Mittels eines Pelletiergeraetes werden aus 1 kg Portlandzement mit 10% Bentonit u. 230 g MAW-Simulat-Loesung Granalien bzw. Pellets von ca. 1 cm Durchmesser hergestellt. Der Durchsatz wird durch die Wahl des Durchmessers des Pelletiertellers eingestellt. (DG)

 Die MAW-Konzentratloesung wird zum Kneten und Herstellen der Formkoerper auf einen Pelletierteller aufgesprueht. Der Zement/Ton-Mischung kann Bariumsilikathydrat zugemischt werden. (RW)

 Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Herstellung einer dichten, homogenen metallischen Gussumhuellung fuer eine Stahlkokille mit in Glas eingeschmolzenen hochradioaktiven Abfaellen. Die Erfindung gibt weiterhin eine zur Durchfuehrung des Verfahrens geeignete Vorrichtung an. Das Verfahren besteht neben dem Einbringen der Kokille in eine Form groesserer Abmessung aus der Positionierung der Kokille auf Abstand zu den Waenden mit Hilfe einer Vorrichtung, die eine Sollbruchstelle aufweist. Nach Eingiessen der Schmelze in die Kokille bis zu einer Hoehe, bei der die Sollbruchstelle mindestens vollstaendig bedeckt ist, wird diese durch Ziehen oder Drehen der Aufhaengung abgerissen. Nach vollstaendigem Erstarren der Schmelze erfolgt das Entnehmen des Gusskoerpers mit der eingegossenen Kokille. Die auf diese Weise hergestellte Verpackung weist als besonderen Vorteil eine hohe mechanische Stabilitaet bei vollstaendiger Homogenitaet der Umhuellung auf. Darueber hinaus wird eine sehr kostenguenstige Herstellung grosser Verpackungswandstaerken fuer einen gut beherrschbaren Flaechenabtrag durch Korrosion erzielt. (orig.)

 Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Verbesserung der fuer eine Langzeitlagerung erforderlichen Eigenschaften von Verfestigungen radioaktiver Festabfaelle, die in einem durch Wasser-Zugabe erhaertenden Matrix-Material inkorporiert sind. Mit der Erfindung sollen die Eigenschaften von Verfestigungsbloecken, die radioaktive Festabfaelle, wie z.B. Brennelementhuelsenabschnitte, andere radioaktive metallische Abfaelle, α-Strahler erhaltende Aschen und andere Verbrennungsrueckstaende sowie Feedklaerschlaemme aus der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe in einem mit Wasser erhaertenden Matrix-Material inkorporiert enthalten, verbessern. Insbesondere sollen eine erhoehte Strahlenbestaendigkeit und eine verringerte Radiolysegasbildung, eine erhoehte Korrosionsbestaendigkeit auch gegenueber konzentrierten Salzloesungen (z.B. gegenueber quinaerer Loesung) und gute Thermoschockresistenz erzielt werden. Dies wird dadurch erreicht, dass man als Matrix-Material ein praktisch schwundfreies, hitze- und saeurebestaendiges, roentgenamorphe, hydratphasenfreie, polymere Natrium-Aluminiumsilikate enthaltendes Material verwendet, und dass die Festabfaelle entweder mit einer zwischen 10 und 20 Vol.-% Wasser enthaltenden Suspension des Matrix-Materials verruehrt oder in eine vorgefertigte Suspension dieser Art eingeruettelt werden und das Abfall-Matrix-Gemisch danach erhaerten gelassen wird. (orig.)

 Mit Hilfe zweier Auslaugverfahren, naemlich der IAEA-Methode und eines Schnelltestes, wurde nach Wegen gesucht, die Auslaugbarkeit von Caesium und Strontium aus Produkten, die bei der Zementierung mittelaktiver Abfalloesungen aus Wiederaufarbeitungsanlagen entstehen, zu verringern. Ein bestimmter natuerlicher Calciumbentonit setzt die Auslaugbarkeit von Caesium um einen Faktor bis zu 100 herab, wobei die Wirkung mit der Menge des Zusatzes steigt. Die Strontium-Auslaugbarkeit laesst sich in geringerem Masse durch Zusatz eines Bariumsilicathydrates senken; diese Wirkung ist vor allem bei erhoehter Temperatur nachweisbar. Die Auslaugung in Salzlauge, die im Gleichgewicht mit Carnallit und anderen Salzen steht, ist deutlich geringer als die in destilliertem Wasser. Ueberschuessiges Caesium steigert die Auslaugbarkeit von Caesium. Andere Parameter wie Zementsorte, Haertzeit, Fliessmittel, Salzgehalt haben wenig oder gar keinen Einfluss. Versuche ueber das Absetzverhalten von Zementmoerteln mit simulierter Abfalloesung ergaben ein sehr unguenstiges Verhalten von Hochofenzement. (orig.)

