem Kühlkreislauf 12 kann Kühlmedium, also Meerwasser, das radioaktiv belastet ist, entnommen 18 werden. Dieses Kühlmedium weist somit T20, HDO, DTO, HTO, D20, NaCI, Sr und Cs auf und ggf. noch H20, wenn nicht durch die Strahlung des Reaktors aller Wasserstoff in Tritium umgesetzt wurde. D.h., in Bezug auf die Flüssigkeit T20, DTO, HTO, HDO, D20, H20 liegen NaCL, Sr und Cs als Fremdstoffe vor. Der Massenanteil Kühlmedium, der entnommen wird, beträgt 100%.
In einer ersten Aufbereitungsstufe 20 erfolgt eine Vorfilterung des Kühlmediums mittels Siebung und Klassierung auf eine Partikelgröße von 0,5 mm, wodurch direkt ca.1% Masse als Fremdstoffe (Feststoffe) aus dem Kühlmedium separiert werden können.
Die verbleibenden 99% werden der zweiten Aufbereitungsstufe 22 zugeführt, bei der die Konzentration der Fremdstoffe bestimmt und deren Konzentration durch Auf- oder Abkonzentration auf ca.22 Massen% eingestellt wird. Die Konzentration wird jeweils vor Auf- oder Abkonzentration bestimmt, um das weitere Vorgehen festzulegen.
Genauer gesagt erfolgt eine Aufkonzentration durch„Eindickung" mit Hilfe eines Vakuumverdampfers 24 (wird im Zusammenhang mit Fig.3 näher beschrieben), bei dem der Kodensatabfluss eingestellt wird. Eine Abkonzentration (nicht gezeigt) erfolgt mithilfe der Zuführung von Meer- oder Süßwasser.
Das in dem Prozess der Aufkonzentration anfallende Kondensat (84,1% der An- fangsmasse) wird direkt dem Kühlkreislauf 12 wieder zurückgeführt 25, wodurch zum einen die Verluste durch die Entnahme von Kühlmedium zur Aufbereitung ausgeglichen werden.
Andererseits wird die Kühlleistung des Kühlkreislaufs 12 erhöht. Dies liegt daran, dass das rückgeführte Kondensat eine nur sehr geringe Konzentration an Fremdstoffen aufweist, also hauptsächlich aus T20, TDO, HTO, HDO, D20, H20 besteht.
Dadurch erfolgt eine Verdünnung der Konzentration der Fremdstoffe im Kühlkreislauf 12, was zu einer Reduzierung der Fremdstoff-, vor allem Salzanlagerungen an den Reaktorkernen führt, wodurch zum einen der Wärmeaustausch zwischen Reaktorkernen und Kühlmedium verbessert wird und zum anderen die Gefahr einer Kernschmelze verringert wird.
Das im Vakuumverdampfer 24 verbleibende Konzentrat (15,9% der Anfangsmasse) wird entnommen 26 und einer dritten Aufbereitungsstufe 28 zugeführt, worin es mit Hilfe zweier Walzentrockner 30, die im Zusammenhang mit Fig.2 näher beschrieben werden, unter Vakuum weiter aufbereitet wird.
Genauer gesagt erfolgt hier die endgültige Separation der Fremdstoffe NaCI, Sr und Cs als Feststoffe von dem abgeleiteten Kondensat, wobei das Kondensat ggf. über einen Notbypass 32 ebenfalls dem Kühlkreislauf 12 zurückgeführt werden kann. Dies erfolgt vor allem dann, wenn man im Wesentlichen sämtliche Kühlmedienverluste aufgrund der Aufbereitung kompensieren will oder das anfallende Kondensat kurzfristig nicht weiterverarbeitet werden kann. Die Feststoffe (3,5% der Anfangsmasse) werden dem Walzentrockner 30 entnommen 34 und einer vierten Aufbereitungsstufe 36 zugeführt. Im Rahmen dieser Aufbereitungsstufe erfolgt die Immobilisierung der Feststoffe. Dabei werden nicht nur die den Walzentrocknern 30 entnommenen Feststoffe immobilisiert, sondern auch Fremdstoffe, die der ersten Aufbereitungsstufe 20 entnommen wurden 38, wobei noch eine ergänzende erste Aufbereitungsstufe 40 in Form einer Zerkleine- rung der Fremdstoffe zwischengeschaltet wird, wobei die Zerkleinerung durch Shredder auf einen Partikelgröße von 10 mm erfolgt.
