[go: up one dir, main page]
More Web Proxy on the site http://driver.im/

DE3214242C2 - - Google Patents

Info

Publication number
DE3214242C2
DE3214242C2 DE3214242A DE3214242A DE3214242C2 DE 3214242 C2 DE3214242 C2 DE 3214242C2 DE 3214242 A DE3214242 A DE 3214242A DE 3214242 A DE3214242 A DE 3214242A DE 3214242 C2 DE3214242 C2 DE 3214242C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
weight
tablets
ceramic
glass
matrix
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired
Application number
DE3214242A
Other languages
English (en)
Other versions
DE3214242A1 (de
Inventor
Theodor Dr. 7514 Eggenstein-Leopoldshafen De Dippel
Andreas Dr. 7513 Stutensee De Loida
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Original Assignee
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH filed Critical Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority to DE19823214242 priority Critical patent/DE3214242A1/de
Priority to FR8214015A priority patent/FR2525381B1/fr
Priority to JP57143181A priority patent/JPS58187899A/ja
Priority to GB08227779A priority patent/GB2121232B/en
Priority to US06/432,407 priority patent/US4534893A/en
Publication of DE3214242A1 publication Critical patent/DE3214242A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE3214242C2 publication Critical patent/DE3214242C2/de
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
    • G21F9/305Glass or glass like matrix
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • G21F9/301Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/302Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Verfestigung radioak­ tiver Abfälle für eine Langzeitlagerung,
  • a) das kompakte Blöcke in Transport- bzw. Endlagerbehältern liefert,
  • b) wobei die kompakten Blöcke aus vorgefertigten, radioaktive Stoffe enthaltenden keramischen Tabletten
  • c) und einer diese kontinuierlich umgebenden, inaktiven, im Endzustand festen Matrix hergestellt werden.
Radioaktive Abfälle müssen für die Endlagerung konditioniert werden, d. h. sie müssen mit Hilfe von Matrix-Materialien in Verfestigungsprodukte über­ führt werden. Solche Verfestigungsprodukte sollen eine hohe Resistenz gegen die Auslaugung der radio­ aktiven Stoffe durch wäßrige Lösungen besitzen. Bei mittel- und hochradioaktiven und/oder Aktiniden ent­ haltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser oder Säuren aufgeschlämmten feinkörnigen, festen Abfällen oder Schlämmen werden deshalb unter anderem keramische Matrix-Materialien verwendet. Die radioaktiven Abfälle werden mit diesen Matrix- Materialien gemischt, geformt und zu mechanisch stabilen Körpern gesintert. Aus Gründen der Verarbeitbarkeit keramischer Stoffe hat man als Form für die kera­ mischen Verfestigungsprodukte die Tablettenform ge­ wählt. Grundsätzlich können die so konditionierten radioaktiven Abfälle in geeigneten Behältern in das Endlager eingelagert werden. Es existieren jedoch hierbei einige beachtliche Nachteile:
  • - Bei Beschädigung des Transports- bzw. Endlagerbe­ hälters könnten Tabletten verstreut werden. Es besteht dadurch eine stark erhöhte Kontaminations­ gefahr.
  • - Die Schüttungen von Tabletten besitzen eine sehr große Oberfläche. Im Falle des Zutritts von Flüssig­ keit, beispielsweise von Wasser oder von wäßriger Salz-Lösung, ist die Auslaugung radioaktiver Stoffe je Zeiteinheit relativ hoch.
  • - Die Wärmeableitung aus der Tablettenschüttung ist begrenzt.
Diese Nachteile kann man vermeiden, wenn man Schüttungen aus den keramischen Tabletten, deren Einzel-Volumen im Milliliterbereich liegt, mit Hilfe eines Füll- bzw. Bindemittels zu kompakten und mechanisch stabilen Blöcken verfestigt. Das Volumen dieser Blöcke liegt im Literbereich. Dieses Füll- bzw. Bindemittel wird im folgenden kontinuierlich Matrix genannt.