 Das Wasser/Feststoff-Verhaeltnis der Zementprodukte mit HTO-haltigen Abwaessern wird durch Zusatz von quellfaehigem Bentonit erhoeht. Die so erhaltene Zementmilch erhaertet in einer Kunststoff- oder Metallumhuellung und wird mit dieser im Meer versenkt. (DG)

 Bei Ueberlegungen zur Langzeitsicherheit eines Endlagers fuer radioaktive Abfaelle spielt der Stoerfall eines Wassereinbruchs in die Einlagerungsorte eine herausragende Rolle. Fuer einen solchen Fall wird die Freisetzungsrate von Radionukliden haeufig mit Hilfe eines Quellterms abgeschaetzt. Einige typische Gleichungen werden vorgestellt, die unter verschiedenen Randbedingungen abgeleitet wurden. Sie ziehen vor allem Diffusion und kongruente Matrixaufloesung als zeitbestimmende Freisetzungsmechanismen in Betracht. Als Alternative und Ergaenzung wird vorgeschlagen, die Nuklidfreisetzungsrate ueber lange Zeiten nach einem Gleichgewichtskonzept abzuschaetzen. Dabei wird angenommen, dass alle Reaktionen, die zur Freisetzung von Radionukliden fuehren koennen, nach kurzer Zeit abgelaufen sind und sich ein stationaerer Endzustand einstellt, in dem fuer jedes Radionuklid ein Gleichgewicht zwischen einer Loesungsphase und den moeglichen Festkoerperphasen besteht. Eine Freisetzung kann nur durch Austritt der waessrigen Phase in die Umgebung erfolgen. Die Voraussetzungen dieses Ansatzes sind bei den geplanten Endlagern in Deutschland erfuellt. Vor allem fuer die langlebigen Actiniden sind Voraussagen der Freisetzungsrate auf der Basis dieses Konzeptes von Interesse. Bei theoretischen Voraussagen steht die Berechnung der Gleichgewichtskonzentrationen aus thermodynamischen Daten im Vordergrund; die hierfuer in Betracht kommenden Rechenprogramme werden diskutiert. Einige vorliegende Resultate aus Korrosionsuntersuchungen an Zementprodukten in quinaerer Salzlauge sind als Beispiele fuer die Anwendung des Gleichgewichtskonzeptes angefuehrt. Sie zeigen am Falle von Proben, die mit Cs, Sr, Pu oder Am dotiert waren, dass fuer jedes Nuklid zwischen den Korrosionsprodukten des Zementes und der umgebenden Salzlauge ein Verteilungsgleichgewicht besteht. (orig./HP)

 Das temperaturabhaengige Stromdichte-Potential-Verhalten von Hastelloy C 4 in Q-Loesung wird fuer T=25⁰C und T=90⁰C bestimmt. Der Werkstoff passiviert sich spontan. Die Stabilitaet der schuetzenden Passivschicht verringert sich stark fuer T >= 55⁰C - 60⁰C. Das Verhalten verschiedener Proben variiert teilweise stark voneinander und wird auf strukturelle und zusammensetzungsbedingte Inhomogenitaeten im Material zurueckgefuehrt. Die vorliegenden Ergebnisse der elektrochemischen Korrosionsuntersuchungen lassen eine deutliche Wirksamkeit verschiedener, in stoerfallbedingten Salzloesungen moeglichen Verunreinigungen und Radiolyseprodukten erkennen, die in Abhaengigkeit von Konzentration und Zeit zu einer Zerstoerung dieses Werkstoffes durch lokale Korrosion fuehren. (orig./PW)

 Die aeussere Schicht der Wandung besteht aus einem relativ duennwandigen Aussenrohr mit in dieses an den axialen oberen und unteren Enden bzw. Oeffnungen eingesetzten Deckel- bzw. Bodenstopfen, deren Dicke ein Mehrfaches der Wandstaerke des Aussenrohres betraegt. In das Aussenrohr ist zwischen Deckel- und Bodenstopfen ein an jenes eng anliegendes und aus im Verhaeltnis zum Aussenrohr hochfestem Werkstoff gefertigtes Innenrohr eingesetzt, welches eine kraftschluessige Verbindung zwischen Deckel- und Bodenstopfen herstellt. Aussenrohr, Deckelstopfen und Bodenstopfen bestehen aus Baustahl mit vorbestimmbarer Korrosionsrate, das Innenrohr hingegen aus hochfestem Werkzeugstahl. (orig./HP)

 Es wird eine Uebersicht gegeben ueber die Verfestigung von radioaktiven Abfalloesungen, Schlaemmen und Tritiumwaessern mittels Zement und anderen anorganischen Bindemitteln. Einem allgemeinen Ueberblick ueber die in der Literatur beschriebenen Moeglichkeiten folgt eine etwas ausfuehrlichere, durch persoenliche Informationen ergaenzte Beschreibung der Arbeiten an vier Forschungsstaetten in den Vereinigten Staaten, naemlich Oak Ridge National Laboratory, Savannah River Laboratory, Brookhaven National Laboratory und Atlantic Richfield Hanford Company. Weitere Abschnitte beschreiben die Erfahrungen mit den verschiedenen Zementsorten und die Moeglichkeiten zur Verbesserung der Verfestigungsprodukte durch Vorfixierung der toxischen Nuklide (Umwandlung in unloesliche Produkte oder Absorption); ferner gibt es die Moeglichkeit einer Nachbehandlung durch Polymer-Impraegnation. Schliesslich werden Definition und Bestimmung der Auslaugbarkeit angegeben und einige Ergebnisse zusammengestellt. (orig.)