KR100790034B1 - 폐기물의 캡슐화 - Google Patents

폐기물의 캡슐화 Download PDF

Info

Publication number
KR100790034B1
KR100790034B1 KR1020027006053A KR20027006053A KR100790034B1 KR 100790034 B1 KR100790034 B1 KR 100790034B1 KR 1020027006053 A KR1020027006053 A KR 1020027006053A KR 20027006053 A KR20027006053 A KR 20027006053A KR 100790034 B1 KR100790034 B1 KR 100790034B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
waste
delete delete
iron
ceramic
fuel
Prior art date
Application number
KR1020027006053A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20020085889A (ko
Inventor
에완 로버트 매드렐
멜로디 린 카터
Original Assignee
브리티쉬 뉴클레어 퓨엘스 피엘씨
오스트레일리안 뉴클리어 싸이언스 앤드 테크놀로지 오가니제이션
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 브리티쉬 뉴클레어 퓨엘스 피엘씨, 오스트레일리안 뉴클리어 싸이언스 앤드 테크놀로지 오가니제이션 filed Critical 브리티쉬 뉴클레어 퓨엘스 피엘씨
Publication of KR20020085889A publication Critical patent/KR20020085889A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100790034B1 publication Critical patent/KR100790034B1/ko

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
    • 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
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/162—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

본 발명은 고 준위 방사성 폐기물, 예를 들어, 조사된 핵 연료의 재가공에서 유래하는 폐기물의 캡슐화하기 위한 세라믹 재료에 관한 것이다. 소위 퓨렉스 방법(소위 개선된 퓨렉스 방법)으로 발전때문에 미래에 발생할 폐기물 스트림은 확립된 유리화 기술에 의해 봉쇄에 적합하지 않을 수 있다. 본 발명은, 재가공되는 핵 연료 조합물에서 유래한 폐기물이 함유되어 있고, 조사된 핵 연료 중의 적어도 핵분열 생성물에서 유래한 폐기물 이온이 실질적으로 고체 용액 형태로 용해되어 있는 세라믹 폐기물 고정화 매개체를 제공하는 것으로, 상기 세라믹 폐기물 고정화 매개체는 상기 폐기물 이온이 용해되어 있는 매트릭스 중에 홀란다이트, 페로브스카이트 및 지르코놀라이트의 상을 함유하는 매트릭스를 갖고, 상기 폐기물은 연료 조합물의 비-연료 성분으로부터 유래한 상당한 양의 물질로 이루어진다. 또한, 본 발명은 재가공된 핵 연료 조합물로부터 폐기물을 고정화하는 방법을 제공하며, 상기 방법은 상기 폐기물은 상기 폐기물을 함유하는 액체를 적어도 티타늄, 칼슘 및 바륨의 산화물 또는 산화물 전구체로 이루어진 전구체 물질과 혼합하여 슬러리를 형성하는 단계; 상기 슬러리를 건조하는 단계; 및 상기 건조된 슬러리를 환원성 대기하에 하소하여 분말을 형성하여 상기 분말은 30-65 중량%의 폐기물을 함유하는 단계로 이루어지는 방법이다.