Auch Fremdstoffe aus einer optionalen ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42, die weiter unten noch erläutert wird, werden der vierten Aufbereitungsstufe 36 zur Immobilisierung zugeführt.
Die Immobilisierung der Fremdstoffe erfolgt dadurch, dass die in der ersten Aufbrei- tungsstufe 20 herausgefilterten Feststoffe mit Asche(n) und Zuschlagstoffen und Verwendung von Wasser fest abgebunden und in Blöcken gelagert werden, während die übrigen Fremdstoffe NaCL, Sr und Cs gf. unter Anwendung bekannter chemischer Reaktionen weiter behandelt und/oder beispielsweise in Behältern gelagert werden können. Auch das in den Walzentrocknern 30 anfallende Kondensat kann der vierten Aufbereitungsstufe 36 zugeführt werden 44. Dabei ist es bevorzugt, wenn das Kondensat mineralisch gebunden, beispielsweise mittels Zement zu Beton verarbeitet wird.
Ggf. kann vorab der Bindung in Beton auch eine Zentrifugation erfolgen, um die Bestandteile H20, D20 und HDO der Flüssigkeit, die unkritisch sind, da sie nicht radioaktiv sind, abzusondern.
Das Kondensat aus dem Walzentrockner 30 kann alternativ einer fünften Aufbereitungsstufe 46 zugeführt werden 48, worin durch Elektrolyse 50, die im Zusammen- hang mit Fig.5 näher beschrieben wird, Tritium und Sauerstoff getrennt werden. Wenn in dem Kondensat noch größere Mengen H20, D20 und HDO enthalten sind, können diese ggf. durch eine Zentrifugation (nicht gezeigt) vorab von den Tritiumverbindungen, die schwerer sind, separiert werden. Da H20, D20 und HDO nicht radioaktiv sind, sind sie für die Umwelt unschädlich. Üblicherweise fällt aufgrund der sehr hohen Strahlenbelastung in havarierten Reaktoren, wie Fukushima, wohl kein bzw. kaum Wasser und Deuterium an, da diese vollständig in Tritiumverbin- düngen umgesetzt wurden. Daher fallen in der fünften Aufbereitungsstufe 1,5% der Anfangsmasse als Tritium und 10,9 der Anfangsmasse als Sauerstoff an.
Der Sauerstoff kann freigesetzt werden und nur das gasförmige radioaktive Tritium wird in einer sechsten Aufbereitungsstufe 52 zugeführt 54, wo es durch physikalische Prozesse (Verdichtung) in den flüssigen Zustand überführt wird oder im gasförmigen Zustand verbleibt.
Das in die flüssige Form überführte Tritium kann einer Zwischen- oder Endlagerung 56 zugeführt 58 werden.
Auch die in der vierten Aufbereitungsstufe 36 immobilisierten Fremdstoffe werden einer solchen Zwischen- oder Endlagerung 56 zugeführt 62, wobei es sich allerdings nicht um denselben Ort handeln muss, wie der für die Zwischen- oder Endlagerung 56 des gebundenen Tritiums aus der vierten Aufbereitungsstufe 36, das beispielsweise in Form von Betonblöcken ca.60 Jahre gelagert wird.
In einer weiteren bevorzugten Ausgestaltung ist eine ergänzende dritte Aufbereitungsstufe 42 vorgesehen, die das in der zweiten Aufbereitungsstufe 22 anfallende Kondensat einem weiteren Walzentrockner 64 zuführt 66, der ebenfalls unter
Vakuum arbeitet. Zusätzlich ist ein Pufferspeicher 68 für das zugeführte Kondensat vorgesehen, der eine solche Kapazität aufweist, dass man eine komplette Entleerung des Kühlkreislaufs 12 vornehmen will, was ca. einmal pro Monat wünschenswert ist. Dann würde der Kühlkreislauf 12 aus Silotanks 16 befüllt werden.