Aus der DE-OS 28 31 429 ist ein Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfallösungen bekanntgeworden, bei dem eine hochradioaktive Spaltproduktlösung durch Zugabe einer oberflä­ chenreichen, kapillaraktiven, glasbildenden anorganischen Trä­ gersubstanz in ein festes Produkt überführt wird.
Dieses Produkt wird getrocknet und anschließend im Temperatur­ bereich zwischen 450° bis 800°C kalziniert.
Die Umwandlung in ein endlagerfähiges Gebinde erfolgt entweder durch Einbinden der Produkte in ein niedrig schmelzendes Boro­ silikatglas, ohne die Produkte aufzuschmelzen, oder durch Ver­ mischen der Produkte mit weiteren glasbildenden Materialien, wonach ein Glas erschmolzen wird, das die radioaktiven Stoffe in homogener Verteilung enthält.
Niedrig schmelzende Borosilikatgläser nach der ersten Verfah­ rensvariante sind chemisch wenig resistent und werden unter dem Einfluß von Wasser der wäßriger Salzlauge leicht ange­ griffen. Sie können deshalb den Löseangriff auf die radioak­ tive Stoffe enthaltenden Produkte nicht wirksam verzögern.
Nach der zweiten Verfahrensvariante wird zwar ein höherschmel­ zendes Borosilikatglas hergestellt, jedoch sind in ihm die radioaktiven Stoffe in homogener Verteilung enthalten. Eine nicht radioaktive Oberflächenschicht kann auf diese Weise nicht erzielt werden.
Aus der DE-OS 28 14 204 ist ein Verfahren bekanntgeworden, nach dem man die Poren einer porösen Glas-Vorform mit radioak­ tivem Material tränkt, gegebenenfalls trocknet und die poröse Glas-Vorform erhitzt, bis ihre Poren zusammenbrechen. Hier­ durch wird das radioaktive Material in einem chemisch inerten, nicht porösen Glasprodukt eingeschmolzen.
Das radioaktive Material ist in diesem Glasprodukt mit Aus­ nahme einer dünnen praktisch aktivitätsfreien Oberflächen­ schicht homogen verteilt. Diese Oberflächenschicht dient nicht dazu, einen Löseangriff auf das radioaktive Material wirksam zu verzögern.
Eine kontinuierliche Matrix für das beladene Glasprodukt wird nicht offenbart.
Aus der DE-PS 27 26 087 ist ein Verfahren zur Ver­ festigung solcher radioaktiver Abfälle bekanntge­ worden, das folgende Verfahrensschritte umfaßt:
  • a) Einstellen der Abfallkonzentrate oder der Auf­ schlämmungen auf einen Wassergehalt im Bereich zwischen 40 und 80 Gew.-%, auf einen Feststoffge­ halt, dessen Metallionen- und/oder Metalloxid- Anteil zwischen 10 und 30 Gew.-% des zu bildenden Konzentrates B ausmacht, durch Eindampfen und Ein­ stellen des pH-Wertes von B zwischen 5 und 10 mit bekannten Mitteln,
  • b) Verkneten des aus a) erhaltenen Konzentrates B mit einer geringe Mengen Zement enthaltenden tonigen Substanz oder einer solchen tonigen Substanz mit einem die Alkalien- oder Erdalkalien-Flüchtigkeit sowie die Flüchtigkeit von sich zersetzenden Anionen aus der Gruppe Sulfat-, Phosphat-, Molybdat- und Uranat-Ionen unterdrücken­ den Zusatz im Gewichts-Verhältnisbereich Konzentrat B zu tonige Substanz von 1 : 1 bis 2 : 1,
  • c) Herstellen von Formkörpern aus der aus b) erhaltenen Knetmasse,
  • d) Wärmebehandeln der Formkörper, umfassend Trocknen bei Temperaturen zwischen Raumtemperatur und 150°C, Kalzinieren bei Temperaturen bis 80°C und an­ schließendes Brennen zu praktisch unlöslichen Mineralphasen bei Temperaturen zwischen 800 und 1400°C, und
  • e) allseitiges Umschließen der aus gebrannten Mineral­ phasen bestehenden Formkörper selbst oder des aus diesen durch Zerkleinern hergestellten Splitts im Korngrößenbereich 1 bis 10 mm mit einer dichten, kontinuierlichen keramischen oder metallischen Matrix.
