Abstract
In cases where fuel elements with elevated plutonium content and shorter decay time, respectively, are reprocessed (UO{sub 2}/PuO{sub 2}-mixed oxide, fast breeder). The long-lived radionuclides from the reprocessing of LWR fuel elements are spread among approximately 60% and for fuel elements from the FBR among 90% of the total waste arisings. Due to the restrictions imposed by the thermal loadability of cement or bitumen, reprocessing of shortly decayed fuel elements would lead to a major increase in the waste volume. In order to avoid these drawbacks, an advanced waste treatment system has been developed, which consists in combining the waste streams, concentrating nearly all the radionuclides into one single waste stream, reducing the wealth of different waste forms, and reducing the waste volumes. The radionuclides accounting for heat generation, dose rate and {alpha}-activity are separated from the liquid waste streams by simple methods and, together with the high-level wastes, solidified in highly leach-, temperature- and radiation-resistant matrices such as glass or ceramics. These waste forms contain more than 99% of the non-volatile fission products and transplutonium elements as well as 98% of the U and Pu, but account for only a fraction of the total amount of the radioactive waste.
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Gompper, K, and Krause, H.
An advanced treatment concept for wastes from the light water reactor and fast breeder nuclear fuel cycles; Ein fortgeschrittenes Behandlungskonzept fuer Abfaelle aus den Brennstoffkreislaeufen von Leichtwasserreaktoren und Schnellen Bruetern.
Germany: N. p.,
1991.
Web.
Gompper, K, & Krause, H.
An advanced treatment concept for wastes from the light water reactor and fast breeder nuclear fuel cycles; Ein fortgeschrittenes Behandlungskonzept fuer Abfaelle aus den Brennstoffkreislaeufen von Leichtwasserreaktoren und Schnellen Bruetern.
Germany.
Gompper, K, and Krause, H.
1991.
"An advanced treatment concept for wastes from the light water reactor and fast breeder nuclear fuel cycles; Ein fortgeschrittenes Behandlungskonzept fuer Abfaelle aus den Brennstoffkreislaeufen von Leichtwasserreaktoren und Schnellen Bruetern."
Germany.
@misc{etde_10129191,
title = {An advanced treatment concept for wastes from the light water reactor and fast breeder nuclear fuel cycles; Ein fortgeschrittenes Behandlungskonzept fuer Abfaelle aus den Brennstoffkreislaeufen von Leichtwasserreaktoren und Schnellen Bruetern}
author = {Gompper, K, and Krause, H}
abstractNote = {In cases where fuel elements with elevated plutonium content and shorter decay time, respectively, are reprocessed (UO{sub 2}/PuO{sub 2}-mixed oxide, fast breeder). The long-lived radionuclides from the reprocessing of LWR fuel elements are spread among approximately 60% and for fuel elements from the FBR among 90% of the total waste arisings. Due to the restrictions imposed by the thermal loadability of cement or bitumen, reprocessing of shortly decayed fuel elements would lead to a major increase in the waste volume. In order to avoid these drawbacks, an advanced waste treatment system has been developed, which consists in combining the waste streams, concentrating nearly all the radionuclides into one single waste stream, reducing the wealth of different waste forms, and reducing the waste volumes. The radionuclides accounting for heat generation, dose rate and {alpha}-activity are separated from the liquid waste streams by simple methods and, together with the high-level wastes, solidified in highly leach-, temperature- and radiation-resistant matrices such as glass or ceramics. These waste forms contain more than 99% of the non-volatile fission products and transplutonium elements as well as 98% of the U and Pu, but account for only a fraction of the total amount of the radioactive waste. On the other hand, most of the waste would be low-level and short-lived ({alpha}-activity < 3700 Bq/g). Application of the advanced treatment concept could reduce to half its previous value (7-8 instead of 14-15 m{sup 3}/tHM) the total volume of the waste forms from the LWR fuel cycle (UO{sub 2} or MOX). Approximately 97% of these waste forms would be low-level cement forms. The rest would be distributed among glass or ceramic waste forms (2.2%) and compacted hulls (0.8%). Not more than two storage techniques would still be necessary, namely boreholes for accommodating the high-level canisters and compartments for the low-level wastes. (orig./HP). [Deutsch] Wenn Brennelemente mit hoeherem Plutoniumanteil bzw. kurzer Kuehlzeit aufgearbeitet werden (UO{sub 2}/PuO{sub 2}-Mischoxid, Schneller Brueter) sind die langlebigen Radionuklide aus der Wiederaufarbeitung von Leichtwasserreaktor-Brennelementen ueber rund 60% und bei Brennelementen des Schnellen Brueters ueber 90% der Gesamtmenge der Abfaelle verteilt. Die Wiederaufarbeitung kurz gekuehlter Brennelemente wuerde wegen der begrenzten thermischen Belastbarkeit von Zement oder Bitumen zu einer erheblichen Zunahme des Abfallvolumens fuehren. Um diese Nachteile zu vermeiden wurde ein fortgeschrittenes Abfallbehandlungssystem entwickelt. Es hat die Zusammenfassung der Abfallstroeme, die Konzentrierung nahezu der gesamten Radionuklide in einem einzigen Abfallstrom, die Reduzierung der Vielzahl verschiedener Abfallformen und die Verringerung der Abfallvolumina zum Ziel. Dabei