Das in der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42 anfallende Kondensat kann ebenfalls der vierten Aufbereitungsstufe 36 zugeführt 70 werden oder über den Notbypass 32 dem Kühlkreislauf 12. Außerdem kann das in der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42 anfallende Kondensat auch direkt der fünften Aufbereitungs- stufe 46 zugeführt 48 werden. Die in der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42 anfallenden Feststoffe werden wiederum der vierten Aufbreitungsstufe 36 zugeführt 72.
Die Silotanks 16 werden mit Kondensat aus der dritten Aufbereitungsstufe 28 und/oder der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42 gefüllt (nicht gezeigt).
Aufgrund der alternativen Medienführungen für anfallendes Kondensat über den Notbypass 12, die Silobefüllung und die Zuführung 48 zur Elektrolyse 50 kann sehr flexibel auf alle in einem Reaktor 10 anfallenden Betriebszustände reagiert werden.
In Fig.2 ist der im Rahmen der erfindungsgemäßen Einrichtung 1 verwendete Walzentrockner 30, 64 im Detail rein schematisch dargestellt.
Es ist zu erkennen, dass der Walzentrockner 30, 64 ein beheiztes, vakuumfestes Gehäuse 100 aufweist, in dem zwei mittels Dampf, Wasser oder Thermalöl beheizte Walzen 102a, 102b sich gegenläufig unter Bildung eines geringen einstellbaren Spaltes 104 von 0,1 mm bis 1 mm drehen. Über eine Dosierpumpe 106 und ein Einfüllrohr 108 wird das aus der zweiten Aufbereitungsstufe kommende Konzentrat dem Walzentrockner 30, 64 zugeführt.
Das Konzentrat wird dann mittels des Füllkastens 110 gleichmäßig auf die Walzen 102a, 102b aufgetragen und mittels des Spaltes 104 gleichmäßig dünn an den Walzen 102a, 102b angepresst unter Ausbildung von zwei Schichten 112a, 112b. Durch eine langsame Drehung unter kontinuierlichem Heizen der Walzen 102a, 102b werden diese Schichten 112a, 112b vollständig getrocknet, wobei der entstehende Dampfdruck 114 ständig über Brüdenstutzen 116 und einen Vakuumstutzen 118 abgesaugt wird.
Mit an Messerbalken 120a, 120b befestigten Messern 122a, 122b werden diese Schichten 112a, 112b von den Walzen 102a, 102b kontinuierlich abgeschält und fallen in einen Trichter 124, wo die Feststoffe über eine Austragsschnecke 126 einer Austragsschleuse 128 zugeführt werden. Dort können sie zur Zuführung 34, 72 zur vierten Aufbereitungsstufe 36 entnommen werden.
In Fig.3 ist der im Rahmen der erfindungsgemäßen Einrichtung 1 verwendete Vakuumverdampfer 24 rein schematisch dargestellt.
Es ist zu erkennen, dass der Verdampfer 24 einen Verdampferbehälter 200 aufweist, in dem mittels eines geeigneten Heizers 202 das Kühlmedium 204 erhitzt wird, wodurch das Kühlmedium verdampft 206 und dadurch das Kühlmedium 204 immer höher konzentriert wird. Für einen kontinuierlichen Betrieb ist der Verdampfer 24 mit einer Kühlmedienzufuhr (nicht gezeigt) und einer Konzentratentnahme (Sumpfentzug, nicht gezeigt) in üblicher Weise ausgestattet. Der Dampf 206 wird über eine Leitung 208 abgeführt und mittels einer Kühlung 210 kondensiert 212, wodurch sich ein Kondensat 214 ausbildet. Dieses Kondensat 214 wird über einen Entnahmeanschluss (nicht gezeigt) kontinuierlich abgeführt.