Es hat sich jedoch gezeigt, daß bei der Verwendung mindestens einer tonigen Substanz, z. B. aus der Gruppe der Töpfertone, der Porzellanmischungen oder der Kaoline, und einer Zementsorte als kontinuierliche Matrix, insbesondere dann, wenn sie zu einer ge­ brannten Keramik verarbeitet worden war, das Verfesti­ gungsprodukt nicht die gewünschten Eigenschaften aufwies. Bisher konnte kein toniges Material mit oder ohne Zementzusatz gefunden werden, das im gesinterten Zustand zu­ mindest einen Wärmeausdehnungskoeffizienten be­ sitzt, der dem der keramischen Tabletten sehr ähnlich ist und das während des Brennens gleichmäßig und dicht auf die keramischen Tabletten aufschrumpft, so daß man lediglich von weitreichenden Rissen durch­ zogene Verfestigungsblöcke erhielt. Die Risse er­ möglichten den Zutritt von Flüssigkeiten in das Innere. Die mechanische Stabilität der Blöcke war zudem begrenzt.
Diese Nachteile ließen sich auch durch die Anwendung einer Heißpreßtechnik nicht ausnahmslos überwinden. Im Gegensatz zu Mischungen partikulärer Körper, die sich mit dieser Technik in optimaler Weise verdichten und sintern lasen, ist die Möglichkeit der Ver­ dichtung bei Mischungen aus sinterfähigen, tonigen oder keramischen Pulvern und keramischen Tabletten begrenzt. Die Grenze der Verdichtung ist dann erreicht, wenn sich die keramischen Tabletten gegenseitig be­ rühren und abstützen. Von diesem Zustand ab wirkt der Druck nicht mehr auf das sich in den Zwischen­ räumen befindliche keramische Pulver. Es sintert dann praktisch druckfrei, d. h. es verdichtet sich nur durch das durch den Sinterprozeß ausgelöste Schrumpfen. Somit sind gleiche oder ähnliche Ergebnisse wie beim obengenannten drucklosen Sintern zu erwarten. Ver­ sucht man über die genannte Grenze hinaus zu ver­ dichten, so führt dies unvermeidbar zu einer Zer­ trümmerung der keramischen Tabletten. Da bei den üblichen Sintertemperaturen das keramische Matrix­ material keineswegs so stark plastisch fließt, daß es die entstandenen Bruchstücke allseitig bedecken kann, bleiben die Druckflächen praktisch offen. Ein Vorteil der Einbettung der keramischen Tabletten in eine Matrix, nämlich die Verringerung der der Auslaugung zugänglichen Oberfläche der keramischen Tabletten bei Beschädigung des Transport- bzw. Endlagerbehälters, ist damit aufgehoben. Eine weiter­ gehende Verdichtung als oben beschrieben, ohne die Gefahr, die keramischen Tabletten zu zertrümmern, läßt sich erreichen, wenn durch ein hohes Mischungs­ verhältnis von keramischem Pulver zu keramischen Tabletten sichergestellt ist, daß sich in verdichtetem Zustand stets Matrix-Material zwischen den keramischen Tabletten befindet. Unabhängig davon, ob dieser Zu­ stand unter den Bedingungen des Arbeitens mit hoch­ radioaktiven Stoffen mit hinreichender Sicherheit erreicht werden kann, besteht hier der Nachteil, daß das Volumen des Behälters, das den Block mit den verfestigten Tabletten aufnimmt, in bezug auf die Tabletten nicht optimal genutzt werden kann, da durch das Matrix-Material die Tabletten "auf Abstand" ge­ halten werden müssen. Damit verbunden ist die Tat­ sache, daß unvermeidbar teures Endlagervolumen mit inaktiven Stoffen belegt werden muß.
Der Erfindung liegt nun die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Verfestigung von radioaktive Stoffe enthaltenden keramischen Tabletten mit einem kontinu­ ierlichen Matrix-Material zu kompakten, porenarmen und mechanisch stabilen Verfestigungsblöcken zu schaffen, bei welchem die entstehenden Abfall-Matrix- Endprodukte sowohl strahlenbeständig, wärmebeständig und auch beständig gegen Auslaugung der inkorporierten Radionuklide sind, als auch frei von Rissen, insbe­ sondere an den Grenzflächen der die radioaktiven Stoffe enthaltenden keramischen Tabletten mit der kontinuier­ lichen Matrix. Mit dem Verfahren sollen Verfestigungs­ produkte hergestellt werden können, bei welchen die keramischen Tabletten, selbst bei direkter Berührung untereinander, innerhalb der kontinuierlichen Matrix unversehrt erhalten bleiben, d. h. es soll die bei den Produkten nach den zum Stande der Technik gehörigen Verfahren auftretende Gefahr vermieden werden, daß sie sich beim Mischen mit der kontinuierlichen Matrix berührenden keramischen Tabletten im nach­ folgenden Preß- und Sinterschritt beschädigt bzw. zerbrochen oder zerbröselt werden.
