KR20110082630A - 방사성 폐기물의 최종 저장에 적합한 그라파이트 및 무기 결합제로 구성된 매트릭스 물질, 이를 제조하는 방법, 이를 처리하는 방법 및 이의 용도 - Google Patents

방사성 폐기물의 최종 저장에 적합한 그라파이트 및 무기 결합제로 구성된 매트릭스 물질, 이를 제조하는 방법, 이를 처리하는 방법 및 이의 용도 Download PDF

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Abstract

본 발명은 방사성 폐기물의 안전한 중간 및/또는 최종 저장을 위한 매트릭스 물질로서, 그라파이트와 하나 이상의 무기 결합제를 포함하는 매트릭스 물질에 관한 것이다. 공지된 물질은 방사성 폐기물이 10만년 초과의 기간 동안 안전하게 봉입될 수 없다. 매트릭스 물질 및 이로부터 제조된 블록은 이보다 더 긴 시간 동안 방사성 폐기물의 안전한 매립 및 최종 저장에 적합하다. 추가로, 매트릭스 물질로부터 제조된 블록은 블록 내에 봉입된 방사성 폐기물과 함께 용이하게 제조될 수 있다.

Description

방사성 폐기물의 최종 저장에 적합한 그라파이트 및 무기 결합제로 구성된 매트릭스 물질, 이를 제조하는 방법, 이를 처리하는 방법 및 이의 용도{Matrix material composed of graphite and inorganic binders and suitable for final storage of radioactive wastes, method for the manufacture thereof and processing and use thereof}
본 발명은 특정의 구성으로 인해서 방사성 폐기물의 안전한 최종 처리에 적합한 매트릭스 물질에 관한 것이다. 본 발명은 또한 그러한 매트릭스 물질의 생산 및 처리 방법 및 이들의 용도에 관한 것이다.
예를 들어, 방사성 폐기물은 원자력 발전소로부터의 사용후 핵연료 엘리먼트(BE) 및 핵연료 재처리로부터 생성된 폐기물, 및 또한 원자력 발전소의 재처리 작업으로부터 생성되거나 더 이상 사용될 수 없는 핵 기술, 의약 및 산업에서의 방사성 물질의 취급으로부터 생성되는 방사성 물질일 수 있다.
1000MWe 전력의 경수로(light water reactor (LWR)) 또는 중수로(heavy water reactor (SWR)로부터의 사용후 핵연료 엘리먼트(spent nuclear fuel element)의 핵연료 재처리에서, 매년 고준위 방사성을 지닌 750kg의 폐기물이 증가한다. 핵 연료 재처리 후에, 폐기물은 액체 형태로 존재하며, 바람직하게는 하소에 의해서 고체 형태로 전환된다. 또한, 대응하는 핵분열 생성물의 붕괴열 및 반감기는 10의 수 제곱만큼 서로 다르다.
원자력 발전소 또는 연구 기관의 작업으로부터의 방사성 폐기물의 컨디셔닝(conditioning) 및 저장을 위해서, 오늘날 상이한 형태로 사용되는 일련의 방법이 개발되었다. 방사성 폐기물의 컨디셔닝은 방사성 폐기물이 최종 처리에 적합한 형태로 전환됨을 의미한다. 약간의 열을 발생시키는 방사성 폐기물을 안전한 방법으로 패키징하고 최종 처리 조건을 충족시키는 여러 방법이 존재한다. 예를 들어, 방사성 폐기물은 소위 코팅된 입자 또는 보로실리케이트 유리의 유리 비드로 전환될 수 있다. 그럼에도 불구하고, 이들 컨디셔닝된 방사성 폐기물은 최종 안전 조건하에 처리되어서, 예를 들어, 방사성 핵종이 누출 및 이동에 의해서 지상으로 방출될 수 없게 해야 한다.
바람직하게는, 유리화(vitrification) 방법의 기술은 사용후 핵연료 연료봉의 핵연료 재처리 후에 고준위 방사성을 지닌 폐기물에 대해서 이용된다. 이러한 유리 및 폐기물의 혼합물은 특정의 금속성 용기 내로 도입되고 현재의 기술 상태에 따른 장기간 저장에 제공된다.
또한, 사용후 핵연료 엘리먼트가 또한 어떠한 핵연료 재처리 없이 장기간 저장을 위해서 특정의 금속성 용기 내로 도입된다.
이러한 용기가 지닌 문제는 현재까지 알려진 모든 금속 물질이 10,000년의 예상되는 최대 부식 내성을 지니며, 그에 따라서, 방사성 폐기물의 안전한 봉쇄가 달성될 수 없다는 사실이다. 핵분열 생성물은 현재까지 알려진 물질의 물리적인 수명보다 훨씬 더 긴 반감기를 지님이 알려져 있다. 또한, pH 값의 변화와 같은 영향이 있으며, 이는 용기 물질의 부식을 초래할 수 있고, 그에 따라서, 폐기물 패키지의 침출이 초래될 수 있으며, 이는 방사성 핵분열 생성물의 엄청난 침출 위험이다. 따라서, 안전한 최종 처리를 위한 요건이 충족되지 않고 있다.
