KR20180126820A - Borate glass wasteform to immobilize rare-earth oxides from pyro-processing and manufacturing method thereof - Google Patents

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Abstract

The present disclosure relates to a borate glass wasteform to immobilize radioactive rare earth waste generated in a pyrogenic process and a manufacturing method thereof. The borate glass wasteform includes: a glass medium containing boron oxide (B_2O_3), calcium oxide (CaO), and aluminum oxide (Al_2O_3); and a radioactive rare earth waste. It is possible to maintain a process temperature.

Description

희토류 폐기물 담지를 위한 붕산 유리 고화체 및 이를 제조하는 방법 {BORATE GLASS WASTEFORM TO IMMOBILIZE RARE-EARTH OXIDES FROM PYRO-PROCESSING AND MANUFACTURING METHOD THEREOF}FIELD OF THE INVENTION [0001] The present invention relates to a boric acid glass solid body for carrying rare-earth waste, and a method for manufacturing the same. BACKGROUND ART [0002]

본 기재는 파이로 공정에서 발생하는 방사성 희토류 폐기물을 고정하기 위한 붕산 유리 고화체 및 이를 제조하는 방법에 관한 것이다.The present disclosure relates to a boric acid glass solid for immobilizing radioactive rare earth waste generated in a pyrogen process and a method for producing the same.

사용후핵연료 재처리 기술은 습식 공정 및 건식 공정으로 분류된다. 습식 공정(PUREX)은 사용후핵연료를 질산, 유기 용매 등으로 용해시켜 우라늄과 플루토늄을 분리하는 기술이다. 습식 공정은 플루토늄 등을 별도로 분리하여 핵무기 개발에 이용될 가능성이 존재하므로, 핵비확산 측면에서 한국에서는 현재 습식 공정에 의한 사용후핵연료 재처리 기술이 허용되지 않고 있다. Spent fuel reprocessing technology is divided into wet process and dry process. The wet process (PUREX) is a technology for separating uranium and plutonium by dissolving spent nuclear fuel with nitric acid, organic solvent and so on. In the wet process, there is a possibility of separating plutonium and the like and used for the development of nuclear weapons. Therefore, in Korea, there is no technology for reprocessing spent fuel by wet process in terms of nuclear nonproliferation.

건식 공정인 파이로 공정(pyro processing)은 용융염을 이용해 사용후핵연료를 전기분해 하는 기술이다. 건식 공정은 각 물질들의 전기화학적 특성 등으로 인해 플루토늄만을 별도로 분리 할 수 없는 기술이므로 핵비확산 측면에서 주목할 만하다. Pyro processing, a dry process, is a technique for electrolyzing spent fuel using molten salt. The dry process is remarkable in terms of nuclear nonproliferation since it is a technology that can not separate only plutonium due to electrochemical characteristics of each material.

파이로 공정에서는 방사성폐기물이 특성별로 분리되어 발생한다. 전처리 과정에서는 Tc, I 등의 휘발성 핵종이, 전해환원과정에서는 Cs, Sr 등의 1-2족 핵분열 생성물을 포함하는 LiCl 염이, 정해정련/제련과정에서는 희토류 핵종 및 극소량의 액티나이드계 핵종을 포함하는 LiCl-KCl 공융염이 각각 폐기물로 발생한다. 이중 전해정련/제련과정에서 발생하는 LiCl-KCl공융염은 함유된 핵종을 산화물형태로 제거하여 파이로 공정에서 재사용될 수 있다. 즉, 상기 단계에서 최종 폐기해야 할 대상 폐기물은 희토류 산화물 형태를 갖게 된다. In pyrolytic processes, radioactive waste is separated by characteristics. In the pretreatment process, volatile nuclei such as Tc and I, LiCl salts containing fission products of Cs and Sr such as Cs and Sr in the electrolytic reduction process, rare earth nuclides and very small quantities of actinide nuclides in the refining / The included LiCl-KCl eutectic salts are each generated as waste. The LiCl-KCl eutectic salt generated during the double electrolytic refining / smelting process can be reused in the pyrogen process by removing the contained nuclides in oxide form. That is, the waste to be finally disposed in the above step has a rare-earth oxide form.

상기 방사성 희토류 폐기물을 고화체로 제조하기 위한 종래의 기술은 한국원자력연구원에서 발명한 한국공개특허 제10-2010-0133089호(방사성 희토류 폐기물이 함유된 세라믹 고화체의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 밀도, 열적 안정성 및 내침출성이 향상된 세라믹 고화체)와 한국수력원자력에서 발명한 한국공개특허 제10-2016-0049564호(방사성 희토류 폐기물 유리화 방법) 있다. 한국원자력연구원에서는 희토류 산화물을 희토류 모나자이트(RE-monazite)로 합성한 후 ZIT(Zinc Titante) 세라믹 고화체를 제조하였다. 이 고화공정은 침출 및 물리화학적 특성이 향상되었다. 그러나 이 고화공정은 연속공정이 불가능한 것과 공정의 복잡성으로 인해 상용화하기에 어려운 점이 있다. 한국수력원자력에서 발명한 알루미나가 함유된 유리 고화체는 실제 유리화 공정에 적용할 수 있으나 희토류 폐기물 담지량이 20중량% 정도에 그쳤다.The conventional technology for producing the radioactive rare earth waste as a solid body is disclosed in Korean Patent Laid-Open No. 10-2010-0133089 (manufactured by Korea Atomic Energy Research Institute), a method for producing a ceramic solidified body containing radioactive rare earth waste, Stability and erosion resistance) and Korean Patent Laid-Open No. 10-2016-0049564 (vitrification method of radioactive rare earth waste) invented by Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) synthesized ZIT (Zinc Titante) ceramic solid after synthesizing rare earth oxides with rare earth monazite (RE-monazite). This solidification process improved leaching and physico - chemical properties. However, this solidification process is difficult to commercialize due to the impossibility of continuous process and the complexity of the process. The alumina-containing glass solids invented by Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. can be applied to actual vitrification process, but the amount of rare earth waste is only about 20% by weight.