Description

폐기물의 캡슐화{Encapsulation of waste}
본 발명은 예를 들어 조사(照射)된 핵 연료의 재가공에서 발생하는 고 준위 방사성 폐기물의 캡슐화용 세라믹 재료에 관한 것이다. 본 발명에 사용되는 재가공이라는 용어는 신규한 연료 생성물을 제공하기 위해, 조사된 연료를 분리하는 가공뿐만 아니라, 조사된 연료의 어떤 분리를 포함하는 가공, 예를 들어, 소위 폐연료 재조절 가공을 포함한다.
유리화(vitrification)는 조사된 연료의 재가공에서 발생한 핵분열 생성물을 함유하는 고활성 폐기물을 캡슐화하는 바람직한 방법이다. 이 방법은 연속적인 무정형 매트릭스 내에 폐기물을 봉입하는 것을 포함한다. 그러나, 소위 퓨렉스 (PUREX) 방법(소위 개선된 퓨렉스 방법: Advanced PUREX process)으로의 개발로 인하여 미래에 발생될 수 있는 폐기물 스트림은, 고찰된 새로운 재가공 기술에서 용액으로도 흡수되는 연료 조합물의 비-연료 성분에서 발생한 비교적 고 준위의 철, 크롬 및 지르코늄때문에 유리화 기술에 의한 봉쇄에 적합하지 않을 수 있다. 특히, 미래의 헤드 엔드(Head End)인 개선된 퓨렉스 재가공 공장에 전기화학적 용해가 사용될 수 있는 것이 고려되고 있다. 현재 전단/ 리치(leech) 과정과는 달리, 전체 연료 조합물은 전기화학 셀 내에서 연속적으로 용해될 것이다.
핵분열 산물 및 비-환류 악티나이드(actinide)에 부가적으로, 연료 조합물의 모든 스테인레스 강 및 인코넬(Inconel) 성분과 함께, 약 15%의 지르칼로이 (Zircaloy) 클래딩(cladding)은 용액으로 흡수되고, 용매 추출 후에 HA 잔류물 중에 잔류한다.
재가공 작업의 비용을 감소시키기 위한 필요성 이외에도, 또 다른 중요한 고려 사항은 폐기물 형태의 지속성이 해결되지 않은 상태로 생산되는 폐기물의 양을 최소화하는 것이다. 상기한 퓨렉스 방법에 대한 개발 측면에서, 이 폐기물 최소화 목적은 현재의 퓨렉스 재가공 기술에 의해 생성되는 폐기물의 총량과 또한 직접 처리에 의한 것을 비교하여 적용될 수 있다. 통상적인 산화물 연료 퓨렉스 재가공에서, 고 준위 폐기물은 주로 핵분열 생성물로 구성되고, 20-25 중량%의 폐기물을 함유하여 유리화된다. 그러나, 보다 근대적이고 진보한 개선된 퓨렉스 재가공 수단은 연료 조합물에서 유래한 다량의 불활성 물질을 함유하여, 동일한 폐기물을 함유하는 유리화는 재가공되는 연료 톤 당 생성되는 고 준위 폐기물의 용적에 대략 4배가 된다.
폐기물 함유는 폐기물 중량/고정화 매개체의 총량, 또는 폐기물의 양/(폐기물의 양+첨가제의 양)으로 계산된다.
따라서, 최종 고정화된 폐기물의 용적을 최소화하기 위하여, 더 많은 함량의 활성화 폐기물을 고정화 매개체로 수용할 수 있는 것이 바람직하다.
또한, 일정 범위의 연료 조합 조성물에 대해 동일한 조성물 및/또는 양의 고정화 매개체를 형성하기 위한 전구체가 사용될 수 있다는 점에서 폐기물 고정화 공 장의 개선된 조업상 안정성을 제공할 수 있는 것이 바람직하다.
폐기물 이온이 세라믹 매트릭스 내에 용해되어 고체 용액으로 유지되는, 일정 범위의 결정상을 갖는 세라믹을 이용하여 일정 형태의 캡슐화를 사용하는 것이 알려져 있다. 이 후자 형태의 캡슐화의 예는 오스트레일리아에서 개발된 "Synroc"(상표명)으로 알려진 재료이고, 유럽 특허 제 0007236호에 개시된 바와 같이 지르코놀라이트(CaZrTi2O7), 페로브스카이트(CaTiO3) 및 홀란다이트(BaAl2Ti6O16)를 함유하는 매트릭스로 이루어져 있다.
그러나, 통상적인 "Synroc" 제제는 발생한 직후 재가공된 연료로부터 고찰되는 폐기물을 캡슐화하는데 불리한 점이 있을 수 있다고 생각된다. 특히, "Synroc"은 전형적으로 단지 약 20 중량%, 일반적으로 30 중량%의 폐기물 함유량을 포함하기 때문에, 새로운 재가공 방법과 함께 생성되는 대량의 불활성 재료는 최종 고정화 폐기물의 용적에서 큰 증가를 야기할 것이다.
본 발명의 첫번째 측면에 따르면, 재가공된 핵 연료 조합물(nuclear fuel assembly)에서 유래한 폐기물이 포함되고, 조사된 핵 연료 중의 적어도 핵분열 생성물에서 유래한 폐기물 이온이 실질적으로 고체 용액(solid solution) 형태로 용해될 수 있는 세라믹 폐기물 고정화 매개체를 제공하고, 여기서 상기 세라믹 폐기물 고정화 매개체는 홀랜다이트, 페로브스카이트 및 지르코놀라이트의 상으로 이루어진 매트릭스를 갖고, 상기 매트릭스에는 폐기물 이온이 용해되어있고, 상기 폐기물은 연료 조합물의 비-연료 성분에서 유래한 상당한 양의 재료로 이루어진다.
상기 고정화 매개체는 바람직하기는, 로베린가이트(loveringite)로 이루어진다.
상기 고정화 매개체는 철 풍부 상, 예를 들어, 철이 풍부한 스피넬(spinel) 형태 상을 포함할 수 있다. 이것은 예를 들면, 폐기물이 연료 조합물에서 유래한 상당한 양의 철을 함유하는 경우일 수 있다.
폐기물이 상당한 양의 철을 함유하지 않는 경우, 예를 들면, 폐기물이 지르칼로이 연료 조합물의 재가공에서 발생하는 경우, 고정화 매개체는 예를 들어, 철 스피넬보다는 기타 다른 상을 포함할 수도 있다.
폐기물 고정화 매개체는 매트릭스의 상을 형성하는데 있어, 폐기물 중의 연료 조합물로부터 유래한 불활성 재료를 사용한다.
폐기물 고정화 매개체는 금속상으로 이루어질 수 있다. 상기 금속상은 금속간 합금상으로 이루어질 수 있다. 폐기물 고정화 매개체는 티타니아-풍부 완충상으로 이루어질 수 있다. 폐기물 고정화 매개체는 다비다이트(davidite) 및 오스테나이트 상 내의 철과 같은 기타 상으로 이루어질 수 있다.
폐기물 중의 연료 조합물의 비-연료 성분에서 유래한 상당한 양의 재료는 전형적으로 철, 크롬, 지르코늄 및 니켈을 포함한다.
지르코늄은 전형적으로 지르코놀라이트 상의 구성을 돕는다. 지르코놀라이트 상은 부분적으로 일정량의 기타 원소로 치환될 수도 있지만, CaZrTi2O7의 일반식을 가질 수 있다. 치환물은 전형적으로 희토류 원소들을 포함할 수 있다. 또 다른 기타 원소는 예를 들어 철 및/또는 크롬이 충전 균형을 위해 지르코놀라이트 중에 존재할 수 있다.
폐기물에서 유래된 철 및 크롬은 전형적으로 홀란다이트 상의 구성을 돕는다. 홀란다이트 상은 Ba(Fe, Cr)2Ti6O16의 일반식을 갖는다. 세슘이 홀란다이트 상 내에 포함될 수 있다.
본 발명의 홀란다이트 상은 망간 계열인 '천연' 홀란다이트, Ba(Fe, Mn)8O16과 다르다. 상기 홀란다이트 상은 통상의 'Synloc' 내의 홀란다이트 상과 유사한 티타니아 계열이다. 홀란다이트 상은, 예를 들어, 대략 Ba1.14Cr2.28Ti5.72O 16의 식을 갖고 Ba의 일부는 Cs로 치환될 수 있다.