Zur Verbesserung der Energieeffizienz ist es bevorzugt vorgesehen, dass mehrere Verdampfer 24 hintereinander geschaltet sind, wobei der erste Verdampfer 24 beispielsweise mit Heizdampf (ggf. unter Überdruck) beheizt wird und die nachfol- genden Verdampfer 24 mit dem erzeugten Dampf 206 aus dem jeweils vorigen
Verdampfer 24 beheizt werden. Dabei wird von ersten bis zum letzten Verdampfer 24 schrittweise der Druck gesenkt, um Energie aus dem Dampf 206 zu gewinnen.
Nicht nur beim Verdampfer 24, sondern auch bei den übrigen Vorrichtungen 20, 30, 40, 50 können mehrere Vorrichtungen parallel oder hintereinander betrieben werden, um den Durchsatz bzw. die Wirkung zu erhöhen.
In Fig.4 ist schließlich rein schematisch eine Elektrolysevorrichtung 50 dargestellt. Es ist zu erkennen, dass die Elektrolysevorrichtung 50 einen Behälter 300 aufweist mit einem Zulauf (nicht gezeigt) zur kontinuierlichen Zuführung von Kondensat 302, und einem Abzug (nicht gezeigt) für das sich bildende Gas 304. Zur Trennung von Sauerstoff 306 und Tritium 308 ist eine getrennte Absaugung vorgesehen (nicht gezeigt). Das Kondensat 302 umspült zwei Elektroden 310, 312, die mit einem Gleichstromkreis 314 verbunden sind, und damit eine mit dem„-"-Pol 314 des Gleichstromkreises 314 verbundene Kathode 310 und eine mit dem„+"-Pol 316 des
Gleichstromkreises 314 verbundene Anode 312 ausbilden. Bei Zufuhr einer genügend hohen elektrischen Leistung erzwingt der fließende
Strom beispielsweise eine Redoxreaktion der Art T20 -> 2 T+ + 0~, wobei die Redox- produkte T+ und O- wiederum an den jeweiligen Elektroden 310, 312 reduziert werden. Wodurch sich T2 und 02 bilden, die als Gas 304 aus dem Kondensat 302 austreten.
Genauer gesagt findet am Beispiel einer sauren Einstellung des Kondensats 302 im Kathodenbereich die Reaktion 2 T30+ + 2 e~ -> T2 + 2 T20 statt, während im Anodenraum die Reaktion 6 T20 -> 02 + 4 T30+ + 4 e~ stattfindet. Dies korrespondiert insgesamt zu einer Redoxreaktion im Gesamtschema 2 T20 (I) -> 02 (g) + 2 T2 (g).
Alle Vorrichtungen und Leitungen der erfindungsgemäßen Einrichtung 1 sind fluid- dicht ausgelegt, so dass kein Kondensat, Konzentrat oder Feststoffe unbeabsichtigt entweichen können. Wie gesagt kann dieses Verfahren nicht nur für Kernkraftwerksprozesse eingesetzt werden, sondern auch für Zwischen- oder Endlager, wie Asse, bei denen kein Reaktor mit einem Kühlmedium vorliegt, sondern radioaktiv belastete Salzwässer bestehen können. Außerdem kann auch unabhängig von einer radioaktiven Belastung eine Befreiung von Fremdstoffen, beispielsweise im Rahmen einer Entsalzung stattfinden. Aus der obigen Darstellung ist deutlich geworden, dass mit der vorliegenden Erfindung vor allem radioaktiv belastete Flüssigkeiten so aufbereitet werden können, dass die Umweltbelastung deutlich reduziert werden kann. Insbesondere wird dabei die Kühlung von Reaktoren merklich verbessert und die Gefahr von Kernschmelzen reduziert.
Soweit nichts anders angegeben ist, können sämtliche Merkmale der vorliegenden Erfindung frei miteinander kombiniert werden. Auch die in der Figurenbeschreibung beschriebenen Merkmale können, soweit nichts anderes angegeben ist, als Merkmale der Erfindung frei mit den übrigen Merkmalen kombiniert werden. Dabei können gegenständliche Merkmale der Einrichtung auch im Rahmen des Verfahrens umformuliert zu Verfahrensmerkmalen Verwendung finden und Verfahrensmerkmale im Rahmen der Einrichtung umformuliert zur Einrichtungsmerkmalen.