Die Aufgabe wurde erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß man als Matrixmaterial Glaspulver eines Alkaliborosilikatglases höchster chemischer Resistenz mit einem Transformationsbereich zwischen 840 K und 1370 K und einer Teilchengrößenverteilung von 50 Gew.-% < 10 µm und 50 Gew.-% 10 µm, jedoch 99 Gew.-% < 63 µm, mit einer ungefähren Zusammensetzung <70 Gew.-% SiO2, <10 Gew.-% B2O3, <10 Gew.-% Al2O3 und <10 Gew.-% Na2O verwendet, die keramischen Tabletten und das Matrixmaterial gemeinsam in einen Behälter unter gleichzeitigem Verdichten durch Vibrieren einfüllt bzw. einrüttelt, das so erhaltene, verdichtete Gemisch auf eine Temperatur im Bereich von 1423 K bis 1523 K erhitzt, bei dieser Temperatur eine bis drei Stun­ den hält und schließlich langsam auf Raumtemperatur abkühlt.
Das im erfindungsgemäßen Verfahren zur Herstellung der kompak­ ten Blöcke verwendbare Matrix-Material ist in Wasser- und Salz-Laugen nur in äußerst geringem Umfang löslich. Es um­ schließt die einzelnen Tabletten allseitig. Das direkte Berüh­ ren der Tabletten ist dann unschädlich, im Vergleich zu dem entsprechenden Zustand bei Verfestigungsblöcken, die nach ei­ nem zum Stande der Technik gehörigen Verfahren hergestellt worden sind, wenn die Berührungsstellen so vollständig, wie diese es zulassen, von der kontinuierlichen Matrix umschlossen sind.
Als für den obengenannten Zweck brauchbares Glas­ pulver wurde in Alkaliborosilikatglas der Firma Schott (Deutschland), das unter der Firmennummer 2877 käuflich erwerbbar ist, gefunden. Seine unge­ fähre Zusammensetzung ist:
SiO2 mehr als 70 Gew.-%, B2O3 weniger als 10 Gew.-%, Al2O3 weniger als 10 Gew.-% und Na2O weniger als 10 Gew.-%.
Bei der Verwendung des Glaspulvers werden die keramischen Tabletten zusammen mit Glaspulver auf z. B. 1473 K erhitzt und 2 h bei dieser Temperatur gehalten. Die hierbei brauchbaren Temperaturen liegen in dem Bereich zwischen ca. 1423 K und 1523 K. Danach wird langsam auf Raumtemperatur abgekühlt (mit einer Abkühlrate von ca. 0,5°C/min). Das Glaspulver schmilzt zu einem gleichmäßigen Glasfluß zusammen, der in erstarrtem Zustand die Tabletten umhüllt und mit­ einander verbindet. Die Qualität des Blockes hängt von der Qualität der Vermischung von Tabletten und Glaspulver ab, sowie auch von der Art des verwendeten Glases selbst. Folgende Verfahrensweisen stellen die erforderliche Qualität der Mischung sicher:
  • - Einfüllen der Tabletten in den Tiegel, Verdichten der Schüttung durch Vibrieren, Einfüllen des frei fließenden Glaspulvers unter Vibrieren.
  • - Mischen von Tabletten und Glaspulver außerhalb des Tiegels und gemeinsame Einfüllung der Mischung, Verdichten durch Vibrieren oder Pressen.
  • - Getrenntes, gleichmäßiges Einfüllen von Tabletten und Glaspulver unter Vibrieren. Das Einvibrieren kann auch unter Vakuum erfolgen.
In allen drei Fällen werden die gegenüber der Schütt­ dichte des Glaspulvers spezifisch schwereren keramischen Tabletten so verdichtet, daß das Behälter­ volumen in bezug auf die keramischen Tabletten voll ausgenutzt wird.