약간의 철 및/또는 크롬이 또한 페로브스카이트 상에 존재할 수 있다. 페로브스카이트 상은 상기한 바와 같이 일정량의 기타 원소를 함유할 수 있지만, CaTiO3의 일반식을 가질 수 있다. 예를 들어, 스트론튬 및/또는 희토류 원소가 페로브스카이트 내에 존재할 수 있다.
철 및/또는 크롬, 예를 들어, 상기한 상의 형성 후 잔류 철 및/또는 크롬이 로베린가이트의 형성을 도울 수 있다. 로베린가이트는 Ca(Fe, Cr, Zr, Ti)21O38의 일반식을 가질 수 있다. 로베린가이트는 다수의 잔류 원소들을 수용할 수 있도록 화학적으로 융통성 있는 상이다. 소량의 지르코늄 및 희토류 원소가 이 상을 분할할 수 있다.
폐기물은 조사된 핵 연료에서 유래한 핵분열 생성물을 포함할 수 있다. 상기 폐기물은 악티나이트를 포함할 수 있다. 상기 폐기물은 핵 연료 조합물의 비-연료 성분의 용해물에서 유래한 생성물을 포함할 수 있다.
폐기물 원소 이온은 매트릭스의 상 내의 격자 부위를 차지한다. 주어진 폐기물 원소 이온은 가장 안정할 수 있는 격자 부위를 차지할 것이고, 여기서 안정성은 이온의 크기 및 전하와 같은 인자에 의존한다. 예로서, 세슘 및 루비듐 이온은 홀란다이트 상 내의 바륨 이온 부위를 차지할 수 있다; 스트론튬 이온은 페로브스카이트 내의 칼슘 부위를 차지할 수 있다; 가벼운 희토류 원소 및 3가 악티나이드는 또한 페로브스카이트 내의 칼슘 부위를 차지할 수도 있다; 무거운 희토류 원소 및 4가 악티나이드는 지르코놀라이트 상 내의 부위를 차지할 수 있다; 폐기물에서 유래한 철 이온은 철 스피넬 상 내의 부위를 차지할 수 있다.
스피넬-유형 상은 또한 크롬 이온의 호스트(host)로서 작용한다. 또한, 철 및 크롬 이온 모두 Ti 부위를 차지할 수 있다.
일부 이온은 단지 한 가지 유형의 부위를 차지할 수 있으며, 예를 들면, Cs+이온은 단지 Ba2+ 부위를 차지할 수 있다. 또한, 일부 이온들은 단지 하나의 상에서 한가지 유형의 부위만 차지할 수 있다. 예를 들어, Sr2+ 이온은 CaTiO3 중의 Ca2+ 부위만 차지하고, CaZrTi2O7 내에서는 차지하지 못한다.
어떻게 상기 원소/이온들이 매트릭스 내에서 그들 자신을 분배하는가에 대한 상기 설명은 어떻게 본 발명이 실행되는지에 대한 한정적인 설명으로 간주되지 않아야 하고, 단지 어떻게 본 발명이 실행될 수 있는지 예시를 제공하는 것이고, 그리고 이것이 어쨌든 본 발명을 제한하는 것은 아니라고 이해되어야 한다.
핵분열 생성물 및 소량의 악티나이드에 부가적으로, 지르코늄, 철, 크롬 및 니켈과 같은 불활성 성분을 대량 함유하는 소위 개선된 퓨렉스 재가공 작업에서 유래한 고 준위 방사성 폐기물 스트림으로부터 폐기물이 발생한다.
폐기물 고정화 매개체는 30-65 중량%의 폐기물을 함유한다. 매개체는 바람직하기는, 35-65 중량%의 폐기물을 함유한다. 더욱 바람직하기는, 상기 매개체는 40-60 중량%의 폐기물을 함유한다. 상기 매개체는 약 50 중량%의 폐기물을 함유할 수 있다. 이것은 통상의 'Synroc'보다 더 높은 폐기물 함유량이다. 통상의 'Synroc' 폐기물 함량은 30 중량% 미만이고, 보통 5-20 중량%이다.
본 발명에 의해서 달성되는 더 많은 폐기물 함량은 종전 기술과 비교하여 실질적으로 더 작은 용적의 최종 폐기물 형태가 가능하다는 것을 의미한다. 예를 들어, 폐기물 함량을 50%에서 33%로 감소시키는 것은 최종 폐기물의 용적을 50% 증가시키며, 즉, 두개의 라인 대신 세개의 생산 라인이 필요하다.
본 발명의 폐기물 고정화 매개체는 홀란다이트, 페로브스카이트, 지르코놀라이트 상 및 가능한 기타 상들, 예를 들어, 철-풍부 스피넬 유형 상의 형성에 도움이 되는 폐기물을 사용한다. 단지 산화티타늄(TiO2), 산화칼슘(CaO) 및 산화바륨(BaO) 또는 그것들의 산화물 전구체만이 요구되는 상을 형성하기 위해 폐기물에 첨가될 필요가 있다. 이것은 Al2O3 및 ZrO2의 첨가를 또한 요구하는 통상의 'Synroc'과 대조적이다. 지르코놀라이트를 형성하는데 있어서, 폐기물 스트림 중에 대량의 지르코늄이 본 발명에 의해 사용될 수 있다. 또한, Fe 및/또는 Cr은 폐기물의 효과적인 고정화에 필요한 전하 균형 메카니즘을 촉진한다. 전하 균형에서 사용된 과잉의 철 및/또는 크롬이 스피넬-유형 상을 형성할 수 있다.
첨가된 전구체 산화물과 비교하여, 높은 비율의 상이 폐기물로부터 형성되기 때문에, 통상의 'Synroc'에서 보다 더 많은 폐기물 함유가 달성된다.
통상적인 'Synroc'의 제조는 30 중량% 미만의 폐기물 함유량에서 폐기물과 산화물 TiO2, CaO, BaO, ZrO2, Al2O3 및 임의의 기타 산화물을 혼합하는 것을 포함한다.
본 발명에 있어서, 통상의 'Synroc' 전구체 중의 지르코니아의 역할은 폐기물 중의 지르코니아로 대체될 수 있고, 알루미나의 역할은 폐기물 중의 제 1열 전이금속 이온에 의해 대신할 수 있다. 따라서, 본 발명은 전구체 내에 ZrO2 및 Al2O3를 함유할 필요가 없게 된다.
폐기물에서 유래한 철 및 크롬은 통상의 'Synroc'에서 알루미늄을 대체할 수 있다.
제조 과정의 복잡성을 감소시키는 것에 부가적으로, 통상의 'Synroc'에서 전구체 성분의 위치를 폐기물이 차지하기 때문에, 이것은 현저하게 최종 폐기물 고정 화 매개체 중의 폐기물 함유를 증가하게 할 수 있다.
본 발명의 두번째 측면에 따르면, 재가공된 핵 연료 조합물에서 유래한 폐기물을 고정화하는 방법이 제공되고, 여기서 상기 폐기물은 연료 조합물의 비-연료 성분에서 유래한 상당한 양의 물질을 함유하고, 상기 방법은 상기 폐기물을 함유한 액체를 적어도 티타늄, 칼슘 및 바륨의 산화물 또는 산화물 전구체로 이루어진 전구체 물질과 혼합하여 슬러리를 형성하는 단계; 상기 슬러리를 건조하는 단계; 및 분말을 형성하기 위해 상기 건조된 슬러리를 환원성 대기하에서 하소하는 단계로 이루어진다.
상기 분말은 30-65 중량%의 폐기물을 함유한다. 바람직하기는, 상기 분말은 35-65 중량%의 폐기물을 함유한다. 더욱 바람직하기는, 상기 분말은 40-60 중량%의 폐기물을 함유한다.
그리고 나서, 장기간 보관에 적합한 세라믹 폐기물 고정화 매개체를 형성하기 위하여 상기 분말을 압축하여 소결한다.
본 발명은 통상적인 'Synroc' 내에 전구체 산화물 중 일부의 기능, 특히 ZrO2 및 Al2O3의 기능을 반복하기 위해 폐기물을 사용한다.
지르코니아 및 알루미나는 본 발명에 사용되는 전구체 물질로서 필수적인 것은 아니다. 본 발명의 전구체 물질은 단지 티타니아(TiO2), 산화칼슘(CaO) 및 산화바륨(BaO) 또는 Ti, Ca 및/또는 Ba의 산화물 전구체만을 필요로 한다. 알루미나 및 지르코니아 없이 가능한 것의 잇점은 이것이 캡슐화되는 폐기물의 함량을 통상적인 'Synroc'에서 가능한 것보다 더 높일 수 있다는 것이다. 본 발명을 이용하여 가장 바람직하기는 40-60 중량%의 폐기물 함량이 캡슐화된다.
TiO2, CaO 및 BaO 또는 그것의 산화물 전구체에 부가적으로, 하나 이상의 기타 산화물 전구체, 예를 들면, Al2O3 또는 ZrO2가 매트릭스 구성 비율의 미세한 조절을 위한 전구체로 임의적으로 포함될 수 있다.
폐기물 액체는 Se, Rb, Sr, Y, Zr, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Te, Cs, Ba, La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu 및 Gd로부터 선택된 다수의 핵분열 생성물 원소를 함유할 수 있다. 또한, 폐기물 액체는 연료 조합물에서 발생할 수 있는 Fe, Zr, Ni, Cr, Mn 및 Mo와 같은 원소를 다수 함유할 수 있다. 가돌리늄(Gadolinium)은 중성자 독으로서 사용됨에 의해 폐기물 액체 중에 역시 존재할 수 있다. 소량의 악티나이드가 존재할 수 있다. 개선된 퓨렉스 재가공에서 발생하는 폐기물 스트림의 전형적인 조성은 표 1에 나타나 있다. 상기 조성은 3톤의 고 연소 산화 우라늄과 1톤의 MOX 비율로, 즉, MOX 연료 조합물 당 재가공된 3 UO2 연료 조합물로 연료를 재가공하는 것에 기초한다. 나타낸 양은 상응하는 산화물의 양이다. 세번째 칼럼 중의 종류(species)는 하기에 기재된 실시예에서, 첫번째 칼럼 중의 산화물과 유사체로서 사용된 종류이다.
모사된(simulated) 고활성 폐기물 스트림 산화물의 조성
산화물 UO2:MOX의 3:1 혼합 가정하에 재가공되는 연료 톤 당 그람 모사 폐기물 형태로 사용되는 유사체
핵분열 생성물
SeO2 105.3 TeO2 대신
Rb2O 542.6 Cs2O 대신
SrO 1371.0
Y2O3 810.1
ZrO2 7364.3
MoO3 8087.3
TcO2 1813.5 TiO2로 작용
RuO2 5121.3
Rh2O3 823.8 Ag2O 대신
PdO 3398.8 Ag2O 대신
Ag2O 134.9
CdO 295.8 Ag2O 대신
In2O3 2.1 유사체 아님
SnO2 161.9
Sb2O3 26.2 유사체 아님
TeO2 1009.5
Cs2O 4451.3
BaO 3165.8
La2O3 2406.8 Nd2O3 대신
Ce2O3 4490.8
Pr2O3 2168.5 Nd2O3 대신
Nd2O3 7610.5
Pm2O3 54.1 Nd2O3 대신
Sm2O3 1498.8 Nd2O3 대신
Eu2O3 336.5 Nd2O3 대신
Gd2O3 324.4
연료 조합물에서 유래
Fe2O3 63770
ZrO2 49910
NiO 19470
Cr2O3 21050
MnO 1550
MoO3 750
SnO2 760
중성자 독
Gd2O3 9100
재가공 작업시 질산의 사용때문에, 많은 폐기물 원소가 폐기물 액체 중에 질산염의 형태로 존재할 수 있다.
바람직하기는, 상기 폐기물 액체는 전구체와 혼합되기 전에 탈질화된다. 이 것은 차후 폐기물 액체의 처리를 더욱 용이하게 한다. 액체가 탈질화되지 않는다면, 원하지 않는 슬러지, 또는 페이스트가 전구체와 혼합시 형성되어, 효과적으로 건조하기가 어려워진다.
탈질화는 많은 방법 중의 하나로 실행될 수 있다. 탈질화의 바람직한 방법은 액체를 포름알데히드와 반응시키는 것으로 이루어진다.
탈질화 후, 일부 성분, 예를 들어 철이 용액 외부로, 예를 들어, 수산화철의 형태로 침전하더라도, 액체는 액체 상으로 유지된다.
그리고 나서, 균질 혼합물을 형성하기 위해 탈질화된 액체를 전구체 물질과 혼합한다. 전형적으로 상기 혼합물은 슬러리이다. 균질하게 혼합하는 다른 방법들이 사용될 수 있다.
산화물 TiO2, CaO 및 BaO 그 자체를 포함하기 보다는, 그 대신 전구체는 적어도 초기에는 산화물 전구체, 즉, TiO2, CaO 및 BaO를 생성할 수 있는 화합물을 포함할 수 있다. 전구체는 예를 들어, 금속 알콕시드 또는 금속 수산화물을 포함할 수 있다. 따라서, 산화물 TiO2, CaO 및 BaO를 함유하는 전구체에 대한 본 발명의 참조는 상응하는 금속 알콕시드 또는 수산화물을 함유하는 전구체에 대한 참조를 포함한다.
전구체에서, 티타늄은 초기에 티타늄 이소프로폭시드와 같은 티타늄 알콕시드의 형태로 존재할 수 있다. 티타늄 알콕시드는 칼슘 및 바륨 산화물을 함유하는 물 또는 수산화 칼슘 및 바륨과 같은 칼슘 및 바륨 산화물을 생성할 수 있는 화합 물의 첨가에 의해 가수분해되어 TiO2가 될 수 있다. 칼슘 및 바륨을 함유하는 용액은 고온일 수 있다.
유기 알콕시드 성분은 바람직하기는, 폐기물 액체와 혼합되기 전에 가수분해된 전구체 용액으로부터 제거된다.
전구체는 바람직하기는, 폐기물 액체와 균질한 혼합을 돕기 위해서 현탁액으로 공급될 수 있다.
폐기물 및 첨가제는 35-65 중량%의 개선된 퓨렉스 폐기물, 30-60 중량%의 TiO2, 1-10 중량%의 BaO 및 1-10 중량%의 CaO 비율로 혼합될 수 있다. 바람직하기는, 상기 비율은 40-60 중량%의 개선된 퓨렉스 폐기물, 30-50 중량%의 TiO2, 2-10 중량%의 BaO 및 4-10 중량%의 CaO이다. 출원인에 의해 사용된 한 예는 50 중량%의 폐기물, 40.4 중량%의 TiO2, 6.0 중량%의 CaO 및 3.6 중량%의 BaO이었다.
임의로, 기타 산화물, 예를 들어, Al2O3, ZrO2 및/또는 산화니오븀이 폐기물을 40-60 중량%의 범위로 유지하면서, 기타 성분의 양에 해당하도록 조절하여 함유할 수 있다.
전구체는 통상의 'Synroc'과는 대조적으로 알루미나 또는 지르코니아를 함유하지 않을 수 있다.
슬러리를 형성하기 위해 폐기물 액체 및 전구체를 혼합하고, 상기 슬러리를 건조한다. 건조는 당업자에게 알려진 많은 방법 중의 하나에 의해 실행될 수 있다.
상기 슬러리를 건조한 후, 분말을 형성하기 위해 하소하였다. 하소는 바람직하기는 환원성 대기하에서 실행한다. 환원성 대기는 Ar/H2 혼합물 또는 N2/H2 혼합물로 이루어진다. 수소는 전형적으로 불활성 가스 중에 10% 이하로 희석된다. 예를 들어, N2 중에 H2의 5% 혼합물이 사용될 수 있다. 사용되는 수소의 농도가 커질수록, 하소하는데 필요한 시간이 줄어들 것이다. 그러나, 안전을 고려하여 사용될 수 있는 수소의 양에 대한 상한을 정할 수 있다.
하소는 650-800℃ 사이에서 실행될 수 있다. 전형적으로, 약 750℃가 사용될 수 있다.
환원성 대기는 바람직하기는, 귀금속 산화물을 금속으로, 그리고 3가 철을 2가 및 금속 상태로 환원시킨다.
특히, Ru, Mo, Pd 및 Rh의 원자가를 낮추는 것이 바람직하다. 바람직하기는, 휘발을 방지하기 위해 환원 후 가능한한 6가 Mo6+가 거의 없어야 한다. 그렇지 않으면, Mo6+은 세슘과 결합하여 바람직하지 않은 가용성 세슘 몰리브데이트를 형성한다. 예를 들어, Mo 금속으로의 환원은 이 문제를 극복한다. 폐기물에서 유래한 Ni는 Ni 금속으로 환원될 수 있고, 테크네튬은 Tc4+ 또는 Tc 금속으로 환원될 수 있다. 환원된 금속 성분의 금속간 화합물 또는 합금이 형성될 수 있다. 또한, Fe 및 Ni에 기초한 금속 고체 용액가 형성될 수 있다.
마지막으로, 장기간 보관을 위한 최종 형태를 생성하기 위해서 상기 하소된 분말을 압축하고, 소결시킬 수 있다.
압축 및 소결에 앞서, 상기 하소된 분말을 소량의, 예를 들어, 2 중량%의 산소 게터(getter)와 혼합할 수 있다. 상기 산소 게터는 티타늄 또는 철이 될 수 있다.
상기 압축 및 소결은 고온 단축성 압착(Hot Uniaxial Pressing) 또는 고온 등압 압착(Hot Isostatic Pressing, HIP)과 같은 주지된 방법에 따라 실행될 수 있다. HIP가 바람직하다. 바람직하기는, HIP를 위한 온도는 1000-1400℃이다. 더욱 바람직하기는, HIP를 위한 온도는 1100-1300℃이다. HIP는 예를 들어, 1300℃의 약 200MPa에서 약 2시간 동안 실행될 수 있다. 압력은 200MPa보다 낮거나 높을 수 있다.
최종 압착 및 소결된 폐기물 형태는 침출(leach) 저항성이 높다. 침출 속도는 통상의 'Synroc'과 유사하다. 'Synroc' 물질의 침출 속도는 전형적으로 보로실리케이트(borosilicate) 유리의 경우보다 2차수의 크기로 낮다. '중요한' 성분들에 대하여 하루에 단위 면적(m2) 당 그램으로 첫째 날의 침출에 대한 본 발명의 표준화된 침출 속도는 Cs의 경우 0.3, Ba의 경우 0.15, Sr의 경우 0.15, 그리고 Mo의 경우 0.8이다.
연료 조합물 설계는 반응기에 따라 변화하고, 따라서 폐기물 스트림의 조성도 변화할 것이다. 하나의 선택 사항은 각각의 연료 조합물 유형에 대한 철저한 전구체 제제 및 폐기물 함량을 갖는 것이다. 이런 접근은 총 폐기물 용적의 최소화를 가능하게 한다. 그러나, 단일 전구체 제제 및 일정한 전구체 공급 속도가 가능하다면, 개선된 공장 적용성이 달성될 수 있다. 유리하기는, 일정 범위의 연료 조합물 설계의 경우, 재가공되는 연료의 톤 당 고정된 양으로 동일한 전구체 제제가 사용될 수 있다는 것이 발견되었다. 즉, 전기화학적 용해 방법에 의해 처리되는 연료 조합물의 선택으로부터 발생하는 일정 범위의 폐기물 스트림 조성이 고정화될 수 있다는 것이 발견되었다. 상 조합물에는 지르코놀라이트, 홀랜다이트, 페로브스카이트 및 통상적으로 로베린가이트가 포함된다. 일반적으로, 금속 상이 또한 형성된다. 적용성은 상의 상대적인 양에 있어 변화에 의해 촉진된다. 연료 조합물이 높은 수준의 철 및 크롬을 함유하는 경우, 스피넬 상의 형성이 또한 있다. 따라서, 일정 범위의 연료 조합물의 경우, 전구체 조성이 동일하고, 재가공되는 연료 톤 당 전구체의 양이 일정하여 폐기물 고정화 공장의 개선된 작업 안정성이 가능하게 할 수 있다.
본 발명의 구체적인 구현예가 하기 실시예 및 본 발명에 따른 폐기물 고정화 매개체의 샘플에 대한 X-선 회절(XRD) 패턴을 나타낸 도 1을 참조로 하여 설명될 것이다. 구현예는 단지 예시일 뿐이고, 본 발명을 한정하지는 않는다.
도 1은 본 발명에 따른 폐기물 고정화 매개체의 샘플에 대한 X-선 회절 패턴을 나타내는 것이다.
실시예 1
개선된 퓨렉스 재가공에서 유래한 실제 폐기물의 캡슐화에서, 슬러리 혼합물을 형성하기 위해 캡슐화될 폐기물 이온을 함유하는 탈질화된 폐기물 액체를 TiO2, CaO 및 BaO를 함유하는 전구체와 혼합하였다. 그리고 나서, 상기한 바와 같이 상기 슬러리를 건조시키고, 하소하였다.
그러나, 실험의 편의를 위해 본 실시예에서 폐기물 이온과 TiO2, CaO 및 BaO의 혼합물은 약간 다른 방법에 의해 제조되었다. 균질한 혼합이 되는 경우, 폐기물과 TiO2, CaO 및 BaO의 슬러리화된 혼합물은 하소 단계에서 슬러리 과정을 부적절하게 하기 때문에, 중요하지 않다.
실험에 사용되는 모의 폐기물의 조성은 표 2에 나타내었다. 중량%로 나타낸 성분들의 상대적인 양은 산화물에 기초한 것이다. 다수의 성분들이 모의 성분으로 모사되었기 때문에, 표 2의 성분들의 목록은 표 1에 나열된 모든 성분을 포함하지는 않는다. 네오디뮴이 가돌리늄 및 세륨을 제외한 모든 희토류 원소의 모의 성분으로 사용되었고, 로듐, 팔라듐 및 카드뮴의 대체제로서 은이 사용되었고, 그리고 셀레늄의 치환제로 텔루륨이 사용되었다. 테크네튬은 생략되지만, 제조시 환원 조건하에서 존재하는 4가 상태로 조합물 내의 8면체 Ti 부위를 차지하거나 또는 Tc 금속으로서 존재할 것이라고 기대된다.
모의 폐기물의 벌크 조성(중량%)
SrO 0.62
Y2O3 0.36
MoO3 3.97
RuO2 2.30
Ag2O 2.09
SnO2 0.41
TeO2 0.52
Cs2O 2.37
BaO 1.42
Ce2O3 2.02
Nd2O3 6.35
Gd2O3 4.24
Fe2O3 28.66
ZrO2 25.74
NiO 8.75
Cr2O3 9.46
MnO 0.70
100.00
폐기물 고정화 매개체는 50 중량%의 폐기물, 40.4 중량%의 TiO2, 3.6 중량%의 BaO 및 6.0 중량%의 CaO를 함유하도록 제조되었다.
폐기물 고정화 매개체는 다음과 같이 제조되었다. 철, 크롬, 니켈, 칼슘, 망간, 이트륨, 은, 주석, 세륨, 네오디뮴 및 가돌리늄의 고 가용성 질산염 농축 용액을 우선 제조하였다. 루테늄은 루테늄 니트로실 나이트레이트로서, 몰리브덴은 암모늄 몰리브데이트로 용액 내에 포함되었다. 텔루륨은 텔루륨 산으로서 나중에 첨가되었다. 그리고 나서, 이 용액을 포름알데히드와 반응시켜서 탈질화하였다. 탈질화된 용액과 별도로, 적당한 양의 티타늄 및 지르코늄 이소프로폭시드를 동일한 용적의 에탄올과 혼합하고, 바륨, 세슘 및 스트론튬의 질산염의 고온 용액을 신속히 첨가하여 가수분해 하였다. 그리고 나서, 첫번째 탈질화 용액을 이 용액에 첨가하고, 고온 판에서 건조하면서 교반하기 전에, 전단(shear) 분산 장치를 사용하여 전체 혼합물을 균일하게 하였다.
그리고 나서, 로타리 하소기 내에서 N2 대기 중에 5% H2 스트림으로, 750℃에서 하소를 수행하였다. 모든 귀금속 산화물을 금속으로, 3가 철을 2가 상태로 환원시키기 위해 요구되는 수소의 양을 계산하였고, 그에 따라서, 1000분의 하소 시간 동안 1분 당 1리터의 가스 스트림 속도가 사용되었다. 이것은 완전한 환원을 보장하였다.
하소 후, 상기 분말을 막자 및 막자 사발로 분쇄하고, 그 일부를 HIP 중에 산소 게터(getter)로서 작용하도록 2 중량%의 티타늄 또는 철과 혼합하였다. 이와 같이 하여, 두 부분이 생성되고, 각각을 RPS20-T(티타늄 게터 샘플의 경우) 및 RPS20-F(철 게터 샘플의 경우)로 지정하였다. 그리고 나서, 상기 부분들을 12% Cr 스테인레스강 캔 내에 채우고, 1300℃ 및 200 MPa에서 2시간 동안 고온 등압 압착하기 이전에 진공화하고 봉인하였다. 폐기물 형태를 코어 드릴링에 의하여 회수하였다.
표준 기술을 사용하여 정적 침출 시험을 실행하였다. '중요한' 성분들에 대하여 하루에 단위 면적(m2) 당 그램으로 첫째 날의 침출에 대한 표준화된 침출 속도는 Cs의 경우 최대 0.3, Ba의 경우 0.04, Sr의 경우 최대 0.2, 그리고 Mo의 경우 0.8이었다. 이 값들은 시간에 따라 감소하였다.
샘플들에 대해서 X-선 회절(XRD) 분석을 하였다. XRD 패턴을 도 1에 나타내었다. 도 1은 또한 도면부호 1 내지 6으로 지시되는 많은 상에 대해 계산된 이론적인 피크(peak) 위치를 나타낸다. 이론적인 피크들은 실험 데이타와 잘 부합된다. 상기 데이타는 지르코놀라이트, 페로브스카이트, 바륨 크롬 티타늄 산화물(홀란다이트 유형의 상), 울보스피넬, 로베린가이트, 철 오스테나이트 및 은-풍부 상을 포함하는 많은 상의 존재를 나타낸다.
폐기물 고정화 매개체의 샘플에 대해서 SEM 사진도 또한 촬영했다. 전형적인 그레인(grain)의 크기는 1-2 미크론이었다. 또한, 상기 그레인들은 거의 모두 동일한 크기였다. 이 그레인은 실제로 목표한 것보다 더 크며, 이것은 폐기물 형태의 특성화를 더 용이하게 하기 때문이다(본 발명의 샘플들은 1300℃에서 고온 등압으로 압착하지만, 1200℃가 더 미세한 그레인 크기 및 복사 손상에 대한 저항성과 같은 더 좋은 성질을 생성할 수 있다). '백스캐터(backscatter)' 대조를 사용하여, 더 높은 평균 분자 수를 갖는 상이 더 밝게 보이도록 하여서 SEM은 금속의 상, 일반적으로, 니켈/철/루테늄 고체 용액 또는 은을 나타내었다. 또한, 지르코놀라이트 및 홀란다이트에 각각 해당하는 영역이 관찰되었다. 다른 세가지 세라믹 상(페로브스카이트, 스피넬 및 로베린가이트)에 해당하는 영역이 관찰되었지만, 서로 외견상 용이하게 구별되지 않았다.
실시예 2
상이한 반응기 연료 조합물 설계에 기인한 상이한 폐기물 스트림 조성을 고정화하는 능력을 고찰하였다. PWR 및 BWR 공장 모두에 대해서 A-H로 표시된 다양한 연료 조합물 유형에 대한 연료 조합물 조성 및 폐기물 스트림 조성은 표 3 및 표 4에 나타나 있다. 표 3에는 각 연료 조합물 유형에 대한 가공되지 않은 데이타를 나타내는 반면, 표 4에는 이 값들을 재가공되는 연료의 톤 당 잔류물 중의 폐기물 산화물로 전환된다. 재가공 공장에서 화학적 분리 단계는 1일 당 연료의 톤에 기초한 처리량에 대해 작동하기 때문에, 상기 전환이 실행된다. 모든 조합 유형에 대해 단일 전구체 제제 및 일정한 전구체 공급 속도를 사용하여 개선된 공장 적용성이 달성될 수 있는지 고찰하였다. 결과로, 이 실시예에서 일정 범위의 다른 연료 조합물 및 폐기물 조성에 대하여 처리되는 연료의 톤 당 일정한 양으로 동일한 전구체가 사용될 수 있는지 시험되었다.
연료 조합물 유형 C를 50% 폐기물 함유된 개시 지점으로 사용하였다. 그리고 나서, 동일한 전구체의 양 및 조성으로 나머지 7개의 연료 조합물 유형에 사용하였다. 유형 C의 연료 조합물이 가장 큰 폐기물 산화물의 중량을 갖기 때문에, 다른 연료 조합물에 대한 폐기물 함유량은 50% 미만이었다. 생성된 폐기물 형태의 중량 및 용적, 그리고 폐기물 함유량이 또한 표 4에 기록되어 있다.
폐기물 형태는 실시예 1에서와 동일한 기본적인 과정에 의해 제조되었다. 고온 판에서 건조한 후, 각각의 폐기물 형태의 배치(batch)를 1분 당 1리터로 흐르는 N2-5% H2의 스트림 중에 750℃에서 600분 동안 하소하였다. 하소에 뒤이어서, 상기 배치를 볼(ball)로 분쇄하고, 일부를 1300℃ 및 200 Mpa에서 2시간 동안 고온 등압 압착하기 전에 2 중량%의 금속 티타늄과 혼합하였다.
제조 후, 폐기물 형태를 침출 시험하고, X-선 회절 및 주사 전자 현미경(SEM)에 의해 특화하였다. 침출 시험은 100℃에서 24시간 동안 3회 실행하였다.
연료 조합물의 성분에 대한 미가공 데이타
연료 조합물 UO2 304SS 인코넬 718 지르칼로이 4
PWR 조합물 유형
A 533.0 23.0 0.0 199.4
B 458.4 12.7 8.0 122.3
C 350.0 23.0 7.1 103.5
D 447.4 11.6 7.7 122.0
E 422.2 12.7 10.2 131.9
BWR 조합물 유형
F 172.1 7.2 0.0 56.9
G 171.4 6.5 0.0 56.2
H 166.2 6.9 0.6 56.4
Figure 112002014351910-pct00001
HIP 후, XRD 패턴은 모든 폐기물 형태가 다양한 금속 상과 함께 지르코놀라이트[CaZrTi2O7], 홀란다이트[Ba(Cr, Fe)2Ti6O16], 페로브스카이트[CaTiO3] 및 로베린가이트[Ca(Ti, Fe, Cr, Zr)21O38]를 함유하지만, 일정 상에 대하여 수준의 차이가 있음을 나타내었다. C유형만이 높은 수준의 철 및 크롬에 기인한 스피넬 형성을 나타내었다. 지르코니아 수준이 높을수록 지르코놀라이트 형성을 촉진하고, 따라서 페르보스카이트를 형성하는데 보다 적은 칼슘이 이용될 수 있기 때문에, 페로브스카이트의 양은 폐기물 스트림 중에 지르코니아 수준의 증가에 따라 감소되었다.
폐기물 형태의 미세구조(microstructure)는 유사하였다.
세슘, 바륨 및 몰리브덴에 대한 침출 데이타는 표 5에 기록되었다. 이 표는 세가지 시험 각각으로부터 평균 값을 포함한다. 모든 제제에 대하여, 침출 속도는 폐기물 종류의 실제적으로 완전한 고정화를 입증하면서, 참고 등급 Synroc C와 비교할 만하다.
폐기물 스트림 조성물에서 차이에도 불구하고, 주어진 상 조합물은 일정한 전구체 제제를 사용하여 내구성 있는 폐기물 형태를 생성하기에 명백히 충분한 적용성을 갖는다. 이것은 존재하는 상의 비율 및 상의 조성을 더 낮은 정도로 변화시켜서 달성된다. 로베린가이트 유형의 상은 상 안정성을 돕는다. 또한, Synroc C 중의 마그넬리(Magneli) 상에 대하여 유사한 방식으로 완충제로서 작용한다.
폐기물 형태에 대하여 표준화된 세슘, 몰리브덴 및 바륨의 침출 속도 (g/m2d)
세슘 몰리브덴 바륨
E 0.20 0.31 0.13
D 0.23 0.50 0.15
B 0.29 0.74 0.15
A 0.18 0.49 0.09
C 0.21 0.75 0.04
H 0.19 0.34 0.11
G 0.17 0.34 0.12
F 0.21 0.76 0.08
혼합 0.17 0.48 0.09

Claims (32)

  1. 세라믹 폐기물 고정화 매개체로서, 상기 매개체에 재가공된 핵 연료 조합물 유래의 폐기물이 함유되어 있고, 조사된 핵 연료 중의 적어도 핵분열 생성물에서 유래한 폐기물 이온이 고체 용액 형태로 용해될 수 있고, 상기 세라믹 폐기물 고정화 매개체는 홀란다이트, 페로브스카이트 및 지르코놀라이트의 상을 함유하는 매트릭스를 가지고, 상기 매트릭스 중에 폐기물 이온이 용해되어 있고, 상기 폐기물은 연료 조합물의 비-연료 성분에서 유래한 재료를 포함하고, 비-연료 성분 유래의 철 및 지르코늄이 상기 폐기물에서 가장 풍부한 원소이고, 그리고 비-연료 성분이 상기 세라믹 폐기물 고정화 매개체의 매트릭스를 형성하기 위하여 사용되는 것인, 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  2. 제 1항에 있어서, 30-65 중량%의 폐기물을 함유하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  3. 제 2항에 있어서, 35-65 중량%의 폐기물을 함유하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  4. 제 3항에 있어서, 40-60 중량%의 폐기물을 함유하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  5. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 매트릭스는 로베린가이트 상을 포함하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  6. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 매트릭스는 철이 풍부한 상을 포함하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  7. 제 6항에 있어서, 상기 철이 풍부한 상은 철 풍부 스피넬 유형 상을 포함하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  8. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 매트릭스는 금속 상, 금속간 합금 상, 티타니아-풍부 완충 상, 다비다이트 및 철 오스테나이트로 이루어진 그룹으로부터 선택된 하나 이상의 상을 포함하는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  9. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 폐기물은 지르코늄, 철, 크롬 및 니켈을 함유하는 개선된 퓨렉스 재가공 작업에서 유래한 고준위 방사성 폐기물 스트림으로부터 발생되는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  10. 제6항에 있어서, 상기 철이 풍부한 상은 상기 폐기물 중에 존재하는 철로부터 형성되는 것을 특징으로 하는 세라믹 폐기물 고정화 매개체.
  11. 삭제
  12. 삭제
  13. 삭제
  14. 삭제
  15. 삭제
  16. 삭제
  17. 삭제
  18. 삭제
  19. 삭제
  20. 삭제
  21. 삭제
  22. 삭제
  23. 삭제
  24. 삭제
  25. 삭제
  26. 삭제
  27. 삭제
  28. 삭제
  29. 삭제
  30. 삭제
  31. 삭제
  32. 삭제
KR1020027006053A 1999-11-12 2000-11-08 폐기물의 캡슐화 KR100790034B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GBGB9926674.4A GB9926674D0 (en) 1999-11-12 1999-11-12 Encapsulation of waste
GB9926674.4 1999-11-12

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20020085889A KR20020085889A (ko) 2002-11-16
KR100790034B1 true KR100790034B1 (ko) 2007-12-31

Family

ID=10864327

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020027006053A KR100790034B1 (ko) 1999-11-12 2000-11-08 폐기물의 캡슐화

Country Status (7)

Country Link
US (1) US7078581B1 (ko)
EP (1) EP1230646B1 (ko)
JP (1) JP4690623B2 (ko)
KR (1) KR100790034B1 (ko)
AU (1) AU1288801A (ko)
GB (1) GB9926674D0 (ko)
WO (1) WO2001035422A2 (ko)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2367419A (en) * 2000-08-19 2002-04-03 British Nuclear Fuels Plc Encapsulation of waste
GB2367420A (en) * 2000-08-19 2002-04-03 British Nuclear Fuels Plc Encapsulation of waste
FR2833257B1 (fr) * 2001-12-11 2004-01-30 Commissariat Energie Atomique Ceramique de structure hollandite incorporant du cesium utilisable pour un eventuel conditionnement de cesium radioactif et ses procedes de synthese
JP4670075B2 (ja) * 2004-08-30 2011-04-13 独立行政法人物質・材料研究機構 放射性廃棄物の固体化合物及びこれに用いるチタン酸ホランダイト単結晶の製造方法
RU2474896C1 (ru) * 2011-08-31 2013-02-10 Дмитрий Георгиевич Кузнецов Способ низкотемпературной иммобилизации жидких радиоактивных отходов
JP6668215B2 (ja) * 2016-10-18 2020-03-18 株式会社東芝 放射性廃棄物の処理方法及び処理装置
WO2018129303A1 (en) * 2017-01-06 2018-07-12 GeoRoc International, Inc. Process for treating fluid wastes
RU2643362C1 (ru) * 2017-01-16 2018-02-01 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Способ обращения с радиоактивными растворами после дезактивации поверхностей защитного оборудования
CN111004032A (zh) * 2019-11-29 2020-04-14 广东工业大学 一种钙钛锆石型陶瓷固化体及其制备方法和应用
CN111233336B (zh) * 2020-02-26 2022-07-01 西南科技大学 一种锶、铯玻璃陶瓷共固化体的低温制备方法
CN116239379B (zh) * 2022-11-29 2024-01-09 广东工业大学 一种Ce-Cr-Fe共掺钙钛锆石陶瓷固化体及其制备方法和应用

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0044692A2 (en) * 1980-07-15 1982-01-27 AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION Arrangements for containing waste material
US4329248A (en) 1979-03-01 1982-05-11 The Australian National University Process for the treatment of high level nuclear wastes
EP0244534A1 (en) * 1985-11-04 1987-11-11 Australian Nuclear Science And Technology Organisation Preparation of particulate radioactive waste mixtures
US5267276A (en) * 1991-11-12 1993-11-30 The University Of Chicago Neutron transport analysis for nuclear reactor design

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6044640B2 (ja) * 1978-07-14 1985-10-04 ジ・オ−ストラリアン・ナシヨナル・ユニバ−シテイ 高レベル放射性廃棄物か焼物を不動態化する方法および不動態化した高レベル放射性廃棄物を含有する鉱物集合体
US4274976A (en) * 1978-07-14 1981-06-23 The Australian National University Treatment of high level nuclear reactor wastes
US4383855A (en) * 1981-04-01 1983-05-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Cermets and method for making same
IT1176516B (it) 1984-07-31 1987-08-18 Agip Spa Procedimento per la immobilizzazione di elementi di prodotti di fissione e/o elementi transuranici contenuti in scorie liquide radioattive ed apparecchiatura atta allo scopo
US5248453A (en) 1988-11-18 1993-09-28 Australian Nuclear Science & Technology Organization Processing of a dry precursor material
JP3094778B2 (ja) * 1994-03-18 2000-10-03 株式会社日立製作所 軽水炉用燃料集合体とそれに用いられる部品及び合金並びに製造法
WO1998001867A1 (en) 1996-07-04 1998-01-15 British Nuclear Fuels Plc Encapsulation of waste
AUPP355598A0 (en) * 1998-05-18 1998-06-11 Australian National University, The High level nuclear waste disposal
RU2136063C1 (ru) * 1998-06-03 1999-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара" Аппарат для растворения отработавших твэлов и аппарат для обработки твердых частиц жидкостью
US6137025A (en) * 1998-06-23 2000-10-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Ceramic composition for immobilization of actinides
FR2804103B1 (fr) * 2000-01-26 2002-03-01 Commissariat Energie Atomique Procede de conditionnement d'effluents de soude sous forme nepheline

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4329248A (en) 1979-03-01 1982-05-11 The Australian National University Process for the treatment of high level nuclear wastes
EP0044692A2 (en) * 1980-07-15 1982-01-27 AUSTRALIAN NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY ORGANISATION Arrangements for containing waste material
EP0244534A1 (en) * 1985-11-04 1987-11-11 Australian Nuclear Science And Technology Organisation Preparation of particulate radioactive waste mixtures
US5267276A (en) * 1991-11-12 1993-11-30 The University Of Chicago Neutron transport analysis for nuclear reactor design

Also Published As

Publication number Publication date
AU1288801A (en) 2001-06-06
WO2001035422A2 (en) 2001-05-17
GB9926674D0 (en) 2000-01-12
JP2003514240A (ja) 2003-04-15
EP1230646B1 (en) 2009-05-27
WO2001035422A3 (en) 2002-03-21
KR20020085889A (ko) 2002-11-16
US7078581B1 (en) 2006-07-18
JP4690623B2 (ja) 2011-06-01
EP1230646A2 (en) 2002-08-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100790034B1 (ko) 폐기물의 캡슐화
US6251310B1 (en) Method of manufacturing a nuclear fuel pellet by recycling an irradiated oxide fuel pellet
BUYKX et al. Titanate ceramics for the immobilization of sodium‐bearing high‐level nuclear waste
Dosch et al. Crystalline titanate ceramic nuclear waste forms: processing and microstructure
Ringwood et al. Immobilization of high-level waste in ceramic waste forms
Maddrell Hot isostatically pressed wasteforms for future nuclear fuel cycles
Hart et al. Immobilization of separated Tc and Cs/Sr in synroc
US3117372A (en) Stabilized rare earth oxides for a control rod and method of preparation
DE1172238B (de) Verfahren zur Fixierung radioaktiver Stoffe
JP4674312B2 (ja) 核燃料ペレットの製造方法および核燃料ペレット
Vance et al. Freudenbergite: a possible synroc phase for sodium‐bearing high‐level waste
Vance et al. Immobilization of sodium and potassium in Synroc
WO1998001867A1 (en) Encapsulation of waste
US5464571A (en) Once-through nuclear reactor fuel compounds
WO2021019319A1 (en) Method for obtaining nanoparticulated ashes of actinide, lanthanide, metal and non-metal oxides from a nitrate solution or from a nitrate, oxide, metal and non-metal suspension
CN116239379B (zh) 一种Ce-Cr-Fe共掺钙钛锆石陶瓷固化体及其制备方法和应用
Stewart et al. Titanate wasteforms for Tc-99 immobilization
US7148394B2 (en) Ceramic for packaging of radioactive cesium
Scales et al. Demonstrating a Glass Ceramic route for the Immobilisation of Plutonium containing Wastes and Residues on the Sellafield Site
Oversby Properties of SYNROC C nuclear-waste form: a state-of-the-art review
Maddrell The Development of a Ceramic Waste Form for Immobilisation of Highly Active Wastes from Radical Purex Reprocessing Operations
GB2367420A (en) Encapsulation of waste
US20040267080A1 (en) Encapsulation of waste
GB2367418A (en) Encapsulation of waste
Maddrell et al. Ceramic wasteforms for the conditioning of spent MOx fuel wastes

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E801 Decision on dismissal of amendment
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
LAPS Lapse due to unpaid annual fee