werden die fuer Waermeentwicklung, Dosisleistung und {alpha}-Aktivitaet verantwortlichen Radionuklide aus den fluessigen Abfallstroemen durch einfache Methoden abgetrennt und zusammen mit den hochaktiven Abfaellen in hoch auslaug-, temperatur- und strahlenbestaendigen Matrices, wie z.B. Glas oder Keramik, verfestigt. Diese Abfallformen enthalten ueber 99% der nichtfluechtigen Spaltprodukte und Transplutoniumelemente sowie 98% des U und Pu, machen aber nur einen Bruchteil der Gesamtmenge des radioaktiven Abfalls aus. Die Hauptmenge des Abfalls waere dagegen schwachaktiv und kurzlebig. Durch die Anwendung des fortgeschrittenen Behandlungskonzepts koennte das Gesamtvolumen der Abfallprodukte aus dem LWR-Brennstoffkreislauf auf die Haelfte reduziert werden. Davon waeren etwa 97% schwachaktive Zementprodukte. Der Rest wuerde sich auf Glas- oder Keramikprodukt (2,2%) und kompaktierte Huelsen (0,8%) verteilen. Es waeren nur noch zwei Einlagerungstechniken, naemlich Bohrloecher fuer die hochaktiven Kokillen und Kammern fuer die schwachaktiven Abfaelle notwendig. (orig./HP).}
place = {Germany}
year = {1991}
month = {Oct}
}
title = {An advanced treatment concept for wastes from the light water reactor and fast breeder nuclear fuel cycles; Ein fortgeschrittenes Behandlungskonzept fuer Abfaelle aus den Brennstoffkreislaeufen von Leichtwasserreaktoren und Schnellen Bruetern}
author = {Gompper, K, and Krause, H}
abstractNote = {In cases where fuel elements with elevated plutonium content and shorter decay time, respectively, are reprocessed (UO{sub 2}/PuO{sub 2}-mixed oxide, fast breeder). The long-lived radionuclides from the reprocessing of LWR fuel elements are spread among approximately 60% and for fuel elements from the FBR among 90% of the total waste arisings. Due to the restrictions imposed by the thermal loadability of cement or bitumen, reprocessing of shortly decayed fuel elements would lead to a major increase in the waste volume. In order to avoid these drawbacks, an advanced waste treatment system has been developed, which consists in combining the waste streams, concentrating nearly all the radionuclides into one single waste stream, reducing the wealth of different waste forms, and reducing the waste volumes. The radionuclides accounting for heat generation, dose rate and {alpha}-activity are separated from the liquid waste streams by simple methods and, together with the high-level wastes, solidified in highly leach-, temperature- and radiation-resistant matrices such as glass or ceramics. These waste forms contain more than 99% of the non-volatile fission products and transplutonium elements as well as 98% of the U and Pu, but account for only a fraction of the total amount of the radioactive waste. On the other hand, most of the waste would be low-level and short-lived ({alpha}-activity < 3700 Bq/g). Application of the advanced treatment concept could reduce to half its previous value (7-8 instead of 14-15 m{sup 3}/tHM) the total volume of the waste forms from the LWR fuel cycle (UO{sub 2} or MOX). Approximately 97% of these waste forms would be low-level cement forms. The rest would be distributed among glass or ceramic waste forms (2.2%) and compacted hulls (0.8%). Not more than two storage techniques would still be necessary, namely boreholes for accommodating the high-level canisters and compartments for the low-level wastes. (orig./HP). [Deutsch] Wenn Brennelemente mit hoeherem Plutoniumanteil bzw. kurzer Kuehlzeit aufgearbeitet werden (UO{sub 2}/PuO{sub 2}-Mischoxid, Schneller Brueter) sind die langlebigen Radionuklide aus der Wiederaufarbeitung von Leichtwasserreaktor-Brennelementen ueber rund 60% und bei Brennelementen des Schnellen Brueters ueber 90% der Gesamtmenge der Abfaelle verteilt. Die Wiederaufarbeitung kurz gekuehlter Brennelemente wuerde wegen der begrenzten thermischen Belastbarkeit von Zement oder Bitumen zu einer erheblichen Zunahme des Abfallvolumens fuehren. Um diese Nachteile zu vermeiden wurde ein fortgeschrittenes Abfallbehandlungssystem entwickelt. Es hat die Zusammenfassung der Abfallstroeme, die Konzentrierung nahezu der gesamten Radionuklide in einem einzigen Abfallstrom, die Reduzierung der Vielzahl verschiedener Abfallformen und die Verringerung der Abfallvolumina zum Ziel. Dabei werden die fuer Waermeentwicklung, Dosisleistung und {alpha}-Aktivitaet verantwortlichen Radionuklide aus den fluessigen Abfallstroemen durch einfache Methoden abgetrennt und zusammen mit den hochaktiven Abfaellen in hoch auslaug-, temperatur- und strahlenbestaendigen Matrices, wie z.B. Glas oder Keramik, verfestigt. Diese Abfallformen enthalten ueber 99% der nichtfluechtigen Spaltprodukte und Transplutoniumelemente sowie 98% des U und Pu, machen aber nur einen Bruchteil der Gesamtmenge des radioaktiven Abfalls aus. Die Hauptmenge des Abfalls waere dagegen schwachaktiv und kurzlebig. Durch die Anwendung des fortgeschrittenen Behandlungskonzepts koennte das Gesamtvolumen der Abfallprodukte aus dem LWR-Brennstoffkreislauf auf die Haelfte reduziert werden. Davon waeren etwa 97% schwachaktive Zementprodukte. Der Rest wuerde sich auf Glas- oder Keramikprodukt (2,2%) und kompaktierte Huelsen (0,8%) verteilen. Es waeren nur noch zwei Einlagerungstechniken, naemlich Bohrloecher fuer die hochaktiven Kokillen und Kammern fuer die schwachaktiven Abfaelle notwendig. (orig./HP).}
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