Die so eingebrachte Mischung kann vor oder während des Niederschmelzens mit Glaspulver überschichtet werden. Auf diese Weise bildet sich eine tabletten­ freie Deckschicht aus Glas. Das verwendete Glas ist ein Alkaliborosilikatglas mit höchster chemischer Resistenz. Sein Transformationsbereich liegt bei 840 K bis 1370 K. Seine Viskosität ist 104 · Pa sec bei 1373 K. Mit diesem Glas können keramische Tabletten, die die oben genannten radioaktiven Abfälle einzeln oder im Gemisch enthalten, bzw. als Mischung der die jeweiligen radioaktiven Abfälle einzeln enthaltenden keramischen Tabletten verfestigt werden.
Versuche mit anderen Borosilikatgläsern, wie sie z. B. bisher für die Verfestigung hochradioaktiver, flüssiger Abfälle benutzt wurden (A), oder sogenannte Lötgläser (B), zeigten, daß diese Glasarten als Ma­ trix-Material nicht geeignet sind. Blöcke aus erst­ genanntem Glas (A) sind nicht rißfrei zu tempern; letztere Gläser (B) neigen dazu, mit den keramischen Tabletten zu reagieren.
Tabletten mit einer niedrigeren Dichte als die der Glasschmelze steigen in der Glasschmelze nach oben. Mit Hilfe eines Niederhalters, der bis unter die Glasoberfläche eintaucht, wird die Entmischung von Tabletten und Glasschmelze verhindert. Als Material für die Schmelztiegel und die Niederhalter eignen sich vor allem oxidische und andere Keramiken, u. U. auch Graphit. Die Schmelztiegel können ferner als Kokille gebaut sein, aus der sich der Block entformen läßt. Erforderlichenfalls kann der Block auf diesem Weg in einen für die Zwischen- oder End­ lagerung zweckmäßigeren Behälter umgesetzt werden.
Das Matrix-Material kann vor der Mischung mit den Tabletten speziell vorbehandelt und aufbereitet sein, z. B. vorgemischt, nachgemahlen, granuliert und/oder wärmebehandelt, um seine Verarbeitbarkeit zu optimieren.
Das Volumenverhältnis Tabletten zu kontinuierlicher Matrix beträgt vorteilhafterweise ca. 0,8.
Mit der Erfindung werden folgende Vorteile erreicht:
  • - Anstelle loser Schüttung von keramischen Tabletten mit den obengenannten radioaktiven Abfällen kommen kompakte Blöcke zum Transport bzw. zur Endlagerung. Damit ist das Verstreuen der Tabletten bei einer Beschädigung der Transport- bzw. Lager­ behälter ausgeschlossen.
  • - Die keramischen Tabletten mit den obengenannten radioaktiven Abfällen sind mit einer fast aktivi­ tätsfreien Glasschicht überzogen. Dadurch wird kurzzeitig der Angriff wäßriger Lösungen auf das radioaktive Verfestigungsprodukt in einem Störfall verhindert; langfristig wird der Angriff erheblich verzögert.
  • - Im Falle der Beschädigung des Blocks sind nur die in der Bruchfläche freiliegenden Flächen der keramischen Tabletten dem Angriff wäßriger Lösungen ausgesetzt, anstelle der gesamten Tablettenober­ fläche im Falle einer Tablettenschüttung.
  • - Durch die gewählte Art des Einfüllens wird eine optimale Nutzung des Behältervolumens in bezug auf die keramischen Tabletten erreicht.
  • - Die Wärmeableitung aus den kompakten Blöcken ist durch das Matrix-Material erhöht.
Im folgenden wird die Erfindung anhand eines Durchführungs­ beispiels näher erläutert.
Beispiel
Es wurden ca. 120 Keramiktabletten (mit 20 Gew.-% Feedklärschlamm; Tabletten-Volumen ca. 4 ml) gemein­ sam mit Glaspulver (Schott-Nr. 2877) in einen kera­ mischen Tiegel (Volumen ca. 1,2 l) unter Vibrieren eingefüllt. Der so vorbereitete Tiegel wurde in einen Sinter-Ofen gestellt und in 3 Stunden auf 1473 K aufge­ heizt. Nach einer Haltezeit von ca. 1 h bei 1473 K wurde Glaspulver nachgefüllt, um die entstandenen Hohlräume zu füllen. Dann wurde für ca. 0,5 h die Temperatur auf 1503 K erhöht. Danach wurde der Tiegel im Ofen mit ca. 0,5°C/min auf Raumtemperatur abgekühlt.
Ergebnis
Es wurde ein kompakter, praktisch hohlraumfreier und rißfreier Block erhalten, in dem die Keramik­ tabletten vollständig und unzertrümmert in der Glasmatrix eingebettet waren, wie Schliffbilder auf­ zeigten.