유리화 공정 중 용융단계를 원활하게 수행하기 위한 유리의 점성 조건은 10-100 poise이다. 그러나 희토류는 유리제조 공정에서 점성을 높이는 특성이 있다. 따라서 희토류 폐기물 담지량을 높일 경우 용융온도가 높아져 용융로 운영비용이 증가할 가능성이 있다. The viscous condition of the glass for smoothly performing the melting step during the vitrification process is 10-100 poise. However, rare earths have the property of increasing the viscosity in the glass manufacturing process. Therefore, if the amount of rare earth waste is increased, the melting temperature may increase and the operation cost of the melting furnace may increase.

따라서, 유리 내 희토류 담지량을 향상시키면서도 공정 온도를 유지할 수 있는 붕산 유리 고화체 및 이를 제조하는 방법에 대한 필요성이 증대되고 있다. Accordingly, there is a growing need for a boric acid glass solid that can maintain the process temperature while improving the amount of rare earth support in the glass, and a method for producing the same.

본 기재는, 유리 내 방사성 희토류 폐기물의 담지량을 향상시키면서도 공정 온도를 유지할 수 있는 붕산 유리 고화체 및 이를 제조하는 방법을 제공하고자 한다. The present invention intends to provide a boric acid glass solid body capable of maintaining the process temperature while improving the amount of the radioactive rare earth waste in the glass and a method of manufacturing the same.

또한, 본 발명이 해결하고자 하는 기술적 과제는 이상에서 언급한 기술적 과제로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 기술적 과제들은 아래의 기재로부터 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다. It is to be understood that both the foregoing general description and the following detailed description are exemplary and explanatory and are not intended to limit the invention to the precise form disclosed. It can be understood.

본 발명의 일 실시예에 따른 붕산 유리 고화체는, 산화 붕소(B2O3), 산화 칼슘(CaO) 및 산화 알루미늄(Al2O3)을 포함하는 유리 매질 및 방사성 희토류 폐기물을 포함한다. The boric acid glass solids according to one embodiment of the present invention include glass medium and radioactive rare earth waste including boron oxide (B 2 O 3 ), calcium oxide (CaO) and aluminum oxide (Al 2 O 3 ).

상기 유리 매질은, 35 몰% 이상 60 몰% 이하의 상기 산화 붕소, 10 몰% 이상 25 몰% 이하의 상기 산화 칼슘 및 1 몰% 이상 20 몰% 이하의 상기 산화 알루미늄을 포함할 수 있다. The glass medium may contain from 35 mol% or more to 60 mol% or less of the boron oxide, 10 mol% or more and 25 mol% or less of the calcium oxide, and 1 mol% or more and 20 mol% or less of the aluminum oxide.

상기 방사성 희토류 폐기물은 1 중량% 이상 60 중량% 이하로 포함될 수 있다. The radioactive rare earth waste may be contained in an amount of 1 wt% or more and 60 wt% or less.

상기 방사성 희토류 폐기물은, 란타넘(Lanthanum, La), 세슘(Cesium, Ce), 프라세오디뮴(Praseodymium, Pr), 네오디뮴(Neodymium, Nd), 프로메튬(Promethium, Pm), 사마륨(Samarium, Sm), 유로퓸(Europium, Eu), 가돌리늄(Gadolinium, Gd), 테르븀(Terbium, Tb), 디스프로슘(Dysprosium, Dy), 홀뮴(Holmium, Ho), 에르븀(Erbium, Er), 툴륨(Thulium, Tm), 터븀(Terbium, Tb), 루테튬(Lutetium, Lu) 및 이트륨(Yttrium, Y) 산화물으로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 포함할 수 있다. The radioactive rare earth waste may be selected from the group consisting of Lanthanum, La, Cesium, Praseodymium Pr, Neodymium Nd, Promethium, Pm, Samarium, (Europium, Eu), Gadolinium (Gd), Terbium, Tb, Dysprosium, Dy, Holmium, Ho, Erbium, Er, Thulium, Terbium, Tb, Lutetium, Lu, and Yttrium (Y) oxides.

본 발명의 다른 실시예에 따른 붕산 유리 고화체의 제조 방법은, (1) 방사성 희토류 폐기물을 용융로에 투입하는 단계, (2) 상기 방사성 희토류 폐기물을 유리화시키기 위한 유리 매질을 상기 용융로에 투입하는 단계, (3) 상기 방사성 희토류 폐기물과 상기 유리 매질을 함께 용융시켜 용융물을 제조하는 단계 및 (4) 상기 용융물을 고화시켜 붕산 유리 고화체를 제조하는 단계를 포함한다. A method of manufacturing a boric acid glass solidified body according to another embodiment of the present invention includes the steps of (1) introducing radioactive rare earth waste into a melting furnace, (2) introducing a glass medium into the furnace to vitrify the radioactive rare earth waste, (3) melting the radioactive rare earth waste and the glass medium together to produce a melt, and (4) solidifying the melt to produce a boric acid glass solid.