현재까지, 용기를 위한 비금속 물질의 사용은 여러 사실, 예컨대, 불충분한 부식 및 침출 내성, 불충분한 물리적 강도, 너무 높은 다공성으로 인해서 제안되지 않았다.
또한, 그라파이트 및 유기 결합제의 재료는 단점이 있다. 결합제는 생산 공정 동안에 각각의 성분을 결합시키는 역할을 한다. 그러나, 그 후에, 도입된 결합제는 물질로부터 제거되어야 하며, 그 이유는, 이들이 제거되지 않는 경우, 이들은 생성된 생성물의 성질을 손상시킬 수 있기 때문이며, 또한 유기 결합제가 방사선에 의해서 손상되고 부분적으로 가스 성분으로 분해되어 후속적으로 물질로부터 방출될 것이기 때문이다. 일부 이들 가스 분해 생성물은 가연성이며, 그에 따라서, 최종 처리에 대한 잠재적 위험이 있다. 이러한 경우에, 불행하게도 기공이 생성되고, 그러한 기공은 생성물의 부식 및 침출 내성을 상당히 열화시킨다.
1979년 특허 DE 29 17437 C2는 고형의 방사성 및 독성 폐기물을 결합제로서 황 또는 금속 설파이드와의 천연 그라파이트의 그라파이트 매트릭스내로 매립하는 방법을 기재하고 있다. 상기 특허에서, 단지 니켈 설파이드가 결합제로서 언급되어 있다.
1983년 특허출원 DE 31 44754 A1의 공개 공보에는 방사성 폐기물의 안전한 장시간 매립을 위한 그라파이트 및 무기 결합제의 성형체(molded body)의 생산방법을 기재하고 있다. 우선, 이러한 공보는 혼합된 물질의 성형체의 제조방법에 관한 것이며, 결합제는 우선적으로는 니켈 설파이드로 제한되고 있는 금속 설파이드로 한정되고 있다. 본 발명과 비교한 단점은 니켈 설파이드가 사실 물에 난용성이지만, 문제가 되는 최종 처리를 위한 매립 물질로서의 그 적합성이라 일컬어지는 산성 매질중에서의 용해도가 현저하게 증가한다.
1984년 특허 DE 31 44755 C2는 사용후 핵연료 연료봉의 매립을 위한 그라파이트 및 니켈 설파이드의 성형체 및 그 제조 방법을 기재하고 있다.
동일한 사항이 그라파이트 및 결합제를 포함하는 물질에 적용된다. 그라파이트 및 니켈 설파이드의 매트릭스내로의 HLW 시뮬레이트(simulat)(고준위 폐기물 시뮬레이트)의 매립이 문헌[M. Hrovat et al., "Highly Dense Graphite Matrix: New Materials of the Conditioning of Radioactive Waste", Nuclear Technology, Vol. 61, June 1983, pages 460 to 464]에 기재되어 있다. 그라파이트 및 니켈 설파이드의 매트릭스의 단점은 특히 물질의 pH 값 의존적 안정성이다. 실온에서 0.1m HCl을 함유한 포화 염수중에서 측정된 각각의 부식 값은 HCl의 첨가 없이 100℃에서 측정된 값에 비해서 10의 제곱 초과이다.
1981년 공개 공보 DE 31 44764 A1는, 그라파이트를 위한 결합제로서 Ni3S2의 형태의 니켈 설파이드를 사용한, 방사성 폐기물의 매립을 위한 성형체 및 그 생산방법을 기재하고 있다.
1982년 특허 DE 32 37163 C2는 양호한 슬립성을 지니는 예비 제조된 부분의 생산에 사용하기 위한 20 내지 80중량%의 금속 설파이드및 탄소를 함유한 구성의 물질을 기재하고 있다.
US 4,274,976호는 방사성 폐기물을 옥사이드의 결정 구조내로 매립하는 방법을 기재하고 있으며, 상기 옥사이드는 격자 거리로 인해서 폐기물의 누출을 초래한다. 이러한 경우에, 요구된 밀도로 성형체로의 물질의 압축이 아주 어려웠다.
1962년 US 3,624,005호는 전기 모터와 그라파이트 베어링(graphite bearing)을 위한 브러시(brush)의 생산에 사용되는 그라파이트와 유리의 물질을 기재하고 있다. 이들 물질의 상기 언급된 용도 외에, 상기 발명의 중요한 내용은 또한 이의 가공성(machinability) 및 연마특성(polishability) 뿐만 아니라, 양호한 마모내성 및 낮은 마찰 상수이다. 이러한 성질은 본 발명에서 관심이 없는 성질이다. 본 발명에 기재된 물질은 60중량% 초과의 그라파이트 함량에서 다공성으로 인해서 수성 상의 투과에 대한 충분한 방지를 제공할 수 없다.