Claims (2)

  1. Verfahren zur Verfestigung radioaktiver Abfälle für eine Lang­ zeitlagerung,
    • a) das kompakte Blöcke in Transport- bzw. Endlagerbehältern liefert,
    • b) wobei die kompakten Blöcke aus vorgefertigten, radioaktive Stoffe enthaltenden keramischen Tabletten
    • c) und einer diese kontinuierlich umgebenden, inaktiven, im Endzustand festen Matrix hergestellt werden,
  2. dadurch gekennzeichnet, daß man
    • d) als Matrixmaterial Glaspulver eines Alkaliborosilikatglases höchster chemischer Resistenz
    • e) mit einem Transformationsbereich zwischen 840 K und 1370 K und
    • f) einer Teilchengrößenverteilung von 50 Gew.-% < 10 µm und 50 Gew.-% 10 µm, jedoch 99 Gew.-% < 63 µm,
    • g) mit einer ungefähren Zusammensetzung <70 Gew.-% SiO2, <10 Gew.-% B2O3, <10 Gew.-% Al2O3 und <10 Gew.-% Na2O verwen­ det,
    • h) die keramischen Tabletten und das Matrixmaterial gemeinsam in einen Behälter unter gleichzeitigem Verdichten durch Vi­ brieren einfüllt bzw. einrüttelt,
    • i) das so erhaltene, verdichtete Gemisch auf eine Temperatur im Bereich von 1423 K bis 1523 K erhitzt, bei dieser Tempe­ ratur eine bis drei Stunden hält und schließlich langsam auf Raumtemperatur abkühlt.
DE19823214242 1982-04-17 1982-04-17 Verfahren zur verbesserung der fuer eine langzeitlagerung erforderlichen eigenschaften von verfestigungen radioaktiver abfaelle Granted DE3214242A1 (de)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19823214242 DE3214242A1 (de) 1982-04-17 1982-04-17 Verfahren zur verbesserung der fuer eine langzeitlagerung erforderlichen eigenschaften von verfestigungen radioaktiver abfaelle
FR8214015A FR2525381B1 (fr) 1982-04-17 1982-08-11 Procede pour le perfectionnement des proprietes necessaires pour un stockage de longue duree de dechets radioactifs solidifies
JP57143181A JPS58187899A (ja) 1982-04-17 1982-08-18 放射性廃棄物の長期間貯蔵に必要な固化特性改良方法
GB08227779A GB2121232B (en) 1982-04-17 1982-09-20 Method for solidifying radioactive wastes
US06/432,407 US4534893A (en) 1982-04-17 1982-09-30 Method for solidifying radioactive wastes