상기 방사성 희토류 폐기물은, 란타넘(Lanthanum, La), 세슘(Cesium, Ce), 프라세오디뮴(Praseodymium, Pr), 네오디뮴(Neodymium, Nd), 프로메튬(Promethium, Pm), 사마륨(Samarium, Sm), 유로퓸(Europium, Eu), 가돌리늄(Gadolinium, Gd), 테르븀(Terbium, Tb), 디스프로슘(Dysprosium, Dy), 홀뮴(Holmium, Ho), 에르븀(Erbium, Er), 툴륨(Thulium, Tm), 터븀(Terbium, Tb), 루테튬(Lutetium, Lu) 및 이트륨(Yttrium, Y) 산화물으로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 포함할 수 있다. The radioactive rare earth waste may be selected from the group consisting of Lanthanum, La, Cesium, Praseodymium Pr, Neodymium Nd, Promethium, Pm, Samarium, (Europium, Eu), Gadolinium (Gd), Terbium, Tb, Dysprosium, Dy, Holmium, Ho, Erbium, Er, Thulium, Terbium, Tb, Lutetium, Lu, and Yttrium (Y) oxides.

상기 (3)단계의 상기 용융물은 1 중량% 이상 60 중량% 이하의 방사성 희토류 폐기물을 포함하고, 나머지는 상기 유리 매질일 수 있다. The melt of step (3) may comprise from 1 wt% to 60 wt% of radioactive rare earth waste, and the remainder may be the glass medium.

상기 (2) 단계의 상기 유리 매질은, 산화 붕소(B2O3), 산화 칼슘(CaO) 및 산화 알루미늄(Al2O3)을 포함하며, 산화 규소(SiO2)를 포함하지 않을 수 있다. The glass medium in the step (2) includes boron oxide (B 2 O 3 ), calcium oxide (CaO) and aluminum oxide (Al 2 O 3 ), and may not contain silicon oxide (SiO 2 ) .

이때, 상기 (3) 단계의 상기 용융물은, 35 몰% 이상 60 몰% 이하의 상기 산화 붕소, 10 몰% 이상 25 몰% 이하의 상기 산화 칼슘 및 1 몰% 이상 20 몰% 이하의 상기 산화 알루미늄을 포함하는 상기 유리 매질을 포함하고, 나머지는 상기 방사성 희토류 폐기물일 수 있다. At this time, the molten material in the step (3) may include 35 mol% or more and 60 mol% or less of the boron oxide, 10 mol% or more and 25 mol% or less of the calcium oxide, and 1 mol% or more and 20 mol% or less of the aluminum oxide And the remainder may be the radioactive rare earth waste.

상기 (3)단계는, 상기 용융로 내의 온도를 1100℃ 이상 1400℃ 이하로 승온시켜 상기 방사성 희토류 폐기물과 상기 유리 매질을 용융시킬 수 있다. In the step (3), the temperature in the melting furnace may be elevated from 1100 DEG C to 1400 DEG C to melt the radioactive rare earth waste and the glass medium.

본 기재에 의하면 방사성 희토류 폐기물을 안정적으로 유리화 할 수 있어 부피감용 측면에서 효과적이다. 또한 붕규산유리계로 처리할 경우에 발생할 수 있는 용융점 상승을 붕산유리를 사용함으로써 차단할 수 있다.According to the present invention, the radioactive rare earth waste can be stably vitrified, which is effective in terms of volume. In addition, the increase of the melting point, which may occur when treating with a borosilicate glass system, can be blocked by using boric acid glass.

도 1은 본 발명의 실험예 1 내지 4에 따른 붕산 유리 고화체의 실물을 촬영한 사진이다.
도 2는 본 발명의 실험예 3 및 4의 X-Ray Diffraction(XRD) 패턴을 도시한 그래프이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 붕산 유리 고화체의 열적 안정성을 평가한 XRD 결과이다.
BRIEF DESCRIPTION OF DRAWINGS FIG. 1 is a photograph of a real object of a boric acid glass solidified body according to Experimental Examples 1 to 4 of the present invention. FIG.
2 is a graph showing an X-ray diffraction (XRD) pattern of Experimental Examples 3 and 4 of the present invention.
3 is an XRD result of evaluating the thermal stability of a boric acid glass solidified body according to an embodiment of the present invention.

이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예들을 상세하게 설명하면 다음과 같다. 다만, 본 기재를 설명함에 있어서, 이미 공지된 기능 혹은 구성에 대한 설명은, 본 기재의 요지를 명료하게 하기 위하여 생략하기로 한다.Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. In the following description of the present invention, the well-known functions or constructions will not be described in order to clarify the present invention.

본 발명의 일 실시예에 따른 붕산 유리 고화체는 산화 붕소(B2O3), 산화 칼슘(CaO) 및 산화 알루미늄(Al2O3)을 포함하는 유리 매질 및 방사성 희토류 폐기물을 포함한다. The boric acid glass solids according to one embodiment of the present invention include glass medium and radioactive rare earth waste including boron oxide (B 2 O 3 ), calcium oxide (CaO) and aluminum oxide (Al 2 O 3 ).

