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파이로그린공정의 염폐기물처리과정에서 발생되는 주요 산화물 형태의 폐기물에는 희토류폐기물이 있으며 주요 구성 핵종은 Y, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu, Gd 등 8종이다. 최종적인 희토류폐기물의 형태는 산화물 형태로 발생된다. 본 연구에서는 붕규산 유리계 내에서 희토류 산화물의 유리화 타당성을 평가 하기 위하여 6종의 유리조성을 개발하였다.

희토류 8핵종 혼합에 대한 solubility는 1,200℃에서 25wt% 미만, 1,300℃에서 30wt% 미만 waste loading으로 온도 상승에 따라 증가하는 것으로 나타났으며 liquidus temperature는 균질한 유리가 형성된 20wt% waste loading에서 950℃ 이하로 평가되었다. 희토류 산화물의 유리매질 내 solubility 이상에서는 희토류-oxide-silicate 결정이 생성된 유리세라믹을 이차상으로 형성하였으며 20~25wt% waste loading의 표면균질성이 양호한 유리는 용융온도 1,200~1,300℃ 범위에서 점도 100 poise 이하, 전기전도도 1 S/cm 이상으로 유도가열식 저온용융로설비에서의 운전 용이성이 매우 양호한 것으로 평가되었다. 개발된 유리조성에 대한 기타 물리·화학적 특성 평가를 위한 실험들이 향후 수행될 예정이다.

The rare earth oxide wastes consisting of major 8 nuclides Y, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu and Gd, are generated during the salt waste treatment of PyroGreen process. The final form of the rare earth is generated as the oxide state. In this study, six candidate glasses were developed to evaluate the feasibility for vitrifying the rare earth oxide wastes within the borosilicate glass system.

The solubilities of the mixture of the rare earth oxide waste showed less than 25wt% at 1,200℃, less than 30wt% at 1,300℃, respectively. It means that solubility is increased with the temperature increment. The liquidus temperature of the homogeneous glass with 20wt% waste loading was determined as less than 950℃. In more than solubility of rare earth oxides glass, formation of rare earth-oxide-silicate crystal in glass-ceramic occurred as the secondary phase. As their viscosity at melting temperature 1,200~1,300℃ was less than 100 poise, electrical conductivity was higher than 1 S/cm, 20~25wt% waste loading glasses with good surface homogeneity are judged to have good operability in cold crucible induction melter. Other physicochemical properties of the developed glasses are going to be experimented in the future.

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파이로그린공정 희토류폐기물 유리화 타당성 연구 김천우, 이병관 pp.1-9

국산 압축벤토나이트 완충재의 첨가제 혼합을 통한 열전도도 향상 이종표, 최희주, 최종원, 이민수 pp.11-21

액체카드뮴음금용[실은 액체카드뮴음극용] 세라믹 소재의 화학적 안정성 평가 구광모, 류홍열, 김승현, 김대영, 황일순, 심준보, 이종현 pp.23-29

중수로 사용후연료 건전성 검사장비 개발 김용찬, 이종현, 송태한 pp.31-39

방사성폐기물 처분안전성 평가 자료 제공을 위한 핵종 수착 데이터베이스(KAERI-SDB) 개발 이재광, 백민훈, 정종태 pp.41-54

Demonstration of Zr recovery from 50g scale Zircaloy-4 cladding hulls using a chlorination method Min Ku Jeon, Chang Hwa Lee, You Lee Lee, Yong Taek Choi, Kweon Ho Kang, Geun Il Park pp.55-61

^99^Tc의 토양-쌀알 전이 감소를 위한 소석회와 유기질 비료의 토양첨가 최용호, 임광묵, 전인, 김병호, 금동권 pp.63-68

Chlorination reaction behavior of Zircaloy-4 hulls : a preliminary study on the effect of the oxidation process on the reaction rate Min Ku Jeon, Chang Hwa Lee, Chul Min Heo, You Lee Lee, Yong Taek Choi, Kweon Ho Kang, Geun Il Park pp.69-75

참고문헌 (9건) : 자료제공( 네이버학술정보 )

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번호 참고문헌 국회도서관 소장유무
1 Tae-Gyo Lee, Yong-Jun Jo, Hee-Cheol Yang, Han-Su Lee and In-Tae Kim, “Recycling technology of eutectic salt waste generated in oxide spent fuel pyroprocessing”, Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference, 7(2), pp. 169-170 (2009). 미소장
2 In-Tae Kim, Yong-Jun Jo, Hee-Cheol Yang, Byeong- Gil An, Hwan-Seo Park, Hee-Cheol Eun and Han-Su Lee, “Removal and immobilization of rare earth nuclides from eutectic salt waste generated in PWR fuel pyroprocessing”, Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference, 6(2), pp. 122-123 미소장
3 Tae-Kyo Lee, Yong-Jun Jo, In-Tae Kim and Han-Su Lee, “Salts recovery process and rare earth chlorides separation from eutectic salt waste generated in spent fuel pyroprocessing” Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference, 8(1), pp. 113- 114 (2010). 미소장
4 Yong-Jun Jo, Gil-Ho Park, Han-Su Lee and In-Tae Kim, “Oxidation/precipitation characteristics of rare earth nuclides within eutectic salt waste by using Labscale devices” Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference, 7(1), pp. 292-293 (2009). 미소장
5 C.Lopez, X.Deschanels, J.M.Bart, J.M.Boubals, “Solubility of Actinide Surrogates in Nuclear Glasses”, J. of Nuclear Materials, 312, pp. 76-80 (2003) 미소장
6 J. Campbell, C. L. Hoenig, F. Ryerson, M. Guiman, R. V. Konynenburg and R. Rozsa, “Properties of SYNROC- D nuclear wasteform: A-State-the-Art Review”, UVRL-53240 (1982). 미소장
7 Experimental determination of synthetic NdPO 4 monazite end-member solubility in water from 21°C to 300°C: implications for rare earth element mobility in crustal fluids 네이버 미소장
8 Immobilization of Radioactive Rare Earth oxide Waste by Solid Phase Sintering 소장
9 K. Vinjamuri, S. T. Wood, L. O. Nelson, GLASSFORMVersion 1.1 : An Algorithm for Generating Preliminary Glass Formulations for Waste Streams, INEEL/EXT- 98-00269 (2000). 미소장

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