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19823214242 DE3214242A1 (de) 1982-04-17 1982-04-17 Verfahren zur verbesserung der fuer eine langzeitlagerung erforderlichen eigenschaften von verfestigungen radioaktiver abfaelle

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE3214242A1 DE3214242A1 (de) 1983-10-20
DE3214242C2 true DE3214242C2 (de) 1989-02-02

Family

ID=6161181

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19823214242 Granted DE3214242A1 (de) 1982-04-17 1982-04-17 Verfahren zur verbesserung der fuer eine langzeitlagerung erforderlichen eigenschaften von verfestigungen radioaktiver abfaelle

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4534893A (de)
JP (1) JPS58187899A (de)
DE (1) DE3214242A1 (de)
FR (1) FR2525381B1 (de)
GB (1) GB2121232B (de)

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2563936B1 (fr) * 1984-05-04 1989-04-28 Sgn Soc Gen Tech Nouvelle Procede pour l'enrobage et le stockage de matieres dangereuses, notamment radioactives, dans un conteneur monolithique, dispositif pour mettre en oeuvre le procede et produit obtenu
JPH0634096B2 (ja) * 1985-05-14 1994-05-02 株式会社新来島どっく 低レベル放射性廃棄物の処理方法
US4793933A (en) * 1987-11-16 1988-12-27 Rostoker, Inc. Waste treatment method for metal hydroxide electroplating sludges
DE3842380A1 (de) * 1988-12-16 1990-06-21 Kernforschungsz Karlsruhe Zylinderfoermiger behaelter aus stahl zur zwischen- und endlagerung von gefaehrlichen stoffen
JP2912393B2 (ja) * 1989-09-20 1999-06-28 株式会社日立製作所 放射性廃棄物の処理方法
US5434333A (en) * 1992-09-18 1995-07-18 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for treating materials for solidification
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
IL136685A0 (en) * 2000-06-12 2001-06-14 Gribbitz Arthur Process for treatment of radioactive waste
WO2001097233A1 (en) * 2000-06-12 2001-12-20 Geomatrix Solutions, Inc. Processes for immobilizing radioactive and hazardous wastes
EP1722867A4 (de) * 2004-02-23 2010-12-15 Geomatrix Solutions Inc Verfahren und zusammensetzung für die immobilisierung von abfall in borsilikatglas
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
EP2045007B1 (de) * 2004-06-07 2014-01-08 National Institute for Materials Science Adsorptionsmittel für radioelementhaltigen Abfall und Verfahren zum Fixieren des Radioelements
EP2004561A4 (de) 2006-03-20 2011-11-09 Geomatrix Solutions Inc Verfahren und zusammensetzung zur immobilisierung von hochalkalischen radioaktiven und gefährlichen abfallstoffen in silikatbasiertem glas
FR2940718A1 (fr) * 2008-12-30 2010-07-02 Areva Nc Verre alumino-borosilicate pour le confinement d'effluents liquides radioactifs, et procede de traitement d'effluents liquides radioactifs
KR101188680B1 (ko) * 2010-12-23 2012-10-09 한국수력원자력 주식회사 염소수거 또는 방사성 요오드 제거가 수반된 방사성 폐기물의 고화 처리방법 및 이의 장치
RU2572080C1 (ru) * 2014-12-23 2015-12-27 Открытое акционерное общество "Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов" Способ кондиционирования донных отложений содержащих радионуклиды
FR3037058B1 (fr) * 2015-06-05 2017-06-23 Areva Nc Outil de lissage en milieu radioactif, comprenant une grille vibrante
RU2643362C1 (ru) * 2017-01-16 2018-02-01 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Способ обращения с радиоактивными растворами после дезактивации поверхностей защитного оборудования

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3000072A (en) * 1959-08-20 1961-09-19 Ca Atomic Energy Ltd Process of containing and fixing fission products
GB994156A (en) * 1962-04-27 1965-06-02 Leybold Anlagen Holding Ag Process for treating radioactive substances
DE2611689C3 (de) * 1976-03-19 1979-01-11 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Verfahren zum Einschließen von radioaktiven Spaltprodukten
JPS52133499A (en) * 1976-05-01 1977-11-08 Agency Of Ind Science & Technol Solidifying treatment for radioactive waste liquid with high level
DE2747951A1 (de) * 1976-11-02 1978-05-11 Asea Ab Verfahren zur bindung radioaktiver stoffe in einem koerper, der gegen auslaugen durch wasser bestaendig ist
SE404736B (sv) * 1976-11-02 1978-10-23 Asea Ab Sett att innesluta hogaktivt kernbrensleavfall i en massa av ett bestendigt material
IL54316A (en) * 1977-04-04 1982-01-31 Macedo Pedro B Fixation of radioactive materials in a glass matrix
DE2726087C2 (de) * 1977-06-10 1978-12-21 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von" und mittelradioaktiven und/oder Actiniden enthaltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser aufgeschlämmten, feinkörnigen festen Abfällen
DE2819085C3 (de) * 1978-04-29 1981-04-23 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von hoch- und mittelradioaktiven und/oder Actiniden enthaltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser aufgeschlämmten, feinkörnigen festen Abfällen
FR2394155B1 (fr) * 1977-06-10 1985-12-27 Kernforschungsz Karlsruhe Procede pour la solidification de dechets aqueux radioactifs
JPS54116600A (en) * 1978-03-01 1979-09-10 Gakei Denki Seisakusho:Kk Waste disposal method and container
US4362659A (en) * 1978-03-09 1982-12-07 Pedro B. Macedo Fixation of radioactive materials in a glass matrix
DE2831429A1 (de) * 1978-07-18 1980-01-31 Nukem Gmbh Verfahren zur verfestigung von radioaktiven spaltprodukten
US4312774A (en) * 1978-11-09 1982-01-26 Pedro B. Macedo Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby
JPS5572899A (en) * 1978-11-27 1980-06-02 Kobe Steel Ltd Volume decrease and solidification method of spent fuel cladding tube
DE2945006C2 (de) * 1979-11-08 1987-01-15 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Herstellung von hochradioaktive Abfallstoffe enthaltenden Formkörpern
US4376070A (en) * 1980-06-25 1983-03-08 Westinghouse Electric Corp. Containment of nuclear waste
EP0044692B1 (de) * 1980-07-15 1986-10-08 AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE &amp; TECHNOLOGY ORGANISATION Vorrichtungen zum Einschliessen von Abfällen
JPS6025760B2 (ja) * 1980-08-01 1985-06-20 三菱マテリアル株式会社 放射性廃棄物廃棄体の形成法