본 실시예에 따른 유리 매질은 35 몰% 이상 60 몰% 이하의 산화 붕소, 10 몰% 이상 25 몰% 이하의 산화 칼슘 및 1 몰% 이상 20 몰% 이하의 산화 알루미늄을 포함할 수 있다. 이 외의 붕산 유리 고화체의 나머지 부분은 방사성 희토류 폐기물 및 그 밖의 불가피한 불순물을 포함할 수 있다. The glass medium according to this embodiment may contain 35 mol% or more and 60 mol% or less of boron oxide, 10 mol% or more and 25 mol% or less of calcium oxide, and 1 mol% or more and 20 mol% or less of aluminum oxide. Other portions of the other boric acid glass solids may include radioactive rare earth waste and other unavoidable impurities.

이때 본 실시예에 따른 유리 매질은 붕규산유리에서 산화 규소(SiO2)가 점성을 높인다는 점에 착안하여, 산화 규소를 포함하지 않는 것을 특징으로 한다. At this time, the glass medium according to the present embodiment is characterized in that silicon oxide (SiO 2 ) in the borosilicate glass increases the viscosity, and does not contain silicon oxide.

전술한 몰%를 기준으로 한 함량을 중량 백분율(중량%) 단위로 환산하면, 본 실시예에 따른 방사성 희토류 폐기물은 1 중량% 이상 57 중량% 이하의 함량으로 붕산 유리 고화체에 포함될 수 있다. 이를 몰%로 환산하면, 방사성 희토류 폐기물은 1 몰% 이상 22 몰% 이하이며, 본 실시예의 방사성 희토류 폐기물은 1 몰% 이상 22 몰% 이하의 함량으로 붕산 유리 고화체에 포함될 수 있다. 특히, 본 실시예에 따르면 50 중량% 이상의 높은 함량의 방사성 희토류 폐기물을 포함하는 붕산 유리 고화체를 제공할 수 있다. The amount of the radioactive rare earth waste according to this embodiment can be included in the boric acid glass solid matter in an amount of 1 wt% or more and 57 wt% or less, when the content based on the mol% is converted into the weight percentage (wt%). In terms of mol%, the radioactive rare earth waste is 1 mol% or more and 22 mol% or less, and the radioactive rare earth waste of this embodiment can be contained in the boric acid glass solid matter in an amount of 1 mol% or more and 22 mol% or less. In particular, according to the present embodiment, it is possible to provide a boric acid glass solid body comprising a high content of radioactive rare earth waste of 50 wt% or more.

방사성 희토류 폐기물은 란타넘(Lanthanum, La), 세슘(Cesium, Ce), 프라세오디뮴(Praseodymium, Pr), 네오디뮴(Neodymium, Nd), 프로메튬(Promethium, Pm), 사마륨(Samarium, Sm), 유로퓸(Europium, Eu), 가돌리늄(Gadolinium, Gd), 테르븀(Terbium, Tb), 디스프로슘(Dysprosium, Dy), 홀뮴(Holmium, Ho), 에르븀(Erbium, Er), 툴륨(Thulium, Tm), 터븀(Terbium, Tb), 루테튬(Lutetium, Lu) 및 이트륨(Yttrium, Y) 산화물로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상의 물질을 포함할 수 있다. Radioactive rare earth wastes include Lanthanum, La, Cesium, Ce, Praseodymium, Pr, Neodymium, Nd, Promethium, Pm, Samarium, , Eu, Gadolinium, Gd, Terbium, Tb, Dysprosium, Dy, Holmium, Ho, Erbium, Er, Thulium, Tm, Terbium, Tb), lutetium (Lu), and yttrium (Y) oxide.

본 발명의 다른 실시예에 따르면, 방사성 희토류 폐기물을 용융로에 투입하는 단계, 방사성 희토류 폐기물을 유리화시키기 위한 유리 매질을 용융로에 투입하는 단계, 방사성 희토류 폐기물과 유리 매질을 함께 용융시켜 용융물을 제조하는 단계 및 용융물을 고화시켜 붕산 유리 고화체를 제조하는 단계를 포함하는 붕산 유리 고화체의 제조 방법이 제공된다. According to another embodiment of the present invention, there is provided a method for producing a molten glass, comprising the steps of injecting radioactive rare earth waste into a furnace, introducing a glass medium into the furnace to vitrify the radioactive rare earth waste, melting the radioactive rare earth waste and the glass medium together to produce a melt And solidifying the melt to produce a boric acid glass solidified body.

방사성 희토류 폐기물을 용융로에 투입하는 단계는, 전술한 것과 같이 란타넘(Lanthanum, La), 세슘(Cesium, Ce), 프라세오디뮴(Praseodymium, Pr), 네오디뮴(Neodymium, Nd), 프로메튬(Promethium, Pm), 사마륨(Samarium, Sm), 유로퓸(Europium, Eu), 가돌리늄(Gadolinium, Gd), 테르븀(Terbium, Tb), 디스프로슘(Dysprosium, Dy), 홀뮴(Holmium, Ho), 에르븀(Erbium, Er), 툴륨(Thulium, Tm), 터븀(Terbium, Tb), 루테튬(Lutetium, Lu) 및 이트륨(Yttrium, Y) 산화물로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상의 물질을 포함하는 방사성 희토류 폐기물을 가열시켜 용융시키기 위하여 용융로에 투입하는 단계이다. The step of injecting the radioactive rare earth waste into the melting furnace may be carried out by using lanthanum, La, cesium, Praseodymium, Pr, Neodymium, Nd, Promethium, Pm, Gadolinium, Gd, Terbium, Tb, Dysprosium, Dy, Holmium, Ho, Erbium, Er, A method for melting and heating a radioactive rare earth waste comprising at least one material selected from the group consisting of Thulium (Tm), Terbium (Tb), Lutetium, Lu and Yttrium (Y) .

