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EP0029875B1 - Verfahren zur endlagerreifen Verfestigung von radioaktivem Krypton in Zeolithen - Google Patents

Verfahren zur endlagerreifen Verfestigung von radioaktivem Krypton in Zeolithen Download PDF

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Publication number
EP0029875B1
EP0029875B1 EP80103117A EP80103117A EP0029875B1 EP 0029875 B1 EP0029875 B1 EP 0029875B1 EP 80103117 A EP80103117 A EP 80103117A EP 80103117 A EP80103117 A EP 80103117A EP 0029875 B1 EP0029875 B1 EP 0029875B1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
zeolite
krypton
zeolites
ncm
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
EP80103117A
Other languages
English (en)
French (fr)
Other versions
EP0029875A1 (de
Inventor
Ralf-Dieter Dr. Penzhorn
Peter 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
Publication of EP0029875A1 publication Critical patent/EP0029875A1/de
Application granted granted Critical
Publication of EP0029875B1 publication Critical patent/EP0029875B1/de
Expired 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
    • G21F9/02Treating gases

Definitions

  • the invention relates to a process for solidification of radioactive krypton ready for disposal, in which the noble gas is pressed into a zeolite matrix at elevated temperature and under high pressure and is kept in the cavities by cooling the matrix while maintaining the pressure.
  • radioactive noble gases occur in the exhaust gases, in particular from the stripping of the fuel elements and from the subsequent dissolution of the nuclear fuel. So far, these have, as far as they have been separated from the exhaust gases, been filled into steel pressure bottles for transport to a storage facility that allows temporary storage.
  • the self-heating, radioactive gas is in the pressure bottle at high pressure (e.g. more than 100 bar) and depending on the radioactivity inventory or cooling mode (e.g. natural air convection) at elevated temperature, e.g. B. 393 K.
  • the container wall is constantly exposed to considerable tension.
  • the daughter nuclide of krypton (the fission noble gas consists mainly of krypton and xenon isotopes) is rubidium, a reactive alkali metal that can cause corrosion damage.
  • the rubidium and certain impurities possibly present in the noble gas such as e.g. As oxygen, water, etc., react with each other and form products such.
  • B. Rb 2 0, RbOH, etc. which are considerably more corrosive than the molten alkali metal itself at the storage temperatures.
  • Benedikt et al. concluded from the investigation results that for unleached sodalite with a krypton loading of approximately 20 cm 3 / g and with low amounts of adsorbed water, a 10-year leakage of krypton at a final storage temperature of 423 K of less than 0.1 % can be predicted.
  • sodalite (with the formula Na 2 0 x A1 2 0 3 x2 Si02 x 2.5 H 2 0) seemed to be thermally sufficiently stable after loading with noble gas in order to be technically possible without using one
  • Krypton-85 over a period of 100 years, only very complex pore closure with a radiation-resistant resin that can still be found out, possibly to be accomplished in the roll-off or fluidized bed process.
  • the long-term thermal stability at temperatures above 423 K which was theoretically determined on the basis of the activation energy for gas diffusion from the zeolite by extrapolation, could not be confirmed experimentally.
  • the invention is therefore based on the object of providing a method with which large inventories of radioactive noble gases which are produced in the future can be solidified in such a way that they are not released from the repository matrix containing them even at temperatures of 473 K and above. Furthermore, it is an object of the invention to fix the largest possible amount of noble gas per unit weight of repository matrix. Of course, all disadvantages of the previously known methods for solidifying noble gases are to be avoided at the same time using the method according to the invention.
  • the object on which the invention is based is achieved in a surprisingly simple manner according to the invention in that an alkaline earth-substituted 5 A zeolite of the general composition is used as the matrix where M is a metal from the group Mg, Ca, Ba or Sr, and the matrix for the irreversible inclusion of the krypton is heated to a temperature above 720 K during pressing.
  • the alkaline earth zeolites which can be used in the process according to the invention are resistant to y-radiation. Samples containing fixed argon and exposed to a y dose of 10 6 J / kg showed no significant changes. Likewise, loaded samples that had been stored in water for several days were found to be stable with regard to gas fixation.
  • the gas in an autoclave can either be brought up to a pressure that is 3.3 times higher by simply increasing the temperature or by using the cryogenic pump principle to even higher pressures.