방사성 폐기물, 예를 들어, 고준위 방사성 폐기물((high level waste = HLW)의 최종 처리에 대한 가장 중요한 요건 중 하나는 지질 시대에 걸친 폐기물의 안전한 매립이다. 1만 년 또는 그 초과만큼의 기간이 바람직하다. 이러한 요건은 현재까지 알려진 어떠한 최종 처리 방법에 의해서는 충족될 수 없다. 동일한 사항이 각각의 물질에 적용된다.
따라서, 본 발명의 목적은 방사성 폐기물의 안전한 매립 및 최종 처리에 적합한 매트릭스 물질을 제공하는 것이다.
본 발명의 목적은, 방사성 폐기물의 최종 처리에 적합한, 방사성 폐기물의 안전한 일시적 및/또는 최종 처리를 위한 매트릭스로서, 그라파이트와 유리, 알루미노실리케이트 및/또는 실리케이트 및/또는 보레이트 및/또는 황화납(lead sulfide)으로부터 선택된 무기 결합제를 포함함을 특징으로 하는 매트릭스 물질에 의해서 달성된다.
바람직하게는, 무기 결합제는 유리(glass)이며, 더욱 바람직하게는 유리 분말로서 사용된다. 대안적으로, 무기 결합제는 또한 실리케이트, 알루미노실리케이트, 보레이트 또는 황화납일 수 있다.
이러한 그라파이트-기재 매트릭스의 추가의 이점은 이의 높은 열 전도성, 높은 경도/물리적 강도 및 비교적 낮은 열 팽창성뿐만 아니라, 아주 낮은 크랙 개시 성향이다.
상기 기재된 바와 같이, 무기 결합제로서 유리, 알루미노실리케이트 및 실리케이트 또는 보레이트 및 황화납이 적합하다. 알루미노실리케이트는 SiO4의 사면체와 AlO4의 사면체의 기본 단위로 구성된 실리케이트 그룹의 광물 및 화학적 화합물을 의미한다.
본 발명의 바람직한 구체예는 무기 결합제로서의 유리를 포함하며, 더욱 바람직하게는 보로실리케이트 유리를 포함한다. 보로실리케이트 유리의 이점은 양호한 부식 안정성이다. 보로실리케이트 유리는 양호한 화학적 및 온도 내성을 지니는 유리이다. 양호한 화학적 내성, 예를 들어, 물, 많은 화학약품 및 약제 생성물에 대한 양호한 화학적 내성은 유리의 붕소 함량에 의해서 설명될 수 있다. 갑작스런 온도 변화에 대한 보로실리케이트 유리의 무반응 및 온도내성은 보로실리케이트 유리의 약 3.3x10-6 K-1의 낮은 열 팽창 계수의 결과이다. 본원 출원시의 일반적인 보로실리케이트 유리에는, 예를 들어, Jeaner Glas, Duran®, Pyrex®, Ilmabor®, Simax®, Solidex® 및 Fiolax®가 있다. 어떠한 문제 없이 당업자라면 적합한 보로실리케이트 유리를 선택할 것이다.
무기 결합제는 매트릭스 물질 전체 양을 기준으로 하여 40중량% 이하의 양으로 존재하는 것이 바람직하다. 또한, 무기 결합제의 양은 바람직하게는 10 내지 30중량%이며, 더욱 바람직하게는 15 내지 25중량%이다.
바람직하게는, 무기 결합제는 연화된 상태 또는 용융된 상태로 그라파이트 습윤화 물질이며, 그 이유는 이러한 경우에 그라파이트 입자들 사이의 공극이 압축을 위한 외부의 압력 없이 각각 모세관력 및 접착력에 의해서 자력으로 폐쇄될 수 있기 때문이다.
본 발명의 명세서 및 특허청구범위에서 방사성 폐기물 또는 방사성 폐기물들이 언급되면, 이들 용어는 모든 종류의 방사성 폐기물을 일컷는 것이다. 따라서, 이들 용어는 고준위 방사성 폐기물뿐만 아니라, 저준위 방사성 폐기물 및 중간 준위의 방사성 폐기물에 관한 것이다.
예를 들어, 방사성 폐기물은 하기 기재된 바와 같이 표현될 수 있다:
- 코팅된 폐기물 입자,
- 폐기물이 부하된 유리 비드,
- 하소된 방사성 분말,
- 사용후 핵연료 엘리먼트 볼
- 프리즘 모양의 핵연료 엘리먼트 또는 반사경 블록의 분말 및/또는 단편 형태의 방사성 폐기물,
- 사용후 LWR(경수로: light water reactor) 및/또는 SWR(중수로: heavy water reactor) 핵연료봉, 및
- 핵연료 엘리먼트의 용해로부터의 불용성 방사성 잔류물(공급 슬러지: feed sludge).