Bezufiszeichenliste
1 erfindungsgemäßen Einrichtung
10 Kernreaktor
12 Meerwasserkühlkreislauf
14 Befüllung aus dem Meer
16 Befüllung aus Silotanks
18 Entnahme von Kühlmedium, Meerwasser
20 erste Aufbereitungsstufe
22 zweite Aufbereitungsstufe
24 Vakuumverdampfer der zweiten Aufbereitungsstufe 22
25 Zurückführung von Kondensat aus zweiter Aufbereitungsstufe 22 zum
Kühlkreislauf 12
26 Entnahme von Konzentrat aus zweiter Aufbereitungsstufe 22
28 dritte Aufbereitungsstufe
30 Walzentrockner der dritten Aufbereitungsstufe 28
32 Notbypass
34 Entnahme von Feststoffen aus dritter Aufbereitungsstufe 28
36 vierte Aufbereitungsstufe
38 Entnahme von Fremdstoffen aus erster Aufbereitungsstufe 20
40 ergänzende erste Aufbereitungsstufe, Zerkleinerung
42 ergänzende dritte Aufbereitungsstufe
44 Zuführung von Kondensat zur vierten Aufbereitungsstufe 36
46 fünfte Aufbereitungsstufe
48 Zuführung von Kondensat zur fünften Aufbereitungsstufe 46
50 Elektrolysevorrichtung der fünften Aufbereitungsstufe 46
52 sechste Aufbereitungsstufe
54 Zuführung von Tritium zur sechsten Aufbereitungsstufe 52
56 Endlagerung 56
58 Zuführung von gebundenem Tritium in Endlagerung 56 62 Zuführung von immobilisierten Fremdstoffe der fünften Aufbereitungsstufe 46 zur Endlagerung 56
64 Walzentrockner der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42
66 Zuführung von Kondensat aus der dritten Aufbereitungsstufe 28 zur ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42
68 Pufferspeicher der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe 42
70 Zuführung von Kondensat der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe
42 zur vierten Aufbereitungsstufe 36
72 Zuführung von Feststoffen der ergänzenden dritten Aufbereitungsstufe
42 zur vierten Aufbereitungsstufe 36
100 vakuumfestes Gehäuse der Walzentrockner 30, 64
102a, 102b beheizte Walzen
104 einstellbarer Spalt
106 Dosierpumpe
108 Einfüllrohr
110 Füllkasten
112a, 112b Schichten auf beheizten Walzen 102a, 102b
114 Dampfdruck
116 Bürdenstutzen
118 Vakuumstutzen
120a, 120b Messerbalken
122a, 122b am Messerbalken 120a, 120b befestigte Messer
124 Trichter
126 Austragsschnecke
128 Austragsschleuse
200 Verdampferbehälter
202 Heizers
204 Kühlmedium
206 verdampftes Kühlmedium 204, Dampf
208 Leitung
210 Kühlung 210 212 Kondensierung des Dampfes 26
214 Kondensat
300 Behälter
302 Kondensat
304 Gas
306 Sauerstoff
308 Tritium
310 Elektrode, Kathode
312 Elektrode, Anode
314 Gleichstromkreis

Claims

Patentansprüche
1. Verfahren zur Aufbereitung von Flüssigkeiten, wobei die Flüssigkeiten mit einem oder mehreren Fremdstoffen versetzt sind, wobei zumindest ein Fremdstoff von der Flüssigkeit separiert wird, dadurch gekennzeichnet, dass die Separation einen thermisch-mechanischen Prozess umfasst.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass in einem Verfahrensschritt eine Dünnschichttrocknung vorgenommen wird, wobei bevorzugt eine temperierte Walzentrocknung vorgenommen wird und als Temperierungsmittel insbesondere Dampf, Wasser oder Öl verwendet wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass die Flüssigkeit Wasser umfasst und/oder dass ein Fremdstoff ein Alkali- oder Erdalkalimetall, bevorzugt ein Salz, insbesondere NaCI umfasst.
4. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass zumindest ein Fremdstoff und/oder ein Bestandteil der Flüssigkeit radioaktiv belastet ist und bevorzugt vorgesehen ist, dass die radioaktiv belasteten Fremdstoffe und/oder der radioaktiv belasteten Bestandteil der Flüssigkeit von der Flüssigkeit separiert wird.
5. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass in einem Verfahrensschritt Flüssigkeit mittels eines Verdampfungsprozesses, bevorzugt mittels eines Vakuumverdampfungsprozesses abgetrennt wird und/oder dass ein separiertes Kondensat einem Kernkraft-Reaktorkühlungskreislauf zugeführt wird, wobei hierzu bevorzugt ein Notfallbypass verwendet wird.
6. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass in einem Verfahrensschritt eine Konzentrationseinstellung des Flüssig- keits/Fremdstoff-Gemischs hinsichtlich des Gehalts an Fremdstoffen erfolgt, wobei vorzugsweise vorgesehen ist, dass eine Fremdstoffkonzentration im Bereich 10 Massen% bis 35 Massen%, bevorzugt im Bereich 15 Massen% bis 25 Massen% und insbesondere von 22 Massen% eingestellt wird.
7. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass in einem Verfahrensschritt separiertes Kondensat einem elektrolytischen Prozess unterzogen wird, wobei bevorzugt Tritium von Sauerstoff getrennt wird.
8. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass in einem Verfahrensschritt eine Vorfilterung der Flüssigkeit auf Fremdstoffe vorgenommen wird, wobei bevorzugt vorgesehen ist, dass die vorgefilterten Fremdstoffe mechanisch zerkleinert werden.
9. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass die separierten Fremdstoffe und/oder die radioaktiven Bestandteile der Flüssigkeit immobilisiert werden, wobei bevorzugt vorgesehen ist, dass die Immobilisierung mittels Asche(n) oder ein oder mehrerer mineralischer Stoffe erfolgt.
10. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass eine durchgängig fluiddichte Kapselung während aller Separationsschritt vorgenommen wird, so dass kein Kondensat in die Umgebung abgegeben wird.
11. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, wobei es sich bei der mit Fremdstoffen versetzten Flüssigkeit um Meerwasser als Kühlmittel eines Kernkraft- Reaktorkühlkreislaufs oder Salzwasser eines Endlagers handelt, gekennzeichnet durch die folgenden Verfahrensschritte:
a) Vorfilterung und bevorzugt Zerkleinerung von Fremdstoffen aus dem Flüssig- keits/Fremdstoff-Ge misch; b) Vakuumverdampfung des verbliebenen Flüssigkeits/Fremdstoff-Gemischs und bevorzugt Rückführung des abgetrennten Kondensats in den Kernkraft- Reaktorkühlkreislauf;
c) Trocknung des verbliebenen Flüssigkeits/Fremdstoff-Gemischs mittels Walzentrocknung;
d) elektrolytische Behandlung des gewonnenen Kondensats zur Trennung von Wasserstoff, Tritium, Deuterium und Sauerstoff und/oder Verwendung des gewonnenen Kondensats zur Herstellung von Beton;
e) Immobilisierung der Fremdstoffe.
12. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dass eine Zwischen- oder Endlagerung der immobilisierten Fremdstoffe und/oder des gewonnenen Tritiums vorgenommen wird.
13. Verfahren nach einem der vorherigen Ansprüche, dass zumindest zeitweise eine Pufferung der Flüssigkeit vorgenommen wird.
14. Einrichtung (1) zur Aufbereitung von Flüssigkeiten, wobei die Flüssigkeiten mit einem oder mehreren Fremdstoffen versetzt sind, dadurch gekennzeichnet, dass die Einrichtung (1) Mittel (30, 64) aufweist, die Fremdstoffe mit Hilfe eines thermisch-mechanischen Prozesses aus der Flüssigkeit zu separieren.
15. Einrichtung (1) nach Anspruch 14, dadurch gekennzeichnet, dass die Einrichtung (1) angepasst ist, das Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 13 auszuführen.
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