  • Another advantage of the method according to the invention is the reduction in material stress, which is achieved by reducing the pressure in the method according to the invention compared to the prior art method.
  • alkaline earth zeolites mentioned in the examples are commercially available products from various manufacturers or distributors (but all 5 A zeolites), the product names of which do not indicate the chemical composition. For this reason, the designations Z 1 to Z 6 were used for the zeolites usable in the process according to the invention without reference to the manufacturer or distributor.
  • Zeolite Z 3 was loaded with krypton at a temperature around 823 K and a pressure of 210 bar. The loading achievable under these conditions was 17.2 Ncm 3 / g loaded zeolite. To determine the thermal stability, the loaded zeolite was stored at a temperature of 673 K for 3500 hours.
  • a zeolite of the designation 3 A which cannot be used in the process according to the invention, had an argon loss of 57% of the original loading after a storage time of 1080 hours and a storage temperature of 473 K with a loading of 42.6 Ncm 3 / g zeolite.
  • a sample of the zeolite 3A with the same load (42.6) was exposed to a storage temperature of 673 K for 17.5 hours. The argon loss determined afterwards by determining the load again was 88%.
  • Sodalite samples showed a similar behavior with a loading of 30.5 Ncm 3 / g loaded zeolite: after 1080 hours at a storage temperature of 473 K, 52% of the argon had escaped and after 15 hours at a storage temperature of 673 K even 96% of the original loading.
  • the loading values become higher with increasing loading if they are related to the unloaded zeolite. While the value 20 Ncm 3 / g, based on the loaded zeolite, gives the value 21.6 Ncm 3 / g, based on the unloaded zeolite, the loading value increases from 60 Ncm 3 / g loaded zeolite to 77.4 Ncm 3 / g unloaded zeolite. The last stated value was obtained at a pressure of 2500 bar.
  • Zeolite Z 3 loaded with 37.2 Ncm 3 krypton per gram was exposed to a y-radiation dose of 1.75 by 10 g rad.
  • the loaded zeolite was irradiated in neon, the irradiation time was about 2 months.
  • the analysis of the gas phase after the irradiation showed that only a very small amount of krypton (0.009%) had escaped from the zeolite matrix, which is presumably due to non-optimal loading conditions (slight x-void contribution).
  • the determination of the krypton loading of the zeolite after the irradiation showed no discernible krypton loss, the value was within the experimental accuracy.

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  • Separation Of Gases By Adsorption (AREA)

Description

  • Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur endlagerreifen Verfestigung von radioaktivem Krypton, bei welchem das Edelgas in eine Zeolith-Matrix bei erhöhter Temperatur und unter hohem Druck eingepreßt und unter Beibehaltung des Druckes durch Kühlen der Matrix in deren Hohlräume gehalten wird.
  • Bei der Wiederaufarbeitung von bestrahlten Kernreaktor-Brennelementen fallen in den Abgasen, insbesondere aus der Entmantelung der Brennelemente und aus der darauffolgenden Auflösung des Kernbrennstoffes bestimmte Mengen an radioaktiven Edelgasen an. Diese wurden bisher, soweit sie überhaupt aus den Abgasen abgetrennt wurden, für den Transport in eine Lagerstätte, die eine zeitlich begrenzte Lagerung erlaubt, in Stahldruckflaschen abgefüllt. Das selbsterhitzende, radioaktive Gas befindet sich in der Druckflasche bei hohem Druck (z. B. mehr als 100 bar) und je nach Radioaktivitätsinventar bzw. Kühlmodus (z. B. natürliche Luftkonvektion) bei erhöhter Temperatur, z. B. 393 K. Somit ist die Behälterwand ständig einer erheblichen Zugspannung ausgesetzt. Bei einem Kühlungsstörfall bzw. -ausfall ist ein Behälterriß bzw. -zerknall möglich, mit der Folge, daß das gesamte, gelagerte oder im Transport befindliche radioaktive Edelgasinventar freigesetzt wird. Das Tochternuklid des Kryptons (das Spalt-Edelgas besteht hauptsächlich aus Krypton- und Xenon-Isotopen) ist Rubidium, ein reaktionsfreudiges Alkalimetall, das Korrosionsschäden verursachen kann. Das Rubidium und gewisse, möglicherweise im Edelgas vorliegende Verunreinigungen, wie z. B. Sauerstoff, Wasser usw., reagieren miteinander und bilden Produkte, wie z. B. Rb20, RbOH usw., die beträchtlich korrosiver sind als das bei den Lagertemperaturen schmelzflüssige Alkalimetall selbst.
  • Die großen Nachteile der Lagerung radioaktiver Edelgase in Druckgasflaschen und die in Zukunft anfallenden großen Krypton-85-Inventare, die für eine lange Lagerdauer sicher gelagert werden müssen, machten es erforderlich, nach weiteren Verfahren zur verbesserten Langzeitlagerung von hochradioaktiven Edelgasen zu suchen. Seit einigen Jahren wurde daher die Verfestigung von radioaktiven Edelgasen in Zeolithen oder Molekularsieben untersucht (als Molekularsiebe bezeichnet man bestimmte künstliche Zeolithe). Zeolithe bzw. Molekularsiebe sind beispielsweise bei der Auftrennung von Stoffgemischen mittels der Gaschromatographie (vielfach wiederholter Wechsel von Adsorptions- und Desorptions-Vorgängen) verwendet worden. Bei der Verfestigung radioaktiver Edelgase in Zeolithen muß die Desorption jedoch weitgehendst vermieden werden, weil eine Erhöhung der Sicherheit während des Transports und der Lagerung nur dann gewährleistet sein kann, wenn die Gasdiffusion aus dem beladenen Zeolith sehr gering ist. Im wesentlichen wird die Gasdiffusion durch den Zeolithtyp, der einen gewissen Porendurchmesser aufweist, und die Temperatur bestimmt. Die Temperatur im Zeolithgefüge hängt ihrerseits von der Zeolithbeladung mit dem radioaktiven Gas und dem Wärmetransport durch die anorganische Matrix/Gasphase ab. Eine große Anzahl von Untersuchungen wurde daher auf die Auswahl geeigneter Zeolithe und auf die Verfahrensbedingungen angewendet. Normalerweise werden Moleküle mit einem größeren Durchmesser als die Kanäle oder Poren eines gegebenen Zeoliths von diesen nicht sorbiert. Es wurde aber festgestellt, daß durch Erhöhung der Temperatur von Zimmertemperatur beispielsweise auf 770 K die Poren gewisser Zeolithe, wie z. B. Zeolith 3 A oder Sodalith, erweitert werden und Krypton bei sehr hohem Druck, z. B. 2000 bar, in diese Hohlräume des Kristallgefüges eingepreßt werden kann. Wird anschließend unter Beibehaltung des hohen Druckes gekühlt, dann wird das Gas in die Hohlräume eingeschlossen. Das eingeschlossene Gas befindet sich danach, im Gegensatz zur Adsorption, nicht im Gleichgewicht mit der Gasphase.
  • Unter dem Titel »An evaluation of methods for immobilizing Krypton-85« (ICP-1125, July 1977, Idaho Chemical Programs, insbesondere Seite 13) berichtete D. A. Knecht u. a. auch über die Verwendung von Zeolith 3 A für die Immobilisierung von Kr-85. Aufgrund von experimentellen Messungen sei eine Netto-Leckage des sorbierten Kr bei einer Lagerung bei 323 K von 35% in ca. 8 Jahren vorausgesagt worden. Die Desorption von Kr aus beladenem Zeolith 3 A sei größer als bei Sodalith.
  • Eine Reihe von verschieden hergestellten, ausgelaugten und nicht ausgelaugten Sodalith-Sorten wurden auf ihre Fähigkeit, Krypton oder Krypton-Xenon-Mischungen einzuschließen, untersucht (R. W. Benedict, A. B. Christensen, J. A. Del Debbio, J. H. Keller, D. A. Knecht: Technical and Economic Feasibility of Zeolite Encapsulation for Krypton-85 Storage; DOE-Report Nr. ENICO-1011, Sept. 1979). Die Autoren verwendeten bei ihren Arbeiten zum Einkapseln von Krypton Temperaturen zwischen 670 K und 850 K, sowie Drücke zwischen 1200 und 2000 bar. Zur Beurteilung der für die Einkapselung von Krypton am besten brauchbaren Zeolithe wurden an unbehandelten K-ausgetauschten, Csausgetauschten, Rb-ausgetauschten Zeolithen A und an verschiedenen Sodalith-Sorten die jeweiligen maximalen Beladungen sowie die jeweiligen Temperatur- und Strahlenbeständigkeiten in bezug auf die Gasdiffusion aus den beladenen Zeolithen (Krypton-Leckagen) untersucht und die Ergebniswerte miteinander verglichen. Es wurden Krypton-Beladungen von 20 bis 40 Normal-cm3/g Sodalith bzw. Zeolith A gefunden. Die Beladungswerte für ausgelaugten Sodalith waren höher als für nicht ausgelaugten Sodalith. Krypton-Leckage-Messungen wurden bei Temperaturen zwischen 570 K und 775 K für kurze Zeiten (ca. 2 bis 24 Stunden) und bei einer Temperatur von 423 K für lange Zeiten (ca. 1 bis 12 Monate) ausgeführt. Die Leckageraten waren niedriger:
    • a) für Proben mit niedrigem Gehalt gegenüber Proben mit hohem Gehalt an adsorbiertem H20,
    • b) für Proben mit hoher ursprünglicher Krypton-Beladung gegenüber Proben mit niedrigerer Belastung,
    • c) für unausgelaugten gegenüber ausgelaugten Sodalith.
  • Benedikt et al. zogen aus den Untersuchungsergebnissen den Schluß, daß für unausgelaugten Sodalith mit einer Krypton-Beladung von ungefähr 20 cm3/g und mit niedrigen Mengen von adsorbiertem Wasser eine 10-Jahres-Leckage an Krypton bei einer Endlagertemperatur von 423 K von weniger als 0,1% vorausgesagt werden kann.
  • Unter Berücksichtigung der Kr-85-Zerfallswär- me schien Sodalith (mit der Formel Na20 x A1203 x2 Si02 x 2,5 H20) nach der Beladung mit Edelgas thermisch ausreichend stabil zu sein, um ohne Verwendung einer technisch nur sehr aufwendigen, evtl. im Abroll- oder Wirbelschicht-Verfahren zu bewerkstelligenden Porenschließung mit einem noch herauszufindenden, strahlenbeständigen Harz die Immobilisierung von Krypton-85 über 100 Jahre hinweg zu gewährleisten. Die zunächst theoretisch unter Zugrundelegung der Aktivierungsenergie für die Gasdiffusion aus dem Zeolith durch Extrapolation ermittelte thermische Langzeitstabilität bei Temperaturen über 423 K konnte jedoch experimentell nicht bestätigt werden. Versuche mit Sodalith-Proben, die mit Argon beladen wurden (anstelle des Kryptons wurde das billigere Argon für die Versuche verwendet, da die kinetischen Atomdurchmesser einander sehr ähnlich sind: Krypton 0,39 nm und Argon 0,37 nm), haben gezeigt, daß bereits bei 473 K die thermische Stabilität der beladenen Sodalith-Proben unzureichend war. Bei 30,5 Normal-cm3Ar/g beladenes Sodalith wurden bei 473 K nach 1080 Stunden bereits 52% des eingeschlossenen Gases freigesetzt. Diesem für eine Endlagerung unerwünschten Effekt kann nur durch Einschränkung der Beladung bzw. Verwendung eines porenschließenden Harzes entgegengewirkt werden. Eine geringe Beladung ist aber mit einer Wirtschaftlichkeitseinbuße und erhöhten Abfallvolumina verbunden. Die homogene Einbettung von hochaktiven, heißen Preßlingen in einem Harz ist ein technisch schwieriges Unterfangen. Hinzu kommt, daß die als optimal empfohlenen Beladungsbedingungen, beispielsweise bei einer Temperatur von 773 K und einem Druck von 2000 bar, bei der Arbeit mit hohen Inventaren radioaktiver Gase unerfreulich sind. Da der Einsatz mindestens eines Kompressors erforderlich ist, ist der Aufwand zur Geringhaltung von betriebsbedingten Leckagen an den Vorrichtungen erheblich. Eine sicherheitstechnisch komplizierte Hochdruckanlage wird zur Voraussetzung.
  • Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zu schaffen, mit welchem zukünftig anfallende große Inventare radioaktiver Edelgase so verfestigt werden können, daß sie auch bei Temperaturen von 473 K und darüber aus der sie enthaltenden Endlager-Matrix nicht freigesetzt werden. Weiterhin ist es Aufgabe der Erfindung, eine möglichst große Menge Edelgas pro Gewichtseinheit Endlager-Matrix zu fixieren. Selbstverständlich sollen gleichzeitig alle Nachteile der bisher bekannten Verfahren zur Verfestigung von Edelgasen mit dem erfindungsgemäßen Verfahren vermieden werden.
  • Die der Erfindung zugrundeliegende Aufgabe wird in überraschend einfacher Weise erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß als Matrix ein erdalkalisubstituierter Zeolith 5 A der allgemeinen Zusammensetzung
    Figure imgb0001
    wobei M ein Metall aus der Gruppe Mg, Ca, Ba oder Sr bedeutet, eingesetzt wird und die Matrix zum irreversiblen Einschluß des Kryptons während des Einpressens auf eine Temperatur über 720 K erhitzt wird.
  • Unter Verwendung des erfindungsgemäß ausgewählten Zeolithen ist die Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung dadurch gekennzeichnet, daß man
    • a) den Zeolithen in ein Behältnis bringt, das Behältnis verschließt,
    • b) das verschlossene Behältnis auf einen Druck unter 1 mbar evakuiert,
    • c) danach das Edelgas in das evakuierte Behältnis einbringt und bei einer Temperatur im Bereich von 720 K bis 870 K und unter einem Druck im Bereich von 200 bar bis ca. 2000 bar in den Hohlräumen des Zeolithen fixiert und
    • d) schließlich den mit dem Edelgas beladenen Zeolithen in an sich bekannter Weise abkühlt.
  • Die fixierende Wirkung der erdalkalisubstituierten Zeolithe vom Typ 5 A, wie sie im erfindungsgemäßen Verfahren verwendet werden, für die Edelgase Argon und Krypton war überraschend, weil diese Zeolithe x-Hohlräume mit Porenöffnungen um 0,5 nm aufweisen, die wesentlich weiter sind als die kinetischen Durchmesser der Edelgasatome. Diese Zeolithe haben jedoch ß-Hohlräume mit Porenöffnungen um 0,22 nm, die bislang für den Edelgas-Einschluß nicht in Betracht gezogen wurden. Es wird daher angenommen, daß während der Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens die Edelgasatome über die großporigen a-Hohlräume in die ß-Hohlräume gelangen und dort thermisch stabil zurückgehalten werden. Mit den bisher durchgeführten Beladungsversuchen (bis 2000 bar) konnten Argon-Beladungen bis zu 57 Ncm3/g (bezogen auf die beladene Zeolithmasse) Zeolith erreicht werden. Die Untersuchung der thermischen Beständigkeit von Erdalkali-Zeolithen vom Typ 5 A, die mit Krypton beladen waren, ergaben, daß innerhalb der experimentellen Genauigkeit nach 2520 Stunden bei 473 K bzw. nach 3500 Stunden bei 673 K kein Gas freigesetzt wurde. Hierbei wurde die Beladung der Zeolithe vor und nach der Wärmebehandlung bestimmt. Die Genauigkeit dieser Bestimmungen betrug ±5Q/o. Zusätzliche Versuche mit einer verhältnismäßig hohen Aufheizrate (zu Beginn etwa 50 K/min, ab 870 K absinkend bis auf etwa 20 K/min) zeigten, daß das Herausdiffundieren des Krypton aus dem Zeolithen erst bei ca. 1080 K begann. Zwischen 1080 K und 1180 K wurden jedoch nur etwa 1 bis 3% der Gesamtbeladung freigesetzt (nach ca. 16 bis 20 Minuten). Der Hauptanteil des eingeschlossenen Gases entwich aus dem Kristallgefüge erst im Temperaturbereich zwischen 1180 K und 1380 K (nach 20 bis 29 Minuten). Eine Vergleichsprobe aus mit Krypton beladenem ausgelaugtem Sodalith wurde der gleichen Temperaturbehandlung unterzogen. Bereits nach 7 Minuten, d. h. bei einer Temperatur von 675 K begann die Entgasung. Der unter diesen Bedingungen entweichende Hauptanteil des Edelgases wurde zwischen 775 K und 1180 K freigesetzt.
  • Die im erfindungsgemäßen Verfahren verwendbaren Erdalkali-Zeolithe sind gegenüber y-Strahlung beständig. Proben, die fixiertes Argon enthielten und einer y-Dosis von 106 J/kg ausgesetzt waren, zeigten keine nennenswerten Veränderungen. Ebenso erwiesen sich beladene Proben, die mehrere Tage in Wasser gelagert wurden, hinsichtlich der Gasfixierung als stabil.
  • Weiterhin wurden Versuche durchgeführt, um die Verteilung der eingepreßten Edelgasmenge in einen Zeolithen auf die α- und ß-Hohlräume feststellen zu können. Die Beladung wurde in einem Temperaturbereich von etwa 710 K bis 810 K durchgeführt, wobei die maximale Beladung bei 770 K etwa 50 Ncm3/g betrug. Es wurde gefunden, daß die Beladung der a-Hohlräume bei 710 K beginnt, bald danach steil ansteigt, um bereits bei ca. 730 K wieder langsam abzusinken bis zu einer Temperatur von etwa 780 K, bei der die Beladung der a-Hohlräume praktisch Null ist. Obwohl die Beladung der ß-Hohlräume bei dieser Temperatur etwas unterhalb des Maximums liegt (ca. 43 Ncm3/g, bezogen auf das beladene Zeolith), ist diese Temperatur bei den gegebenen Versuchsbedingungen als optimale Beladungstemperatur anzusehen. Durch die ausschließliche Beladung der ß-Hohlräume in Zeolithen werden die Voraussetzungen geschaffenfür
    • a) eine Verminderung der Gasdiffusion aus der beladenen Zeolith-Matrix, so daß auch bei hohen Beladungen auf porenschließende Verfahren (Harz, Glas usw.) verzichtet werden kann und gleichzeitig noch eine Zunahme der Sicherheit sowohl während des Transportes des verfestigten radioaktiven Gases als auch während der Lagerung gewährleistet ist;
    • b) das Einpressen des Edelgases bei relativ niedrigem Druck (beispielsweise bei weniger als 600 bar);
    • c) die Fixierung ohne Kompressor bzw. unter Anwendung einer Kombination Kryo-/Hochdruckautoklav und demzufolge Reduzierung potentieller Leckagequellen und Verminderung des freien Inventars an radioaktivem Edelgas;
    • d) die Rückgewinnung des nach der Einpressung nicht fixierten, beispielsweise in den Leitungen der Vorrichtung sich befindenden Spaltedelgases durch Kryo-Pumpwirkung.
  • Anstelle der bisher erforderlichen mechanischen Kompression kann das in einem Autoklaven befindliche Gas entweder von einem Vordruck durch einfache Temperaturerhöhung auf den 3,3mal höheren Druck oder durch Verwendung des Kryo-Pumpprinzips bis auf noch höhere Drücke gebracht werden. Ein weiterer Vorteil des erfindungsgemäßen Verfahrens ist die Verminderung der Materialbeanspruchung, die durch die Druckverminderung im erfindungsgemäßen Verfahren gegenüber dem Verfahren zum Stande der Technik erreicht wird.
  • Im folgenden wird die Erfindung durch einige Beispiele und Versuche erläutert. Die Erfindung ist jedoch nicht auf die angegebenen Beispiele beschränkt. Die in den Beispielen genannten Erdalkali-Zeolithe sind handelsübliche Produkte verschiedener Hersteller- bzw. Vertreiber-Firmen (jedoch sämtliche 5 A-Zeolithe), deren Produktbezeichnungen nicht auf die chemische Zusammensetzung schließen lassen. Aus diesem Grunde wurde für die im erfindungsgemäßen Verfahren brauchbaren Zeolithe die Bezeichnung Z 1 bis Z 6 ohne Hinweis auf die Hersteller- bzw. Vertreiber-Firma verwendet.
  • Beispiel 1
  • Zeolith Z 3 wurde bei einer Temperatur um 823 K und einem Druck von 210 bar mit Krypton beladen. Die bei diesen Bedingungen erreichbare Beladung betrug 17,2 Ncm3/g beladener Zeolith. Zur Ermittlung der thermischen Stabilität wurde der beladene Zeolith 3500 Stunden lang bei einer Temperatur von 673 K gelagert.
  • Die anschließend wiederholte Bestimmung der Kryptonbeladung zeigte, daß unter diesen Bedingungen kein Gas entwichen war.
  • Beispiel 2
  • Mehrere Proben aus Zeolith Z 5 wurden nach einer Vorbehandlung bei 420 K bis 470 K im Vakuum mit Argon bei ca. 620 bar und 823 K beladen. Die thermische Stabilität der beladenen Zeolith-Proben wurde nach verschiedenen Standzeiten bei zwei verschiedenen Lagertemperaturen durch nochmalige Bestimmung der Beladung untersucht. Die Proben, die einer Lagertemperatur von 473 K ausgesetzt waren, zeigten sowohl nach einer Standzeit von 1080 Stunden als auch nach einer Standzeit von 2520 Stunden eine praktisch unveränderte Argonbeladung. Die erhaltenen Differenzen der Ergebniswerte lagen innerhalb der experimentellen Genauigkeit. Auch die Proben, die eine Lagertemperatur von 673 K auszuhalten hatten, wiesen nach einer Standzeit von 160 bzw. 763 Stunden keine Argonverluste auf.
  • Beispiel 3
  • Proben aus Zeolith Z 6, die bei 260 bar und 773 K mit Argon beladen wurden, zeigten weder nach 1080 Stunden bei 473 K noch nach 160 Stunden bei 683 K eine Verringerung der Edelgasbeladung an.
  • Demgegenüber wies ein im erfindungsgemäßen Verfahren nicht verwendbarer Zeolith der Bezeichnung 3 A mit einer Beladung von 42,6 Ncm3/g Zeolith nach einer Lagerzeit von 1080 Stunden und einer Lagertemperatur von 473 K einen Argonverlust von 57% der ursprünglichen Beladung auf. Eine Probe des Zeolithen 3 A mit der gleichen Beladung (42,6) wurde 17,5 Stunden einer Lagertemperatur von 673 K ausgesetzt. Der danach durch erneute Bestimmung der Beladung festgestellte Argonverlust betrug 88%. Ein ähnliches Verhalten zeigten Sodalith-Proben mit einer Beladung von 30,5 Ncm3/g beladener Zeolith: Nach 1080 Stunden bei einer Lagertemperatur von 473 K waren 52% des Argon entwichen und nach 15 Stunden bei einer Lagertemperatur von 673 K sogar 96% der ursprünglichen Beladung.
  • Beispiel 4
  • Zeolithe verschiedener Herkunft wurden unter gleichen Bedingungen untersucht und ihre Beladungswerte gemessen. Nach einer Vorbehandlung bei 425 K bis 475 K im Vakuum wurde in die Zeolith-Proben Krypton unter einem Druck von 1000 bar bei einer Beladungstemperatur von 770 bis 795 K eingepreßt. Es ergaben sich folgende Beladungswerte:
    • Z 1 - 49,0 Ncm3/g beladener Zeolith
    • Z 2 - 44,3 Ncm3/g beladener Zeolith
    • Z 3 - 38,4 Ncm3/g beladener Zeolith
    • Z4 - 37,4 Ncm3/g beladener Zeolith
    • Z 5 - 36,0 Ncm3/g beladener Zeolith
    • Z 6 - 29,0 NCM 3/g beladener Zeolith
  • Die Beladungswerte werden mit zunehmender Beladung höher, wenn sie auf den unbeladenen Zeolith bezogen werden. Während der Wert 20 Ncm3/g, bezogen auf den beladenen Zeolith, den Wert 21,6 Ncm3/g, bezogen auf den unbeladenen Zeolith, ergibt, erhöht sich der Beladungswert von 60 Ncm3/g beladener Zeolith auf 77,4 Ncm3/g unbeladener Zeolith. Der zuletzt angegebene Wert wurde bei einem Druck von 2500 bar erhalten.
  • Vergleicht man die von Benedict et al. für die Anwendung ihres Verfahrens empfohlenen Arbeitsbedingungen, nämlich bei Temperaturen von 850 K oder darüber und bei Drücken von 1660 bar oder darüber eine Beladung von 20 cm3 Krypton pro Gramm Zeolith zu erreichen, mit den Betriebsbedingungen des erfindungsgemäßen Verfahrens, die erforderlich sind, um eine Beladung von 20 Ncm3 Krypton pro Gramm unbeladener Zeolith zu erhalten, so werden die gravierenden Vorteile des erfindungsgemäßen Verfahrens deutlich: Man benötigt lediglich einen Beladungsdruck von ca. 300 bar bei einer Temperatur von 793 K.
  • Versuch 1
  • Mit 37,2 Ncm3 Krypton pro Gramm beladener Zeolith Z 3 wurde einer y-Bestrahlungsdosis von 1,75 mal 10g rad ausgesetzt. Der beladene Zeolith wurde in Neon bestrahlt, die Bestrahlungsdauer betrug ca. 2 Monate. Die Analyse der Gasphase nach der Bestrahlung ergab, daß nur eine sehr geringe Menge Krypton (0,009%) aus der Zeolith-Matrix entwichen war, die vermutlich auf nicht optimale Beladungsbedingungen (geringfügiger x-Hohlraum-Beitrag) zurückzuführen ist. Die Bestimmung der Kryptonbeladung des Zeolithen nach der Bestrahlung zeigte keinen erkennbaren Kryptonverlust, der Wert lag innerhalb der experimentellen Genauigkeit.
  • Versuch 2
  • Untersuchung des Einflusses einer Wasserlagerung auf die Gasdiffusion aus dem beladenen Zeolithen:
    • Ein mit 37,4 Ncm3 Krypton pro Gramm beladener Zeolith Z4 wurde bei Raumtemperatur ungefähr 750 Stunden in Wasser gelagert. Nach einer 12 Stunden dauernden Trocknung in einem Ofen bei 423 K ergab die erneute Bestimmung der Beladung 36,9 Ncm3 Kr/g, d. h. der Beladungswert blieb innerhalb der experimentellen Genauigkeit, ein Kryptonverlust konnte nicht nachgewiesen werden.
  • Vergleich zwischen der Lagerung von Krypton in Druckgasflaschen und der Einbettung von Krypton in Erdalkali-Zeolithen des Typs 5 A:
    • Wird in eine 50-I-Druckgasflasche 1 Normalkubikmeter Krypton gefüllt, so errechnet sich der Druck auf die Flaschenwand zu 22,6 bar. Bettet man die qleiche Krvptonmenqe in einen 5 A-Zeolithen ein, so erhält man für das Volumen des beladenen Zeolithen bei einer Beladung von 21,6 Ncm3/g ein gegenüber dem Volumen der Druckgasflasche nur gering erhöhtes Volumen von 66,1 1, bei einer Beladung von 47,1 Ncm3/g ein Volumen von nur etwas mehr als die Hälfte des Druckgasflaschenvolumens, nämlich 30,4 und bei einer Beladung von 77,4 Ncm3/g etwa
      Figure imgb0002
      des Druckgasflaschenvolumens, nämlich 18,51. Bei der Aufnahme von 3 Normalkubikmeter Krypton ist also das Volumen des beladenen Zeolithen etwa gleich dem Volumen einer Druckgasflasche, die aber in diesem Falle unter einem Druck von 71,4 bar steht. Das 11/2fache Volumen eines mit 77,4 Ncm3/g beladenen Zeolithen gegenüber dem Volumen einer Druckgasflasche entspricht etwa 4 Nm3 Krypton bei einem Druck von 102 bar in der Druckgasflasche.

Claims (2)

1. Verfahren zur endlagerreifen Verfestigung von radioaktivem Krypton, bei welchem das Edelgas in eine Zeolith-Matrix bei erhöhter Temperatur und unter hohem Druck eingepreßt und unter Beibehaltung des Druckes durch Kühlen der Matrix in deren Hohlräume gehalten wird, dadurch gekennzeichnet, daß als Matrix ein erdalkalisubstituierter Zeolith 5 A der allgemeinen Zusammensetzung
Figure imgb0003
wobei M ein Metall aus der Gruppe Mg, Ca, Ba oder Sr bedeutet, eingesetzt wird und die Matrix zum irreversiblen Einschluß des Kryptons während des Einpressens auf eine Temperatur über 720 K erhitzt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man
a) den Zeolithen in ein Behältnis bringt, das Behältnis verschließt,
b) das verschlossene Behältnis auf einen Druck unter 1 mbar evakuiert,
c) danach das Edelgas in das evakuierte Behältnis einbringt und bei einer Temperatur im Bereich von 720 K bis 870 K und unter einem Druck im Bereich von 200 bar bis ca. 2000 bar in den Hohlräumen des Zeolithen fixiert und
d) schließlich den mit dem Edelgas beladenen Zeolithen in an sich bekannter Weise abkühlt.
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