이러한 목록은 예시적인 것이며 배타적인 것이 아니다.
통상의 결합제에 대비되게 본 발명에 따른 특정의 무기 결합제는 열 처리 동안에 각각 사용된 결합제가 매트릭스내의 기공의 형성을 초래하는 가스성 크랙 생성물을 형성하지 않는 이점을 지닌다. 이는 본 발명에 따른 무기 결합제가 반응 과정에 참여하지 않고, 그에 따라서, 기공이 형성되지 않음을 의미한다. 본 발명에 따라 각각 사용된 무기 결합제는, 그럼에도 불구하고, 형성될 수 있는 기공을 폐쇄시켜서 높은 밀도 및 양호한 부식 내성을 유도하는 추가의 이점을 지닌다.
방사성핵종의 붕괴열의 소산이 본 발명에 따른 매트릭스 물질의 높은 열 전도성으로 인해서 매트릭스 물질 내로의 방사성 폐기물의 매립에 의해서 현저하게 개선된다.
또한, 매트릭스 물질은 우수한 부식 및 침출 내성 배리어(barrier)이다. 염화마그네슘이 풍부한 염수(문헌["Stellungnahme des Arbeitskreis HAW-Produkte: Korrosionsexperimente an verglasten Abfaellen, Salzloesungen zu S/V-Verhaeltnis; 1986"]에 따른 염수 2)중의 95℃에서 매트릭스 물질의 표면상에서의 부식율은 2x10-4 g/m2d 미만, 더욱 바람직하게는, 2x10-5 g/m2d 미만, 특히 바람직하게는 2x10-6 g/m2d 미만이다. 부식율의 측정을 위한 염수 1리터는 증류수 중에 용해된 937.1 g MgCl2*6H2O, 0.13 g MgSO4*7H2O, 4.13 g NaCl, 1.42 g KCl 및 39.68 g CaCl2*2H2O로 이루어져 있다. 95℃에서의 부식율은 다음과 같이 측정된다: 10*10*10 mm의 치수를 지닌 매트릭스 물질로부터 제조된 성형체가 플라스틱 비이커내의 100ml의 염수중에 침지된다. 이러한 측정 동안에, 성형체는 실에 매달아서 표면 영역이 비이커와 접촉되지 않게 한다. 3개월 또는 1 년 후에 성형체의 중량을 0.1mg의 정확도로 측정하고, 중량 손실과 관련하여 표면상의 부식율을 측정한다. 대안적으로, 염수중에 침출된 규소 함량 및 그에 따른 유리의 부식율이 또한 측정된다.
본 발명에 따르면, 매트릭스 물질이 60중량% 내지 90중량%의 그라파이트 및 10중량% 내지 40중량%의 무기 결합제를 포함하며, 매트릭스 물질의 밀도가 이론적인 밀도 값의 95% 이상에 달성되는 것이 바람직하다. 바람직하게는 이론적인 밀도의 97%이상, 이상적으로는 99%이상이 달성된다.
본 발명에 따르면, 매트릭스 물질이 5% 미만의 개방 기공율, 더욱 바람직하게는 2% 미만의 개방 기공율을 지니는 것이 바람직하다.
본 명세서에서, 용어 밀도 및 이론적인 밀도는 각각 기공을 함유하지 않는 물질의 성질에 대한 동의어로서 사용된다. 이론적인 밀도는, 예를 들어, X-선 지오그래픽 데이타(X-ray geographic data)(몰 질량, 단위 셀당 화학식 단위의 수, 단위 셀당 용적)으로부터 계산될 수 있는 밀도를 의미한다. 매트릭스 물질이 높은 밀도를 지녀서, 예를 들어, 습기가 매트릭스 물질내로 침투할 수 없게 하는 것이 중요하다. 본 발명에서는 매트릭스 물질의 수리전도도(hydraulic conductivity)가 <1x10-9 m2/sec이어야 한다. 또한, 이의 조밀한 구조로 인해서, 매트릭스 물질은, 예를 들어, 물질 내로의 수성 상의 침투를 방지한다.
용어 기공율은 물리적인 값이며, 물질 또는 물질 혼합물의 전체 용적에 대한 공극의 용적 비율이다. 기공율은 실질적으로 존재하는 공극의 분류된 비율이다.
본 발명에 따른 매트릭스 물질내의 그라파이트는 20중량% 내지 100중량%의 천연 그라파이트 및 0중량% 내지 80중량%의 합성 그라파이트로 이루어지는 것이 바람직하다.