유리 매질을 용융로에 투입하는 단계는 방사성 희토류 폐기물을 유리화시키기 위하여, 방사성 희토류 폐기물이 투입된 용융로에 유리 매질을 투입하는 단계이다. 본 실시예에 따른 유리 매질은 산화 붕소(B2O3), 산화 칼슘(CaO) 및 산화 알루미늄(Al2O3)을 포함할 수 있다. 또한, 붕규산 유리에서 산화 규소(SiO2)가 점성을 높인다는 점에 착안하여, 산화 규소를 포함하지 않는 점 역시 동일하다. The step of introducing the glass medium into the melting furnace is a step of introducing the glass medium into the melting furnace into which the radioactive rare earth waste is introduced in order to vitrify the radioactive rare earth waste. The glass medium according to this embodiment may include boron oxide (B 2 O 3 ), calcium oxide (CaO), and aluminum oxide (Al 2 O 3 ). In addition, attention is paid to the point that silicon oxide (SiO 2 ) increases viscosity in borosilicate glass, and silicon oxide is not included.

용융로에 방사성 희토류 폐기물과 유리 매질이 투입된 후에는, 이들을 함께 용융시켜 용융물을 제조하는 단계가 진행된다. 방사성 희토류 폐기물과 유리 매질을 함께 용융시켜 용융물을 제조하는 단계는 용융로 내의 온도를 1100℃ 이상 1400℃ 이하로 승온시켜 용융로 내에 투입된 방사성 희토류 폐기물과 유리 매질을 용융시켜 용융물을 제조하는 단계이다. After the radioactive rare-earth waste and the glass medium are put into the melting furnace, they are melted together to produce a melt. The step of melting the radioactive rare earth waste and the glass medium together to produce a melt is a step of raising the temperature in the melting furnace to 1100 ° C. or more and 1400 ° C. or less to melt the radioactive rare earth waste and the glass medium injected into the melting furnace.

이때, 용융물 내에 존재하는 유리 매질은 35 몰% 이상 60 몰% 이하의 산화 붕소, 10 몰% 이상 25 몰% 이하의 산화 칼슘 및 1 몰% 이상 20 몰% 이하의 산화 알루미늄을 포함할 수 있다. 이 외의 붕산 유리 고화체의 나머지 부분은 방사성 희토류 폐기물 및 그 밖의 불가피한 불순물을 포함할 수 있다.At this time, the glass medium present in the melt may contain 35 mol% or more and 60 mol% or less of boron oxide, 10 mol% or more and 25 mol% or less of calcium oxide, and 1 mol% or more and 20 mol% or less of aluminum oxide. Other portions of the other boric acid glass solids may include radioactive rare earth waste and other unavoidable impurities.

또는 용융물은 1 중량% 이상 57 중량% 이하의 상기 방사성 희토류 폐기물을 포함할 수 있으며, 이때의 몰%가 1 몰% 내지 22몰%에 해당됨은 전술한 것과 같다. 이외의 나머지는 유리 매질 및 그 밖의 불가피한 불순물을 포함할 수 있다.Or the melt may contain 1 wt% or more and 57 wt% or less of the radioactive rare earth waste, and the mol% thereof corresponds to 1 mol% to 22 mol%. The remainder may include glass medium and other unavoidable impurities.

방사성 희토류 폐기물이 포함된 붕산 유리 Boric acid glass containing radioactive rare earth waste 고화체Solid body 제조 Produce

표 1은 본 발명의 실시예들에 따른 실험예 1 내지 실험예 4에 따른 유리 매질 및 방사성 희토류 폐기물의 몰 비를 기재한 것이다. 표 1에 나타낸 각 조성 ((100-x) (0.25 산화 칼슘(CaO) - 0.19 산화 알루미늄(Al2O3) - 0.56 산화 붕소(B2O3)) - x Nd2O3 (몰%, x=0, 10, 20, 30))의 분말을 고르게 섞는다. 25g의 분말혼합물을 알루미나 도가니에 담은 후 전기로 내에서 1300°C에서 30분간 용융한 후 급냉시켜 붕산 유리 고화체를 제조하였다. Table 1 shows molar ratios of the glass medium and the radioactive rare earth waste according to Experimental Examples 1 to 4 according to the embodiments of the present invention. (100-x) (0.25 calcium oxide (CaO) - 0.19 aluminum oxide (Al 2 O 3 ) - 0.56 boron oxide (B 2 O 3 )) - x Nd 2 O 3 (Mol%, x = 0, 10, 20, 30)) is evenly mixed. 25 g of the powder mixture was immersed in an alumina crucible and then melted in an electric furnace at 1300 ° C for 30 minutes and quenched to prepare a boric acid glass solidified body.

도 1은 표 1에 기재된 실험예 1 내지 실험예 4에 따른 붕산 유리 고화체의 실물을 촬영한 사진이며, 도 2는 본 발명의 실험예 3 및 4의 X-Ray Diffraction(XRD) 패턴을 도시한 그래프이다. 도 1 및 도 2를 참조하면, 표 1에 기재된 조성에서 Nd2O3의 함량이 22 몰% (약 57 중량%)를 초과하게 되면 상기 용융조건에서는 결정화가 이루어지기 때문에 더 이상 유리화가 어려움을 확인할 수 있다. FIG. 1 is a photograph of a real object of a boric acid glass solidified body according to Experimental Examples 1 to 4 shown in Table 1, FIG. 2 is a graph showing X-ray diffraction (XRD) patterns of Experimental Examples 3 and 4 of the present invention Graph. Referring to FIGS. 1 and 2, when the content of Nd 2 O 3 exceeds 22 mol% (about 57 wt%) in the composition shown in Table 1, crystallization is carried out under the above-mentioned melting conditions. Can be confirmed.

몰 비Mole ratio 실험예 1Experimental Example 1 실험예 2Experimental Example 2 실험예 3Experimental Example 3 실험예 4
(비교예)
Experimental Example 4
(Comparative Example)
CaOCaO 25.025.0 22.522.5 20.020.0 17.517.5 Al2O3 Al 2 O 3 18.818.8 16.916.9 15.015.0 13.113.1 B2O3 B 2 O 3 56.256.2 50.650.6 45.045.0 39.439.4 Nd2O3 Nd 2 O 3 00 1010 2020 3030 총 합total 100100 100100 100100 100100 유리화 여부Vitrification 가능possible 가능possible 가능possible 불가Impossible

방사성 희토류 폐기물이 포함된 붕산 유리 Boric acid glass containing radioactive rare earth waste 고화체의Solid 열적 안정성 분석 Thermal Stability Analysis

방사성 희토류 폐기물이 포함된 붕산 유리 고화체의 열정 안정성을 분석하기 위하여, 상기 실시예 1의 방법으로 제조한 붕산 유리 고화체 중 실험예 3에 해당하는 붕산 유리 고화체를 600 및 700°C 에서 5시간 동안 가열하였다. 각 온도까지 도달하는 시간은 1시간으로 설정하였으며 열처리 후에는 로냉하였다. In order to analyze the passivity stability of the boric acid glass solid body containing the radioactive rare earth waste, the boric acid glass solid body corresponding to Experimental Example 3 among the boric acid glass solid bodies prepared by the method of Example 1 was heated at 600 and 700 ° C for 5 hours Respectively. The time to reach each temperature was set to 1 hour, and after the heat treatment, it was low temperature.

도 3은 전술한 과정을 거쳐 제조된 각각의 실험예에 따른 붕산 유리 고화체의 열적 안정성을 평가한 XRD 결과이다. 도 3을 참고하면, 700°C 이하에서 열처리한 경우에도 붕산 유리 고화체의 상변화가 없으므로, 본 발명에 따른 붕산 유리 고화체는 열적으로 안정하다는 것을 확인할 수 있다.FIG. 3 is an XRD result of evaluating the thermal stability of the boric acid glass solidified according to each experimental example manufactured through the above-described process. Referring to FIG. 3, it can be seen that the boric acid glass solidified body according to the present invention is thermally stable since there is no phase change of the boric acid glass solidified body when the heat treatment is performed at 700 ° C or lower.

방사성 희토류 폐기물이 포함된 붕산 유리 Boric acid glass containing radioactive rare earth waste 고화체의Solid 침출특성Leaching characteristics 분석 analysis

표 2는 방사성 희토류 폐기물이 포함된 붕산 유리 고화체의 침출 특성을 평가하기 위하여 표준실험인 PCT(product consistency test)분석을 수행한 결과를 기재한 것이다. Table 2 shows the result of performing a standard test, product consistency test (PCT), in order to evaluate the leaching characteristics of boric acid glass solid bodies containing radioactive rare earth waste.

상기 실험은 전술한 실시예 1의 실험예 1 내지 실험예 4에 따라 제조된 붕산 유리 고화체를 갈아 75 내지 150um 분말로 만든 후, 50mL 테플론 용기에 1.5g의 분말과 15ml의 증류수를 함께 담가 90°C에서 7일간 보관한다. 이후 침출수를 채취하여 ICP-AES 분석을 수행하여 침출수 내에 침출된 원소의 농도를 측정한 후 정규화하였다. 실험예 4의 경우에는 유리화가 안정적으로 진행되지 않아 침출 실험을 진행하지 않았다. In the above experiment, the boric acid glass solid prepared according to Experimental Examples 1 to 4 of Example 1 was changed to 75-150um powder, and then 1.5g of powder and 15ml of distilled water were immersed in a 50ml Teflon container at 90 ° C for 7 days. The leachate was then sampled and subjected to ICP-AES analysis to determine the concentrations of leached elements in the leachate and normalized. In the case of Experimental Example 4, the vitrification did not proceed stably and the leaching experiment was not carried out.

g/m2 g / m 2 CaCa BB AlAl NdNd 실험예 1Experimental Example 1 0%0% 0.4690.469 0.6770.677 0.0020.002 -- 실험예 2Experimental Example 2 10%10% 0.4730.473 0.4060.406 0.0160.016 검출 한계 이하Below detection limit 실험예 3Experimental Example 3 20%20% 0.0730.073 0.0670.067 0.0090.009 검출 한계 이하Below detection limit

그 결과 표 2에 기재된 것과 같이, 모든 원소의 침출률이 규제 기준인 2g/m2 이하를 나타내었고, 특히 폐기 대상인 방사성 희토류 폐기물에 해당하는 네오디뮴(Nd)의 침출량은 ICP-AES의 검출한계 이하로 극소량 포함되어 있음을 확인하였다. 이를 통해,본 발명의 실험예 1 내지 실험예 4에 의하여 제조된 붕산 유리 고화체는 방사성 폐기물 관련 국제 침출 기준을 만족함을 알 수 있다.As a result, as shown in Table 2, the leaching rate of all the elements showed a regulatory standard of 2 g / m 2 or less. Especially, the leaching amount of neodymium (Nd) Or less. As a result, it can be seen that the boric acid glass solid body prepared according to Experimental Examples 1 to 4 of the present invention satisfies the international leaching standards for radioactive waste.

이상에서는 본 발명의 일 실시예에 따른 붕산 유리 고화체 및 이를 제조하는 방법에 관하여 설명하였다. 본 기재에 따르면, 방사성 폐기물을 57중량%까지 함유하여 안정적으로 유리화 할 수 있어 부피감용 측면에서 효과적이며, 또한 붕규산유리계로 처리할 경우에 발생할 수 있는 용융점 상승을 붕산 유리를 사용함으로써 차단할 수 있는 붕산 유리 고화체 및 이를 제조하는 방법을 제공할 수 있다. The boric acid glass solid body and the method of manufacturing the same according to an embodiment of the present invention have been described above. According to the present invention, it is possible to stabilize vitrification by containing up to 57% by weight of radioactive waste, which is effective from the viewpoint of bulkiness, and which can inhibit the increase of the melting point, which can occur when treating with a borosilicate glass system, Glassy solid and a method for producing the same.

앞에서, 본 발명의 특정한 실시예가 설명되고 도시되었지만 본 발명은 기재된 실시예에 한정되는 것이 아니고, 본 발명의 사상 및 범위를 벗어나지 않고 다양하게 수정 및 변형할 수 있음은 이 기술의 분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 자명한 일이다. 따라서, 그러한 수정예 또는 변형예들은 본 발명의 기술적 사상이나 관점으로부터 개별적으로 이해되어서는 안되며, 변형된 실시예들은 본 발명의 특허청구범위에 속한다 하여야 할 것이다.While the present invention has been particularly shown and described with reference to exemplary embodiments thereof, it is to be understood that the invention is not limited to the disclosed embodiments, but, on the contrary, It is obvious to those who have. Accordingly, it should be understood that such modifications or alterations should not be understood individually from the technical spirit and viewpoint of the present invention, and that modified embodiments fall within the scope of the claims of the present invention.

Claims (10)

산화 붕소(B2O3), 산화 칼슘(CaO) 및 산화 알루미늄(Al2O3)을 포함하는 유리 매질; 및
방사성 희토류 폐기물을 포함하는 붕산 유리 고화체.
A glass medium containing boron oxide (B 2 O 3 ), calcium oxide (CaO) and aluminum oxide (Al 2 O 3 ); And
Boric acid glass solids containing radioactive rare earth waste.
제1항에서 있어서,
상기 유리 매질은,
35 몰% 이상 60 몰% 이하의 상기 산화 붕소;
10 몰% 이상 25 몰% 이하의 상기 산화 칼슘; 및
1 몰% 이상 20 몰% 이하의 상기 산화 알루미늄을 포함하는, 붕산 유리 고화체.
The method of claim 1,
Wherein the glass medium comprises,
From 35 mol% to 60 mol% of the above boron oxide;
10 mol% or more and 25 mol% or less of the calcium oxide; And
From 1 mol% to 20 mol% of the aluminum oxide.
제1항에서 있어서,
1 중량% 이상 57 중량% 이하의 상기 방사성 희토류 폐기물을 포함하는, 붕산 유리 고화체.
The method of claim 1,
From 1 wt% to 57 wt% of the radioactive rare earth waste.
제1항에 있어서,
상기 방사성 희토류 폐기물은,
란타넘(Lanthanum, La), 세슘(Cesium, Ce), 프라세오디뮴(Praseodymium, Pr), 네오디뮴(Neodymium, Nd), 프로메튬(Promethium, Pm), 사마륨(Samarium, Sm), 유로퓸(Europium, Eu), 가돌리늄(Gadolinium, Gd), 테르븀(Terbium, Tb), 디스프로슘(Dysprosium, Dy), 홀뮴(Holmium, Ho), 에르븀(Erbium, Er), 툴륨(Thulium, Tm), 터븀(Terbium, Tb), 루테튬(Lutetium, Lu) 및 이트륨(Yttrium, Y) 산화물으로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 포함하는, 붕산 유리 고화체.
The method according to claim 1,
The radioactive rare-
Lanthanum, La, Cesium, Ce, Praseodymium Pr, Neodymium Nd, Promethium, Pm, Samarium, Sm, Europium, Eu, (Gadolinium, Gd), Terbium, Tb, Dysprosium, Dy, Holmium, Ho, Erbium, Er, Thulium, Tm, Terbium, (Lutetium, Lu) and yttrium (Y) oxides.
(1) 방사성 희토류 폐기물을 용융로에 투입하는 단계;
(2) 상기 방사성 희토류 폐기물을 유리화시키기 위한 유리 매질을 상기 용융로에 투입하는 단계;
(3) 상기 방사성 희토류 폐기물과 상기 유리 매질을 함께 용융시켜 용융물을 제조하는 단계; 및
(4) 상기 용융물을 고화시켜 붕산 유리 고화체를 제조하는 단계를 포함하는, 붕산 유리 고화체의 제조 방법.
(1) introducing radioactive rare earth waste into a furnace;
(2) introducing a glass medium into the melting furnace to vitrify the radioactive rare earth waste;
(3) melting the radioactive rare earth waste and the glass medium together to produce a melt; And
(4) solidifying the melt to produce a boric acid glass solidified body.
제5항에 있어서,
상기 방사성 희토류 폐기물은,
란타넘(Lanthanum, La), 세슘(Cesium, Ce), 프라세오디뮴(Praseodymium, Pr), 네오디뮴(Neodymium, Nd), 프로메튬(Promethium, Pm), 사마륨(Samarium, Sm), 유로퓸(Europium, Eu), 가돌리늄(Gadolinium, Gd), 테르븀(Terbium, Tb), 디스프로슘(Dysprosium, Dy), 홀뮴(Holmium, Ho), 에르븀(Erbium, Er), 툴륨(Thulium, Tm), 터븀(Terbium, Tb), 루테튬(Lutetium, Lu) 및 이트륨(Yttrium, Y) 산화물으로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 포함하는, 붕산 유리 고화체의 제조 방법.
6. The method of claim 5,
The radioactive rare-
Lanthanum, La, Cesium, Ce, Praseodymium Pr, Neodymium Nd, Promethium, Pm, Samarium, Sm, Europium, Eu, (Gadolinium, Gd), Terbium, Tb, Dysprosium, Dy, Holmium, Ho, Erbium, Er, Thulium, Tm, Terbium, (Lutetium, Lu), and yttrium (Y) oxide.
제5항에 있어서,
상기 (3)단계의 상기 용융물은 1 중량% 이상 57 중량% 이하의 상기 방사성 희토류 폐기물을 포함하고, 나머지는 상기 유리 매질인, 붕산 유리 고화체의 제조 방법.
6. The method of claim 5,
Wherein the melt in step (3) comprises 1 wt% or more and 57 wt% or less of the radioactive rare earth waste, and the remainder is the glass medium.
제5항에 있어서,
상기 (2) 단계의 상기 유리 매질은,
산화 붕소(B2O3), 산화 칼슘(CaO) 및 산화 알루미늄(Al2O3)을 포함하며,
산화 규소(SiO2)를 포함하지 않는, 붕산 유리 고화체의 제조 방법.
6. The method of claim 5,
The glass medium in the step (2)
(B 2 O 3 ), calcium oxide (CaO) and aluminum oxide (Al 2 O 3 )
A method for producing a boric acid glass solidified body, which does not contain silicon oxide (SiO 2 ).
제8항에 있어서,
상기 (3) 단계의 상기 용융물은,
35 몰% 이상 60 몰% 이하의 상기 산화 붕소;
10 몰% 이상 25 몰% 이하의 상기 산화 칼슘; 및
1 몰% 이상 20 몰% 이하의 상기 산화 알루미늄을 포함하는 상기 유리 매질을 포함하고,
나머지는 상기 방사성 희토류 폐기물인, 붕산 유리 고화체의 제조 방법.
9. The method of claim 8,
The melt of step (3)
From 35 mol% to 60 mol% of the above boron oxide;
10 mol% or more and 25 mol% or less of the calcium oxide; And
And 1% by mol or more and 20% by mol or less of the aluminum oxide,
And the remainder is the radioactive rare earth waste.
제5항에 있어서,
상기 (3)단계는,
상기 용융로 내의 온도를 1100℃ 이상 1400℃ 이하로 승온시켜 상기 방사성 희토류 폐기물과 상기 유리 매질을 용융시키는, 붕산 유리 고화체의 제조 방법.
6. The method of claim 5,
The step (3)
And raising the temperature in the melting furnace from 1100 DEG C to 1400 DEG C to melt the radioactive rare earth waste and the glass medium.
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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN104386910A (en) * 2014-10-11 2015-03-04 中国核动力研究设计院 Base composition for middle/low-level radioactive rock wool glass curing and cured body prepared from base composition
KR20150056677A (en) * 2013-11-14 2015-05-27 한국원자력연구원 Method for Cylindrical Neutron Absorber containing Rare Earth oxides from Spent Nuclear Fuel and the apparatus thereof
KR20160049564A (en) * 2014-10-27 2016-05-10 한국수력원자력 주식회사 Method for vitrifying radioactive rare earth waste

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20150056677A (en) * 2013-11-14 2015-05-27 한국원자력연구원 Method for Cylindrical Neutron Absorber containing Rare Earth oxides from Spent Nuclear Fuel and the apparatus thereof
CN104386910A (en) * 2014-10-11 2015-03-04 中国核动力研究设计院 Base composition for middle/low-level radioactive rock wool glass curing and cured body prepared from base composition
KR20160049564A (en) * 2014-10-27 2016-05-10 한국수력원자력 주식회사 Method for vitrifying radioactive rare earth waste

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