Also Published As

Publication number Publication date
GB2121232B (en) 1986-01-29
US4534893A (en) 1985-08-13
JPH0427519B2 (de) 1992-05-12
JPS58187899A (ja) 1983-11-02
FR2525381B1 (fr) 1988-07-22
GB2121232A (en) 1983-12-14
DE3214242A1 (de) 1983-10-20
FR2525381A1 (fr) 1983-10-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3214242C2 (de)
EP1212160B1 (de) Gemisch aus zwei teilchen-phasen zur herstellung eines bei höheren temperaturen sinterfähigen grünlings
EP0071927B1 (de) Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven Abfällen
DE3781548T2 (de) Verfahren zur verdichtung von materialvorformen.
DE3428252C2 (de)
CH653954A5 (de) Verfahren zur herstellung von geformten verbundstoffen aus einer faserverstaerkten glasmatrix oder glaskeramikmatrix.
DE1758845B2 (de) Verfahren zur herstellung von praezisionsgiessformen fuer reaktionsfaehige metalle
DD286135A5 (de) Verfahren zur herstellung eines selbsttragenden keramischen verbundstoffes
DE2605906A1 (de) Monolithische, feuerfeste materialien
DE3205877A1 (de) Sinterkoerper aus hochdichtem borcarbid und verfahren zu deren herstellung
DE2520993B2 (de) Feuerfeste Masse auf der Basis von Kieselsäureanhydrid und ihre Verwendung zur Herstellung der Auskleidung eines Gießtrichters sowie Verfahren zur Behandlung einer solchen Auskleidung
DE2856466C2 (de) Verfahren zur Verfestigung hochradioaktive Abfallstoffe enthaltender, als Granalien oder als Pulver vorliegender Glasteilchen in einer Metallmatrix
EP1516864A2 (de) Verfahren für die Herstellung eines Gussteils aus einem Kompositwerkstoff sowie Gussteil aus keramischen oder glasigem Kompositwerkstoff
DE10344189A1 (de) Verfahren für die Herstellung eines Gussteils aus einem Kompositwerkstoff sowie Gussteil aus keramischem oder glasigem Kompositwerkstoff
DE2200002B2 (de) Ungebrannte heterogenesclunelzei&#34;le Mischung
EP0028670B1 (de) Verfahren zur Herstellung von hochradioaktive Abfallstoffe enthaltenden Formkörpern
EP0559692B1 (de) Verfahren zum einbinden von schwermetallhaltigem filterstaub in keramische formlinge
DE2818418A1 (de) Verfahren zur herstellung von gegenstaenden aus feuerfesten pulverfoermigen diboriden
DE102016112042B4 (de) Wärmedämmender, feuerfester Formkörper, insbesondere Platte, und Verfahren zu dessen Herstellung und dessen Verwendung
EP0881200A1 (de) Bodenauskleidung für Elektrolysezellen
EP3478432B1 (de) Wärmedämmende platte, insbesondere abdeckplatte für metallschmelzen, sowie verfahren zur herstellung der platte und deren verwendung
DE102016112044B4 (de) Verwendung einer wärmedämmenden Platte zur Isolation von Metallschmelzen gegenüber der Atmosphäre oder einem metallurgischen Gefäß
DE2333422A1 (de) Hartstoff und verfahren zu seiner herstellung
DE2064205C2 (de) Verfahren zur Herstellung von feuerbeständigen Auskleidungen oder Formkörpern
DE3729700C2 (de) Verfahren zur Herstellung von preßfähigem Granulat für die Fertigung von Produkten aus gesintertem keramischen Werkstoff

Legal Events

Date Code Title Description
8110 Request for examination paragraph 44
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee