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DE3330460A1 - Verfahren zur fixierung radioaktiver, gasfoermiger bestandteile von abgasen - Google Patents

Verfahren zur fixierung radioaktiver, gasfoermiger bestandteile von abgasen

Info

Publication number
DE3330460A1
DE3330460A1 DE19833330460 DE3330460A DE3330460A1 DE 3330460 A1 DE3330460 A1 DE 3330460A1 DE 19833330460 DE19833330460 DE 19833330460 DE 3330460 A DE3330460 A DE 3330460A DE 3330460 A1 DE3330460 A1 DE 3330460A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fixation
zeolite
temperature
bar
radioactive
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.)
Withdrawn
Application number
DE19833330460
Other languages
English (en)
Inventor
Reinhard Dr. 7519 Gondelsheim Kröbel
Ralf-Dieter Dr. 7520 Bruchsal Penzhorn
Peter 7500 Karlsruhe Schuster
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.)
Karlsruher Institut fuer Technologie KIT
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 DE19833330460 priority Critical patent/DE3330460A1/de
Priority to DE8484109730T priority patent/DE3475846D1/de
Priority to EP84109730A priority patent/EP0139955B1/de
Publication of DE3330460A1 publication Critical patent/DE3330460A1/de
Withdrawn legal-status Critical Current

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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
    • G21F9/02Treating gases

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Separation Of Gases By Adsorption (AREA)
  • Treating Waste Gases (AREA)

Description

Werden in einer Wiederaufarbeitungsanlage für bestrahl-
und Lagerung te Kernbrennelemente diese nach ihrer Anlieferung/in
kurze Stücke zerschnitten und danach der Uran, andere Aktiniden,Spalt- und Aktivierungs-Produkte enthaltende Brennstoff aus den Brennelementhüllen-r-Abschnitten herausgelöst, so werden aus der Zerschneidevorrichtung und insbesondere aus der Auflöse-Vorrichtung Abgase frei bzw. abtransportiert, die im wesentlichen Luft als Trägergas, Aerosole, Jod (in Form von Verbindungen und chemisch ungebundenem Jod), NOx, Krypton, Xenon, CO2 (darin 14CO2), CxH (darin CH4) und H3O (darin HTO) enthalten. Die Abgasreinigung, beispielsweise bei der Wiederaufarbeitung von Brennelementen eines Leichtwasserreaktors, wird gemäß folgendem Schema durchgeführt:
Die Stickoxide werden in einer konventionellen Einrichtung katalytisch oxidiert, in Wasser absorbiert und als Salpetersäure rezykliert. Es folgen Schwebstoff-
— 3 —
Filter zum Entfernen der Aerosole und ein Jod-Absorber. Danach wird wieder ein Aerosolfilter eingesetzt und anschließend CxH katalytisch oxidiert.
Anschließend· werden Sauerstoff und
Restmengen an nitrosen Gasen mit Wasserstoff katalytisch reduziert zu Wasser, Stickstoff und Ammoniak, welche (mit Ausnahme des Stickstoffs) ebenso wie CO^ an Molekularsieben adsorbiert und entfernt werden. Schließlich werden in einer Anlage zur Tieftemperaturrektifikation Krypton und Xenon entfernt. Das restliche Abgas wird wieder zurück in den Adsorptionsschritt ge-
14
bracht, wo das CO9 wieder desorbiert wird. Letzteres wird dann nach konventioneller Technik, dem"zweifachen Alkaliverfahren ",ausgewaschen und in CaCO., verfestigt, gemäß folgender Reaktionen:
CO2+H2O—^H2CO3
H3CO3+ 2NaOH-^Na3CO32 Ra3CO3+Ca (OH)2 —■» 2NaOH+CaCO3
14
Das erhaltene Ca CO3 wird danach in Zementstein eingebettet.
Das im Jod-Absorber zurückgehaltene Jod bzw. die dort auf einem Silbernitrat-imprägnierten Träger auf Kieselsäure-Basis sorbierten Jodverbindungen werden mit dem
333G460
Sorptionsmaterial verfestigt.
Zur Verfestigung von Tritium bzw. HT wurde vorgeschlagen, das Tritium (HT) zu HTO bzw. T„0 zu oxidieren, an einem Adsorbens mit Molekularsiebeigenschaften zu sorbieren und das Adsorbens dann mit einem gegen Wasserstoffdiffusion dichten, korrosionsfesten Metallbehälter zu umgeben (Veröffentlichung der Europäischen Patentanmeldung 0 036 961). Als besonderer Vorteil wird dort gewertet, daß das Tritium auf einfache Weise wiedergewonnen werden könne.
Die Nachteile dieser bekannten einzelnen Verfestigungsverfahren sind folgende:
1. Für jeden der radioaktiven, gasförmigen Bestandteile
14 14
des Abgases C02' CH4' radioaJ<:t;i-ve Jodisotope,
T„ (bzw. HT), HTO-Dampf müssen spezifische Verfestigungsverfahren angewendet werden.
14
2. Im Falle des CO _ ist das bekannte Verfahren verhältnismäßig aufwendig bzw. umständlich. Zur Verfestigung von CH. muß, in einem zusätzlichen Ver-
14
fahrensschritt, das Gas zu CO „ oxidiert werden.
3. Im Falle der Jodisotope ist die Sorption an den Silbernitrat imprägnierten Sorptionsmitteln nicht einer endgültigen Fixierung gleichzusetzen, d.h. diese Sorptionsmittel müssen selbst einer Fixierung zugeführt werden.
4. Die Sorption des Tritiums (bzw. HT) sowie des HTO-
die Dampfes ist ebenfalls keine Fixierung, so daß/diese
Bestandteile sorbierten Sorptionsmittel ebenfalls noch fixiert werden müssen.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde,ein wenig aufwendiges, einfach durchführbares Fixierungsverfahren für die radioaktiven, gasförmigen Bestandteile von Abgasen aus der Wiederaufarbeitung von bestrahlten bzw. abgebrannten Kernreaktor-Brennelmeneten zu schaffen,
mit welchem sowohl die Einzelspecies dieser Bestand-
14 14
teile C02' CH4' radioaktive Jodisotope, T9 , HT,
HTO-Dampf als auch beliebige Gemische dieser Species in der Molekülform, in der sie anfallen, d.h. ohne chemische Umwandlung vor der Fixierung, irreversibel in einer gegenüber radioaktiver Strahlung, erhöhter Temperatur und Auslaugung in Wasser oder Salzlösungen beständigen Matrix verfestigt werden können. Irreversibel bedeutet hierbei, daß praktisch keine Freisetzung der gasförmigen Bestandteile erfolgt, bevor die Matrix auf Temperaturen erhitzt wird, bei denen sie zersetzt bzw. zerstört wird.
Die Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die gasförmigen Bestandteile C02' CH4' radioaktive Jodisotope, T„ , HT oder HTO-Dampf oder Gemische zweier oder mehrerer dieser Species darstellen und einzeln oder in iFörm ihrer Gemische, in der Molekülform, in der sie anfallen, mit ein und derselben Fixierungsmatrix, einem Zeolithen aus der Gruppe Mordenit, Clinoptilolit, Chabasit und Typ A (mit 0,4 im oder 0,5 nm Porenweite), fixiert werden gemäß folgender aufeinanderfolgender Verfahrensschritte
a) Evakuieren des Zeolithen bei einer Temperatur im Bereich von 320 K bis 720 K bis zu einem Restwassergehalt von 0,6 Gew.-% bis 10 Gew.-%,
b) Beladung des gemäß a) vorhehandelten Zeolithen mit dem bzw. den zu fixierenden Stoffen bei einer Temperatur von 610 K bis 920 K und einem Druck im Bereich zwischen 50 bar und 1200 bar.
Mordenit als Fixierungsmatrix kann in der natriumausgetauschten Form und in der wasserstoffausgetauschten Form verwendet werden. Für die Fixierung von COj in der natriumausgetauschten Form von Mordenit ist
es vorteilhaft, wenn der Restwassergehalt nicht höher als 6 Gew.-% ausmacht. Der Verfahrensschritt a), das Evakuieren, kann bei der Verwendung von Mordenit-Na in Temperaturbereich von 373 K bis 473 K liegen, wenn die Evakuierungsdauer 16 Stunden beträgt. Gute Ergebnisse mit Mordenit-Na wurden erhalten, wenn entweder 16 Stunden lang bei 473 K evakuiert wurde und die Fixierung von CO» bei 793 K stattfand oder 16 Stunden lang bei 423 K evakuiert wurde und bei 923 K fixiert wurde. Wird zur Fixierung von CO _ Mordenit-H verwendet, so wird der Restwassergehalt vorteilhafterweise auf 8 Gew.-% oder darunter eingestellt. Die Fixierungstemperaturen können zwischen 823 und 923 K liegen. Eine als gut zu bezeichnende Fixierung von CO- in Mordenit-H wurde nach 16 Stunden langer Evakuierung bei 373 K und einer anschließenden Fixierung bei 923 K erhalten.
Wird als Fixierungsmatrix Clinoptilolit oder Zeolith Typ A verwendet, so sollte der Restwassergehalt nicht höher sein als 10 Gew.-%. Zur Fixierung von CO„ in Clinoptilolit wird man bevorzugt eine Fixierungstemperatur im Bereich von 733 K bis 823 K anwenden.
Bevorzugte Temperaturbereiche bei der Verwendung von Zeolith 5A und Zeolith 4A für die Fixierung von CO2 oder von CH4 sind:
a) für den Evakuierungsschritt 423 K bis 723 K
b) für den Fixierungsschritt 700 K (bei niedrigerer Temperatur für den Schritt a)) bis 923 K.
Die wesentlichen Vorteile der Erfindung sind darin zu sehen, daß
1) der Einschluß von CO„ oder CH4 durch einen hydrothermal die ursprüngliche Fernordnung der Zeolithkristallstruktur verändernden Vorgang herbeigeführt wird. Es wird eine röntgenamorphe Struktur erhalten;
2) der Einschluß in einer verglasten Matrix erfolgt, die sich durch Einwirkung radioaktiver Strahlen weiter ausbildet, wodurch die Stabilität des Einschlusses gefördert wird;
3) Methan (beispielsweise in Typ A Zeolith) ohne vorausgehende chemische Umwandlung (Oxidation) verfestigt werden kann;
4) der Einschluß von CO„ oder CH. in der verglasten Struktur eines Typ A Zeoliths, im Gegensatz zur chemischen Bindung von CO„ in einem Erdalkalicarbonat, als eine echte erste Barriere gegen Auslaugung betrachtet werden kann;
5) das in der verglasten Matrix eines Typ A Zeoliths eingeschlossene CO^ oder CH4 erst bei sehr hohen Temperaturen (über 920 K) freigesetzt wird;
6) die zur Fixierung verwendete Matrix gleichzeitig über einen Sorption/Desorptions-Schritt zur Verdichtung des Gases eingesetzt werden kann, wodurch sich der Einsatz eines Hochdruckkompressors erübrigt;
7) ein verhältnismäßig niedriger Gasdruck ausreicht (etwa ^. 200 bar), um eine hohe Beladung zu erzielen ( 5s 40 ^Norin cm /g"j ) ;
8) das im Zeolith verfestigte CO2 mit diesem in Zement eingebettet werden kann, ohne daß dabei das eingeschlossene Gas freigesetzt wird;
9) der Einschluß chemisch beständig ist.
Im folgenden wird die Erfindung anhand von simulierten, beispielhaften Fixierungsversuchen näher erläutert, bei welchen mit inaktiven Gasen gearbeitet wurde.
Versuch 1:
CO2-Fixierung in Zeolith 5A als Fixierungsmatrix, einerseits bei konstant gehaltenem Druck (1200 bar), siehe Tabelle I7 und andererseits unter der Verwendung von gleichen Fixierungstemperaturen (Versuchsgruppe a) und Versuchsgruppe b)) gemäß Tabelle 2.
- 10 -
Tabelle 1;
Temperatur Fixierung von COp Beladung
[K] in Zeolith 5A [ Norm cm /g]
Vorbehandlung 753 Druck 69,8
793 [bar] 70,1
813 1200 25,5
16 h bei 473 K 1200
und Vakuum 1200
bezogen auf unbeladenen Zeolith
Tabelle 2:
Vorbehandlung Fixierung von CO2
in Zeolith 5A
Druck
[bar]
Beladung
[Norm cm /g]
Temperatur
[K]
50
160
24.7
34.7
a) 16 h bei 423 K bis 473 K
und Vakuum
793
793
420 47.7
793 710 64.3
793 12OO 69.7
793 100
400
22.2
31.4
b) 16 h bei 723 K und
Vakuum
923
923
) i • J J
CO CO CaJ CD
-P-CD O
te-
Die Ergebnisse zeigen, daß CO„-Fixierungen sowohl bei unterschiedlichen Fixierungstemperaturen als auch bei unterschiedlichen Fixierungsdrücken und bei verschiedenen Vorbehandlungstemperaturen erfolgreich durchgeführt werden können.
Versuch 2:
Fixierung von CO2 in Zeolith Typ 4A Vorbehandlung: 16 h bei 473 K unter Vakuum Fixierungsdruck: 600 bar
Tabelle 3:
Fixierungstemperatur
[K]
Beladung
r Norm cm ·,
L g J
703
733
763
793
47,0
46,2
72,6
4,0
- 13 ~
Versuch 3:
Fixierung von CH4 in Zeolith Typ 5A
Tabelle 4:
Vorbehandlung Fixierung vom CH.
Temperatur Druck
[K] [bar]
Beladung
[ Norm cm /g]
16 h bei 473 K
und Vakuum
16 h bei 723 K
und Vakuum
793 389
923 290
44.4
12.1
Versuche 4, 5 und 6;
Die Tabelle 5 zeigt,daß,wenn auch im geringeren Maße, eine Beladung von Clinoptilolit, Mordenit-Na und
Mordenit-H mit CO9 erfolgen kann und eine dauerhafte Fixierung dieses Gases in den genannten Matrices erreichbar ist.
Tabelle 5:
Versuch Zeolith
Matrix
CO2-Fixierungsbe-
dingungen
Druck
[bar]
Beladung
r Norm c ι
Temp.
[κ]
[ g ]
850 13,8
4 Clinopti
lolit
763 1800 7,4
5 Mordenit-
Na
923 1600 18,4
6 Mordenit-
H
923
- 15 -
/te·
Die nachfolgende Figur 1 zeigt für den Fall der CO0-Fixierung in Zeolith Typ 5A die Abhängigkeit der Beladung von dem angewendeten Fixierungsdruck. Zur Vorbehandlung der Fixierungsmatrix wurde diese 16 Stunden lang bei 473 K evakuiert. Die Beladungskurve wurde bei einer Fixierungstemperatur von 793 K aufgenommen .
- 16
- Leerseite -

Claims (1)

  1. 3330450
    Kernforschungszentrum Karlsruhe, den 19.8.1983 Karlsruhe GmbH PLA 833 5 Gl/he
    ANR 1002597
    Patentanspruch:
    Verfahren zur Fixierung radioaktiver, gasförmiger Bestandteile von Abgasen, die während der Wiederaufarbeitung von bestrahlten bzw. abgebrannten Kernreaktor-Brennelementen freigesetzt werden,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    14 14 die gasförmigen Bestandteile coo' CK4' radioaktive Jodisotope, T , HT oder HTO^-Dampf oder Gemische zweier oder mehrerer dieser Species darstellen und einzeln oder in Form ihrer Gemische, in der Molekülform, in der sie anfallen, mit ein und derselben Fixierungsmatrix, einem Zeolithen aus der Gruppe Mordenit, Clinoptilolit, Chabasit und Typ A (mit 0,4 nm oder 0,5 nm Porenweite), fixiert werden gemäß folgender aufeinanderfolgender Verfahrensschritte
    a) Evakuieren des Zeolithen bei einer Temperatur im Bereich von 320 K bis 720 K bis zu einem Restwassergehalt von 0,6 Gew.-% bis IO Gew.-%,
    b) Beladung des gemäß a) vorbehandelten Zeolithen mit dem bzw. den zu fixierenden Stoffen bei einer Temperatur von 610 K bi.s 920 K und einem Druck im Bereich zwischen 50 bar und 1200 bar.
DE19833330460 1983-08-24 1983-08-24 Verfahren zur fixierung radioaktiver, gasfoermiger bestandteile von abgasen Withdrawn DE3330460A1 (de)

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DE8484109730T DE3475846D1 (en) 1983-08-24 1984-08-16 Process for determining gaseaos radioactive components from exhaust gases
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EP0139955B1 (de) 1988-12-28
EP0139955A3 (en) 1986-05-28
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