WO1990005365A1 - Verfahren zur vorbereitung radioaktiver abfälle für die endlagerung - Google Patents
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- WO1990005365A1 WO1990005365A1 PCT/CH1989/000196 CH8900196W WO9005365A1 WO 1990005365 A1 WO1990005365 A1 WO 1990005365A1 CH 8900196 W CH8900196 W CH 8900196W WO 9005365 A1 WO9005365 A1 WO 9005365A1
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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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
- G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
Definitions
- the invention relates to a method for preparing radioactive waste for final storage, according to the preamble of claim 1. Furthermore, the invention relates to a pressure vessel for performing this method.
- radioactive waste requires the highest level of safety for the entire environment. This means direct radiation safety and indirect protection against the escape of radioactive substances and also against corrosion or other chemical or physical decomposition of the containers. Such protection is to be interpreted as long-term protection, which must be adapted to the decay times of the radioactive substances to be deposited. Since radioactive waste also includes products with half-lives of several thousand years, the requirements for storage containers for the radioactive are Accordingly, fabrics are very high. The containers are not only at risk of corrosion from the outside, for example due to unforeseen water ingress into the deposit, but also from the inside if special measures are not taken to avoid such phenomena.
- radioactive waste at the source into transportable collecting vessels which contain a certain shield, generally in the form of a lead jacket, from the outside.
- a certain shield generally in the form of a lead jacket
- Common barrels are e.g. approx. 50 cm in diameter and 80 cm high. These barrels are used for the temporary storage of radioactive waste. Since the waste originates from a wide variety of technical fields, chemical and / or physical conversions, in particular in a gas or air atmosphere, must be expected. Furthermore, the collection vessels are at risk of decomposition due to external corrosion if protective measures are not taken from the outset and their effectiveness is continuously checked.
- this object is achieved by the features defined in patent claim 1.
- the advantage of this solution is that the receptacles with the radioactive waste are absolutely hermetically sealed from the outside, and that the interior of a corresponding pressure vessel is free of corrosive gases, e.g. also of air, and that the barrels are mechanically absolutely stable in a certain position to each other, so that even with later vibrations, such as in earthquakes, no mechanical damage can occur which would lead to the formation of cavities.
- a pressure vessel according to the invention for carrying out the method according to the invention offers radiation protection on the outside, corrosion protection on the inside and outside, and sufficient mechanical strength against external pressure, so that the container can be lowered to great depths, be it in the ground or at sea depths of up to approx . 10,000 meters.
- the pressure vessel is also hermetically complete - 4 -
- This termination is also corrosion-resistant.
- FIG. 1 shows the schematic sectional illustration of a pressure vessel with collecting vessels stored therein, which contain the radioactive waste
- Fig. 2 shows an example of the closure between parts of a pressure vessel.
- the pressure vessel 1 shown as an example in FIG. 1 is designed as a spherical vessel. Its wall consists of a steel wall 3, which is covered on the inside with a radiation protection layer 4 and on the outside with a corrosion protection layer 5. An inner plastic protective layer 6 is applied to the radiation protection layer 4 and an outer plastic protective layer 7 is applied to the corrosion layer 5.
- the steel wall 3 is dimensioned such that a ball with an inner diameter of 5.3 meters can withstand an external pressure of 1150 atm, as prevails at a depth of 10,000 meters.
- a suitable wall thickness is 125 mm.
- the radiation protection layer 4 has a thickness of 50 mm in the example. It consists of an intensely radiation-absorbing material.
- the corrosion protection layer 5 is also 50 mm thick in the example. It consists of an extremely long-term stable corrosion protection material to protect the steel wall 3.
- the inner plastic protective layer 6 and the outer plastic protective layer 7 are each approximately 20 mm thick in the example. They serve to protect the layers underneath from mechanical damage when filling or depositing the pressure vessel.
- the plastic protective layers therefore consist of a particularly shock-resistant, yet high-strength and extremely long-term stable plastic. The different layers have an adhesive effect on one another that cannot be removed chemically or physically.
- The. Pressure vessel 1 is made from two hemispheres which are connected to one another after filling, for example with the aid of the flange connection shown in FIG. 2.
- a flange 11 attached to the wall of the lower hemisphere interacts with a counter flange 12 on the upper hemisphere.
- An annular groove 13 in one of the flanges receives an annular tongue or nose 14 in the other flange, so that the mutual position of the hemispheres is immovably determined is.
- the container is closed by connecting elements 15 which are distributed over the entire circumference of the flange.
- the pressure vessel 1 is filled by inserting the collecting vessels 2 and then completely filling the interstices with liquid or at least viscous filling material 8. Subsequent solidification of the filling material fixes the position of the collecting vessels 2 immovably. When filling the intermediate spaces, it is imperative to ensure that there are no gas or air pockets or other cavities from which a later corrosion or a buoyancy effect could result from the accumulation of gases.
- a suitable filling material is e.g. Concrete (e.g. concrete 600).
- the filling material can also be enriched with radiation-absorbing material.
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Abstract
Zur Vorbereitung von radioaktiven Abfällen für die Endlagerung werden transportable, abgeschirmte Sammelgefässe mit den Abfällen in einen Druckbehälter (1) eingesetzt. Alle Zwischenräume innerhalb des Druckbehälters werden mit Füllmaterial (8) restlos aufgefüllt. Der vollständig gefüllte und von Hohlräumen befreite Innenraum wird hermetisch nach aussen abgeschlossen. Der Druckbehälter ist nach innen mit einer Strahlenschutzschicht (4) sowie mit einer inneren Schutzschicht (6) zum Schutz vor mechanischen Beschädigungen beschichtet. Nach aussen ist er mit einer Korrosionsschutzschicht (5) sowie mit einer äusseren Schutzschicht (7) beschichtet. Der Druckbehälter schliesst die Sammelgefässe mit den radioaktiven Abfällen absolut hermetisch nach aussen ab. Auch in Umgebung von Wasser oder bei Erschütterungen, wie z.B. bei Erdbeben, können keine korrosiven oder mechanischen Beschädigungen auftreten.
Description
Verfahren zur Vorbereitung radioaktiver Abfälle für die Endlagerung
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Vorbereitung radioaktiver Abfälle für die Endlagerung, gemäss dem Oberbegriff des Patentanspruchs 1. Ferner betrifft die Erfindung einen Druckbehälter zur Durchführung dieses Verfahrens.
Die Endlagerung von radioaktiven Abfällen verlangt ein Höchstmass an Sicherheit für die gesamte Umwelt. Dies be¬ deutet direkte Strahlensicherheit sowie indirekter Schutz gegen das Austreten von radioaktiven Substanzen sowie auch gegen Korrosion oder sonstige chemische oder physikalische Zersetzung der Behälter. Ein derartiger Schutz ist als Lang¬ zeitschutz auszulegen, der an die Zerfallszeiten der abzu¬ lagernden radioaktiven Stoffe angepasst sein muss. Da sich unter den radioaktiven Abfallstoffen auch Produkte mit Halbwertszeiten von mehreren tausend Jahren befinden, sind die Anforderungen an Lagerbehälter für die radioaktiven
Stoffe entsprechend sehr hoch. Korrosionsgefahr droht den Behältern nicht nur von aussen, z.B. durch unvorhergesehenen Wassereinbruch in die Lagerstätte, sondern auch von innen, wenn nicht besondere assnahmen zur Vermeidung solcher Erscheinungen getroffen werden.
Es ist üblich, die radioaktiven Abfälle an der Quelle be¬ reits in transportable Sammelgefässe zu füllen, die nach aussen hin eine gewisse Abschirmung, in der Regel in Form eines Bleimantels, enthalten. Gebräuchliche Fässer sind z.B. ca. 50 cm im Durchmesser und 80 cm hoch. Diese Fässer dienen der Zwischenlagerung der radioaktiven Abfälle auf begrenzte Zeit. Da die Abfälle aus den verschiedensten technischen Bereichen stammen, muss mit chemischen und/oder physika¬ lischen Umwandlungen, insbesondere in einer Gas- oder Luft¬ atmosphäre, gerechnet werden. Ferner droht den Sammel- gefässen Zersetzung durch äussere Korrosion, wenn nicht von vornherein Schutzmassnahmen getroffen werden und ihre Wirksamkeit laufend überprüft wird.
Vermehrt gelten diese Anforderungen bei der Endlagerung der Sammelgefässe. Für die Endlagerung bleiben die Abfälle un¬ verändert in den Sammelgefässen. Endlagerung bedeutet also eine sachgerechte Ablagerung der Sammelgefässe mit den darin befindlichen radioaktiven Abfällen.
Es ist Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein Verfahren zur Vorbereitung von radioaktiven Abfällen für die Endlagerung zu entwickeln, welches nach den derzeitigen wissenschaftliche Erkenntnissen ein Höchstmass an Sicherheit zu bieten vermag.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäss durch die im Patent¬ anspruch 1 definierten Merkmale gelöst. Der Vorteil dieser Lösung besteht darin, dass die Sammelgefässe mit den radio¬ aktiven Abfällen absolut hermetisch nach aussen abgeschlos¬ sen werden, dass der Innenraum eines entsprechenden Druck¬ behälters frei von korrosiven Gasen, z.B. auch von Luft, ist und dass ausserdem die Fässer mechanisch absolut stabil in einer einmal bestimmten Lage zueinander fixiert sind, so dass auch bei späteren Erschütterungen, wie z.B. bei Erd¬ beben, keine mechanischen Beschädigungen auftreten können, die zur Bildung von Hohlräumen führen würden.
Ein erfindungsgemässer Druckbehälter zur Duchführung des erfindungsgemässen Verfahrens bietet Strahlenschutz nach aussen, Korrossionsschutz nach innen und nach aussen, sowie eine genügende mechanische Festigkeit gegen äusseren Druck, so dass sich der Behälter in grosse Tiefen absenken lässt, sei es im Erdboden oder auf Meesestiefen bis zu ca. 10'000 Meter. Der Drckbehalter ist ausserdem hermetisch vollständig
- 4 -
nach aussen abgeschlossen. Auch dieser Abschluss ist korro¬ sionsfest ausgebildet.
Einzelheiten sowie weitere Vorteile der Erfindung werden im folgenden anhand von Ausführungsbeispielen mit Hilfe der Zeichnungen näher erläutert. Es zeigen:
Fig. 1 die schematische Schnittdarstellung eines Druck¬ behalters mit darin gelagerten Sammelgefässen, welche die radioaktiven Abfälle enthalten, und
Fig. 2 ein Beispiel für den Verschluss zwischen Teilen eines Druckbehälters.
Der als Beispiel in Fig. 1 dargestellte Druckbehälter 1 ist als Kugelbehälter ausgebildet. Seine Wand besteht aus einer Stahlwand 3, die innen mit einer Strahlenschutzschicht 4 und aussen mit einer Korrosionsschutz-Schicht 5 überzogen ist. Auf die Strahlenschutzschicht 4 ist eine innere Kunststoff- Schutzschicht 6 und auf die Korrosionsschicht 5 eine äussere Kunststoff-Schutzschicht 7 aufgebracht.
Die Stahlwand 3 ist im Beispiel derart bemessen, dass eine Kugel von 5,3 Meter Innendurchmesser einem Aussendruck von 1150 atm standhält, wie er etwa in 10'000 Meter Meerestiefe herrscht. Eine dazu geeignete Wandstärke liegt bei 125 mm.
Die Strahlenschutzschicht 4 weist im Beispiel eine Stärke von 50 mm auf. Sie besteht aus einem intensiv strahlenabsor¬ bierenden Material. Die Korrosionsschutz-Schicht 5 ist im Beispiel ebenfalls 50 mm dick. Sie besteht aus einem extrem langzeitstabilen Korrosionsschutzmaterial zum Schutz der Stahlwand 3. Die innere Kunststoff-Schutzschicht 6 und die äussere Kunststoff-Schutzschicht 7 sind im Beispiel je ca. 20 mm dick. Sie dienen dem Schutz der darunter befindlichen Schichten vor mechanischen Beschädigungen beim Füllen bzw. bei der Ablagerung des Druckbehälters. Die Kunststoff- Schutzschichten bestehen daher aus einem besonders stόss- elastischen und trotzdem hochfesten sowie extrem langzeit¬ stabilen Kunststoff. Die verschiedenen Schichten besitzen untereinander eine Haftwirkung, die sich weder chemisch noch physikalisch aufheben lässt.
Der. Druckbehälter 1 ist aus zwei Halbkugeln gefertigt, die nach dem Auffüllen z.B. mit Hilfe der in Fig. 2 gezeigten Flanschverbindung, miteinander verbunden werden. Ein an der Wand der unteren Halbkugel angesetzter Flansch 11 wirkt mit einem Gegenflansch 12 an der oberen Halbkugel zusammen. Eine Ringnut 13 in einem der Flansche nimmt eine ringförmige Feder oder Nase 14 im anderen Flansch auf, so dass die ge¬ genseitige Position der Halbkugeln unverrückbar bestimmt
ist. Geschlossen wird der Behälter durch Verbindungselemente 15, die über den gesamten Umfang des Flansches verteilt sind.
Anschliessend werden alle Nahtstellen zwischen den Behälter¬ teilen durch Schweissnähte 16, 17 hermetisch geschlossen. Schliesslich wird die verschweisste Flanschverbindung mit der Korrosionsschicht 5 und der äusseren Kunststoff- Schutzschicht 7 überzogen.
Das Füllen des Druckbehälters 1 erfolgt durch Einsetzen der Sammelgefässe 2 und anschliessendes restlosen Auffüllen der Zwischenräume mit flüssigem oder zumindest zähflüssigem Füllmaterial 8. Durch ein anschliessendes Verfestigen des Füllmaterials werden die Sammelgefässe 2 unverrückbar in ihrer Lage fixiert. Beim Füllen der Zwischenräume ist unbe¬ dingt sicherzustellen, dass keine Gas- oder Lufteinschlüsse oder andere Hohlräume entstehen, von denen eine spätere Kor¬ rosion oder eine Auftriebswirkung durch Ansammeln von Gasen ausgehen könnte. Als Füllmaterial eignet sich z.B. Beton (z.B. Beton 600). Das Füllmaterial kann zusätzlich mit strahlungsabsorbierendem Material angereichert sein.
Claims
1. Verfahren zur Vorbereitung von radioaktiven Abfällen für die Endlagerung, wobei die Abfälle in transportablen, abge¬ schirmten Sammelgefässen enthalten sind, dadurch gekenn¬ zeichnet, dass die Sammelbehälter (2) in einen Druckbehälter (1) eingesetzt werden, dass alle Zwischenräume innerhalb des Druckbehälters mit Füllmaterial (8) restlos aufgefüllt werden, dass das Füllmaterial anschliessend verfestigt wird und dass der vollständig gefüllte und von Hohlräumen be¬ freite Innenraum hermetisch nach aussen abgeschlossen wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Füllmaterial (8) vor dem Einfüllen mit strahlenabsor¬ bierendem Material angereichert wird.
3. Druckbehälter zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass eine die mecha¬ nischen Kräfte aufnehmende Behälterwand (3) nach innen mit einer Strahlenschutzschicht (4) sowie mit einer inneren Schutzschicht (6) zum Schutz vor mechanischen Beschädigungen beschichtet ist.
4. Druckbehälter nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, dass die Behälterwnd (3) nach aussen mit einer Korrosions¬ schutzschicht (5) sowie mit einer äusseren Schutzschicht (7) zum Schutz vor mechanischen Beschädigungen beschichtet ist.
5. Druckbehälter nach Anspruch 3 oder 4, dadurch gekenn¬ zeichnet, dass die innere bzw. die äussere Schutzschicht (6, 7) aus einem hochfesten und stosselastischen Kunststoff bestehen.
6. Druckbehälter nach Anspruch 3 oder 4, dadurch gekenn¬ zeichnet, dass die Behälterwand (3) aus Stahl besteht und dass verschliessbare Verbindungsteile (11, 12) des Behälters zusätzlich durch Schweissnähte hermetisch verschlossen und mit einer Korrosionsschutzschicht (5) und mit einer Schutz¬ schicht (7) gegen mechanische Beschädigungen überzogen sind.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CH415688 | 1988-11-09 | ||
| CH4156/88-2 | 1988-11-09 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO1990005365A1 true WO1990005365A1 (de) | 1990-05-17 |
Family
ID=4270853
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/CH1989/000196 Ceased WO1990005365A1 (de) | 1988-11-09 | 1989-11-09 | Verfahren zur vorbereitung radioaktiver abfälle für die endlagerung |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| AU (1) | AU4481689A (de) |
| WO (1) | WO1990005365A1 (de) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| DE2801946A1 (de) * | 1978-01-18 | 1979-07-19 | Amtrust Ag | Verfahren zum transportieren und/oder lagern von radioaktive strahlung abstrahlenden gegenstaenden oder substanzen sowie transportabler transport- und/oder lagerungsbehaelter, insbesondere zur durchfuehrung des verfahrens |
| FR2473213A1 (fr) * | 1980-01-07 | 1981-07-10 | Ecopo | Dispositif de confinement a long terme de dechets radioactifs ou toxiques et son procede de fabrication |
| DE3028006A1 (de) * | 1980-07-24 | 1982-02-18 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zum einschluss fluessiger radioaktiver abfaelle |
| EP0057867A1 (de) * | 1981-02-03 | 1982-08-18 | Nukem GmbH | Mehrschichtiger Behälter zur sicheren Langzeitlagerung von radioaktivem Material |
-
1989
- 1989-11-09 AU AU44816/89A patent/AU4481689A/en not_active Abandoned
- 1989-11-09 WO PCT/CH1989/000196 patent/WO1990005365A1/de not_active Ceased
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| AU4481689A (en) | 1990-05-28 |
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