본 발명에 따른 매트릭스 물질내의 그라파이트 혼합물은 60중량% 내지 100중량%의 천연 그라파이트 및 0중량% 내지 40중량%의 합성 그라파이트로 이루어지는 것이 또한 바람직하다. 합성 그라파이트는 또한 그라파이트화된 전기 분말(일렉트로그라파이트: electrographite)라 일컬러진다. 본 발명에 따르면, 본 발명에 따른 매트릭스 물질중의 그라파이트가 일부의 천연 그라파이트를 포함하는 것이 특히 바람직하다. 천연 그라파이트는 저렴하다는 이점, 그라파이트 알갱이가 합성 그라파이트에 비해서 마이크로-크랙이 없다는 이점, 및, 예를 들어, 거의 이론적인 밀도를 지닌 성형체로 용이하게 압축될 수 있다는 이점을 지닌다.
그라파이트가 천연 그라파이트 또는 합성 그라파이트 또는 이들 둘의 혼합물인 것이 또한 바람직하다.
매트릭스 내에서 하소되는 합성 또는 천연 그라파이트는 비-조사된(non-irradiated) 및/또는 조사된 및/또는 방사성으로 오염된 그라파이트로서 존재할 수 있다. 사용된 유리가 또한 방사성 활성 성분을 함유할 수 있다.
또한, 보조 압축 물질이 매트릭스 물질에 혼합될 수 있다.
이러한 경우에, 하기 조성의 매트릭스 성분이 사용된다:
Figure pct00001
진공하에 고온에서 보조 압축 물질로서, 높은 분자량을 지니는 휘발성 왁스 또는 알콜이 사용되며, 이는 충분한 압축생형 안정성(green compact stability)을 가능하게 하지만, 소결 공정 동안에 성형체로부터 완전히 제거되어서, 이의 비율이 매트릭스 성분을 계산하는데 고려되지 않게 한다.
중간 단계에서, 공동을 지닌 성형체가 생산 방식 및 매립되는 폐기물에 따라서 예비 성형 압축 과정에 의해서 제조된다. 최종 성형체의 생산은 냉간정수압 성형(cold isostatic pressing)에 이어서, 진공 소결 과정에 의해서 달성되며, 임의로, 열간등압성형(hot isostatic pressing) 또는 진공하의 열간-압축에 의해서 높은 불활성 가스 압력하에 후속 등압 성형(isostatic compaction)이 수행된다.
매트릭스 성분의 균질화된 혼합물이 모든 생산 과정에 사용되며, 과립 형태의 매트릭스 물질의 추가의 예비 압축(precompaction)이 성형체의 압축에 유리하다.
분말형 방사성 폐기물의 매립, 특히 방사성 그라파이트의 매립이 방사성이 아닌 비-방사성 매트릭스 성분과의 직접적인 혼합에 의해서 수행될 수 있으며, 이들 매트릭스 성분은 임의로 단지 유리 분말일 수 있다. 이러한 경우에, 차가운 상태의 혼합물을 성형체로 압축하고, 그러한 성형체를 혼합된 방사성 폐기물이 없는 매트릭스 물질의 외피와 함께 추가적으로 다시 한번 조립된 성형체로 압축하거나, 방사성 폐기물이 혼합된 매트릭스 물질을 방사성 성분이 없는 냉간 성형된 성형체의 공동내로 압축하여, 최종적으로 고도로 압축된 성형체의 외벽이 방사성 물질을 함유하지 않게 하는 것이 유리하다.
더 큰 기하구조의 성형체 형태로 방사성 폐기물의 매립을 위해서(도 1 참조), 각각의 공동을 지니는 성형체가 예비 성형되고, 공동이 압축 과정 전에 폐기물 입자 및 매트릭스 물질로 균일하고 완벽하게 충전된다.
매립되는 폐기물의 가능한 예는 다음과 같다:
· HTR 핵연료 엘리먼트 볼
· 프리즘 모양의 HTR(HTR = high temperature reactor: 고온 원자로) 핵연료 엘리먼트의 단편, 부분 또는 과립
· 방사성 폐기물이 부하된 유리 비드
· HTR 핵연료 엘리먼트의 고팅된 입자
· 물질 시험 원자로의 핵연료 엘리먼트 및 물질 시험 원자로의 핵연료 엘리먼트의 단편
· 핵연료 재처리로부터의 핵연료 엘리먼트의 클래딩 폐기물(cladding waste)
· LWR/SWR 핵연료봉
· 원자로 코어의 내부물질의 단편
· 하소된 HLW 분말
· 핵연료 엘리먼트의 용해로부터의 불용성 방사성 잔류물(공급 슬러지).
매트릭스 물질로부터, 바람직하게는 성형체가 생산되고, 그러한 성형체에 바람직하게는 방사성 폐기물이 매립된다.
유리/ 그라파이트의 혼합물의 성형체의 생산 예
실시예 1:
약 30㎛의 평균 입자 크기를 지닌 천연 그라파이트를 약 30㎛의 평균 입자 크기를 지닌 20%의 보로실리케이트 유리(회사 Schott 8250™)와 균일한 분말로 혼합하였다. 그러한 분말 혼합물을 압축기(compactor)(Hosokawa Bepex 회사의 Pharmapaktor® L 200/50 P)에서 예비 압축하였다. Pharmapaktor에는 11 x 11 mm 치수로 브리케팅(briquetting)하기 위한 브리케팅 롤(briquetting roll)과 실린더/콘-모양 예비 압축 스트류가 장착되어 있다. 그렇게 생산된 펠릿의 브리케트 중량(briquette weight)은 약 0.7g이었으며 브리케트 밀도는 1.64 g/cm3이었다. 후속하여, 펠릿을 스크린-타입 밀(screen-type mill)에서 과립화하였다. 스크린-타입 밀에는, 3.15 mm의 메쉬(mesh) 크기를 지닌 스트레이너(strainer)가 설치되어 있다. 대체적으로 분쇄한 후에, 하기 벌크 밀도가 생성되었다:
과립: 0.8 내지 3.15 mm → 986 g/l
0 내지 3.15 mm → 1,030 g/l
과립의 수율은 49%였다.
제조된 과립을 후속하여 약 1050℃의 온도에서 200kN의 압축력으로 진공(Pabs < 10 mbar)하에 열간 압축으로 압축하였다.
그에 따라서 생산된 성형체는 80mm의 직경 및 약 50mm의 높이를 지녔다. 성형체의 밀도는 2.21 g/cm3이고, 그에 따라서, 2.26 g/cm3인 그라파이트 단결정의 이론적인 밀도와 근사하며, 이는 거의 무-기공(pore-free) 구조를 의미한다. 성형체로부터, 광학 현미경 뿐만 아니라, 주사전자현미경(scanning electron microscope)에 의한 관찰에서 어떠한 가시적인 기공이 없는 연마된 시편을 제조하였다.
물질 특성:
압축 강도: 52 내지 71 N/mm2
록웰 경도 HR15Y(Rockwell hardness HR15Y): ∥ 92.2
⊥ 87.8
비저항(Spec. elec. resistance): ∥ 3.1±0.2·10-5Ωm
⊥ 1.8±0.2·10-5Ωm
수은 기공률 측정장치(mercury porosimetry)에 의한 조사에서 어떠한 개방 거대 또는 미세 다공성이 관찰되지 않았다. 주사전자현미경의 그림 또한 기공의 존재를 암시하지 않고 있다.
실시예 2:
약 30㎛의 평균 입자 크기를 지닌 1부의 합성 그라파이트(Graptech Grade CS)와 4부의 천연 그라파이트의 혼합물을 약 300㎛의 평균 입자 크기를 지닌 20%의 보로실리케이트 유리(회사 Schott 8330™)와 균질한 분말로 혼합하고, 실시예 1에서와 같이 예비 압축하고 과립화하였다. 과립: 각각 0.8 내지 3.15 mm → 932 g/l 또는 0 내지 3.15 mm → 954 g/l.
과립의 수율은 49%였다.
제조된 과립을 후속하여 약 1250℃의 온도에서 200kN의 압축력으로 진공(Pabs 약 250 mbar)하에 열간 압축으로 압축하였다.
그에 따라서 생산된 성형체는 80mm의 직경 및 약 25mm의 높이를 지녔다. 성형체의 밀도는 2.13 g/cm3이고, 그에 따라서, 실시예 1의 성형체의 밀도 보다 약간 낮은 밀도를 나타냈다. 그럼에도 불구하고, 그러한 밀도를 갖는 그라파이트의 성형체는 거의 무-기공(pore-free) 구조를 의미한다. 광학 현미경에 의한 연마된 시편의 그림의 조사에서 낮은 밀도에 대한 이유로서 거친 유리 입자의 사용을 확인하였다.
사용 예
실시예 1: 방사성 그라파이트의 매립(도 1 참조)
본 목적을 위해서, 매트릭스 물질로서, 조사된 그라파이트가 직접 또는 천연 그라파이트와의 혼합물로 사용되었다. 먼저, 조사된 그라파이트 폐기물을 분쇄하고, 스크리닝하여 10 내지 50㎛, 바람직하게는 25 ㎛의 평균 콘 크기를 지닌 분말을 생성시켰다. 후속하여, 조사된 그라파이트와 유리 분말의 분말형 성분, 및 임의의, 추가의 천연 그라파이트를 균질의 분말로 혼합하고, 그러한 혼합물을 과립화하였다. 그러한 과립으로부터, 실온에서, 압축된 브리케트를 생성시켰으며, 그러한 브리케트는 그러한 압축된 브리케트가 처리될 수 있는 생강도(green strength)를 지녔다. 동시에, 오염되지 않은 합성 그라파이트, 임의의 천연 그라파이트, 및 유리의 매트릭스 혼합물을 제조하고, 또한, 과립으로 가공하였다. 이러한 두 번째 과립으로부터, 실온에서, 하나 이상의 공동을 지닌 블록을 생성시켰으며, 이의 생강도는 성형체가 처리될 수 있게 하는 강도를 지녔다. 이러한 경우에, 공동/공동들은 이들이 조사된 물질로 오염된 이전에 생성되고 압축된 브리케트를 수용할 수 있게 형성된다. 이어서, 이들 압축된 브리케드가 블록의 공동내로 삽입되며 공동내의 제공된 상부 공간이 비-조사된 그라파이트로 충전되었다. 후속하여, 그러한 방법으로 조립된 이들 블록의 압축을 1000℃의 온도에서 압축에 적합한 도구내에서 진공하에 최종 밀도로 완료하였으며, 250℃로의 냉각 후에, 이를 방출시켰다.
실시예 2: 사용후 LWR 핵연료 엘리먼트의 매립(도 1 참조)
핵연료 재처리 없이 경수로(LWR)로부터의 사용후 핵연료봉을 천연 그라파이트 및/또는 합성 그라파이트 및 유리의 매트릭스 재료에 매립하였다.
핵연료봉은 나선형태로 감았으며, 이전에 층으로 압축함으로써 생성된 매트릭스 물질의 과립내로 실온에서 매립하였다. 후속하여, 실시예 1에 기재된 바와 같이 조립된 블록을 이러한 매트릭스 물질과 함께 균질의 성형체로 압축하였다.
실시예 3: 사용후 HTR 핵연료 엘리먼트 볼의 매립(도 1 참조)
고온 원자로(HTR)로부터의 사용후 핵연료 엘리먼트 볼을 매트릭스 물질내로 매립하였다. 우선, 그라파이트 분말 및 유리 분말(성형체의 생산방법 참조, 실시예 1)을 혼합하고, 압축 과립으로 가공하였다. 핵연료 엘리먼트 볼을 층으로 엇갈린 배열로 이러한 과립내로 삽입하고 단일 층들의 예비 압축에 의해서 블록을 형성시켰다. 후속하여, 실시예 1에 기재된 바와 같이 조립된 블록을 이러한 매트릭스 물질과 함께 균질의 성형체로 압축하였다.
도면의 설명
도 1은 천연 그라파이트 1 및/또는 합성 그라파이트 1a 및/또는 결합제 2의 성형체의 예이며, 그러한 성형체에는 상이한 종류의 방사성 폐기물 3 내지 6이 매립되어 있다.
참조 기호의 설명
1 = 천연 그라파이트
1a = 합성 그라파이트
2 = 결합제
3 = I-그라파이트, 분말화된 또는 과립화된, 하소된 HLW, 분말화된 또는 과립화된 유리 비드
4 = HTR BE 볼
5 = 프리즘 모양 HTR BE 단편
6 = 롤링된 LWR BE

Claims (14)

  1. 방사성 폐기물의 매립에 적합하며 방사성 폐기물의 안전한 일시적 및/또는 최종 처리를 위한 매트릭스 물질(matrix material)로서, 상기 매트릭스 물질이 그라파이트와, 유리, 알루미노실리케이트, 실리케이트, 보레이트 및 황화납으로부터 선택된 하나 이상의 무기 결합제를 포함함을 특징으로 하는 매트릭스 물질.
  2. 제 1항에 있어서, 무기 결합제가 유리인 매트릭스 물질.
  3. 제 2항에 있어서, 유리가 보로실리케이트 유리인 매트릭스 물질.
  4. 제 1항 내지 제 3항 중 어느 한 항에 있어서, 무기 결합제의 양이 매트릭스 물질의 전체 양을 기준으로 하여 40중량% 이하인 매트릭스 물질.
  5. 제 1항 내지 제 4항 중 어느 한 항에 있어서, 무기 결합제의 양이 매트릭스 물질의 전체 양을 기준으로 하여 10 내지 30중량%인 매트릭스 물질.
  6. 제 1항 내지 제 5항 중 어느 한 항에 있어서, 무기 결합제의 양이 매트릭스 물질의 전체 양을 기준으로 하여 15 내지 25중량%인 매트릭스 물질.
  7. 제 1항 내지 제 6항 중 어느 한 항에 있어서, 무기 결합제가 연화되거나 용융된 상태의 그라파이트 습윤화 물질인 매트릭스 물질.
  8. 제 1항 내지 제 7항 중 어느 한 항에 있어서, 그라파이트가 천연 그라파이트 또는 합성 그라파이트 또는 이들 두 성분의 혼합물인 매트릭스 물질.
  9. 제 1항 내지 제 8항 중 어느 한 항에 있어서, 그라파이트 혼합물이 20 내지 100중량%의 천연 그라파이트와 0 내지 80중량%의 합성 그라파이트로 이루어진 매트릭스 물질.
  10. 제 1항 내지 제 9항 중 어느 한 항에 있어서, 그라파이트 혼합물이 60 내지 100중량%의 천연 그라파이트와 0 내지 40중량%의 합성 그라파이트로 이루어진 매트릭스 물질.
  11. 제 1항 내지 제 10항 중 어느 한 항에 있어서, 그라파이트가 비-조사된, 조사된 및 방사성으로 오염된 그라파이트를 포함하는 매트릭스 물질.
  12. 제 1항 내지 제 11항 중 어느 한 항에 있어서, 보조 압축 물질이 매트릭스 물질내로 추가로 혼합되는 매트릭스 물질.
  13. 제 1항 내지 제 12항 중 어느 한 항에 있어서, 섬유 형태의 탄소 및/또는 그라파이트가 매트릭스 물질내로 추가로 혼합되는 매트릭스 물질.
  14. 고형 성형체의 생산을 위한 제 1항 내지 제 13항 중 어느 한 항에 따른 매트릭스 물질의 용도.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101450016B1 (ko) * 2010-03-25 2014-10-15 에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하 폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102012101161A1 (de) 2012-02-14 2013-08-14 Ald Vacuum Technologies Gmbh Abtrennung von Radionukliden aus kontaminiertem Material
DE102012101165A1 (de) 2012-02-14 2013-08-14 Ald Vacuum Technologies Gmbh Dekontaminationsverfahren für radioaktiv kontaminiertes Material
JP5661066B2 (ja) * 2012-05-28 2015-01-28 株式会社 フュー・テクノロジー 放射性物質を含有した焼却灰の処理方法及び処理固形物
DE102012112648B4 (de) 2012-12-19 2016-08-04 Ald Vacuum Technologies Gmbh Graphitmatrix mit kristallinem Bindemittel
DE102012112643A1 (de) 2012-12-19 2014-06-26 Ald Vacuum Technologies Gmbh Graphitmatrix mit metallischem Bindemittel
DE102012112642A1 (de) 2012-12-19 2014-06-26 Ald Vacuum Technologies Gmbh Graphitmatrix mit Glaskeramik als Bindemittel
DE102014110168B3 (de) * 2014-07-18 2015-09-24 Ald Vacuum Technologies Gmbh Verfahren zur Dekontamination von kontaminiertem Graphit
JP6423194B2 (ja) * 2014-07-23 2018-11-14 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射性廃棄物の固化処理方法
CN109021636A (zh) * 2018-10-09 2018-12-18 盐城市星凯环保科技股份有限公司 一种用于电热合金的高放射率涂层的加工工艺
WO2024161698A1 (ja) * 2023-02-03 2024-08-08 日本原燃株式会社 ガラス固化用ブリケット

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1307940A (fr) * 1961-08-29 1962-11-03 Saint Gobain Agglomérés de graphite et de verre et procédé de fabrication
US4274976A (en) 1978-07-14 1981-06-23 The Australian National University Treatment of high level nuclear reactor wastes
DE2917437C2 (de) 1979-04-28 1983-11-17 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verahren zum Einbinden von radioaktiven und toxischen Abfällen
DE3144764A1 (de) 1981-11-11 1983-05-26 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Formkoerper zur einbindng radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung (ii)
DE3144755C2 (de) 1981-11-11 1984-06-28 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Formkörper zur Einbindung von abgebrannten Kernbrennstoffstäben und Verfahren zu seiner Herstellung
DE3144754A1 (de) 1981-11-11 1983-05-19 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Formkoerper zur einbindung radioaktiver abfaelle und verfahren zu seiner herstellung
US4395367A (en) * 1981-11-17 1983-07-26 Rohrmann Charles A Process for treating fission waste
DE3237163C2 (de) 1982-10-07 1986-04-30 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Herstellung von Formkörpern mit guten Gleiteigenschaften
JPS6042698A (ja) * 1983-08-18 1985-03-06 日立造船株式会社 放射性廃棄物のガラス化方法
JPS62165198A (ja) * 1986-01-17 1987-07-21 株式会社新来島どっく 高レベル放射性廃棄物の水熱固化処理法
JPS62284298A (ja) * 1986-06-02 1987-12-10 三菱重工業株式会社 水溶性物質の固化方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101450016B1 (ko) * 2010-03-25 2014-10-15 에이엘디 배큐움 테크놀로지스 게엠베하 폐기물 보관을 위한 패키지, 패키지의 제조 방법 및 패키지의 용도

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JP2012154935A (ja) 2012-08-16
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KR101173414B1 (ko) 2012-08-13

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