Synroc——存储高水平放射性废物的陶瓷材料亚博网站下载

Borosilcate玻璃存储高水平放射性废物

高水平的废物(HLW)来自核电站的核燃料后处理。非常危险的人的废物,包括裂变产物(主要是Cs、Sr、钼、锆、稀土),从不锈钢腐蚀产物和剩余锕系元素。硼硅酸盐玻璃的固定这些废物由美国原子能委员会在1950年代和扩大在1960年代末tonne-sized罐。然而,宾夕法尼亚州立大学的工人1970年代中期承认有硼硅玻璃的局限性,特别是对于其贫困的水耐久性在温度高于100°C。

Supercalcine陶瓷用于存储高水平放射性废物

他们设计了基于晶体硅酸盐陶瓷,磷酸盐和钼酸盐作为一种替代方法。这些所谓的supercalcine陶瓷烧结在空气~ 1100°C和高载荷的裂变产物,通常是70 wt %(模拟实验工作的稳定同位素),和不同阶段的化学是由裂变产物的大多数组件。典型的阶段是铯榴石,CsAlSi₂0₆;钼钨钙矿、CaMo0₄;和稀土磷灰石和磷酸盐(如独居石,REP0₄,RE =三价稀土)。所有已知的这些矿物类似物非常耐用在炎热,潮湿的条件下,可以显示一些经历了数百万年了。因此他们是理想的候选人应该安放在深地质库。

钛酸盐陶瓷来存储高水平放射性废物

在桑迪亚国家实验室工作后在加热阶段组合发生溶胶-凝胶法二氧化钛粒子HLW裂变产物和锕系元素,这些,灵伍德和他的同事在1970年代末设计了一个多阶段的钛酸盐陶瓷的几乎所有这些裂变产物和锕系元素整合置换的各种矿物模拟yabo214阶段。这些theoretically-dense材料是由第亚博网站下载一次与液体混合活性前体(模拟)HLW,其次是干燥和煅烧H₂/ N₂大气的1 h 750°C。然后煅烧是与2 wt %的钛粉混合金属氧化还原控制然后受单轴石墨模具热压、热等静压在~ 1200°C的前体成分氧化(wt %): A1₂0₃(5.4);包(5.6);曹(11.0);Ti0₂(71.4);Zr0₂(6.6)。

Synroc-C存储高水平放射性废物

而不是使用氧化物,自1984年以来,英航和Ca氢氧化物和transesterified浆混合物,钛、锆醇盐作为前体。这提供了更好的固态反应。Synroc-C陶瓷的主要优点是浪费离子钛酸稀释纳入耐用得多不溶于水的矿物相比硅酸盐和磷酸盐在上述supercalcine陶瓷等。浪费加载可以变化0到35 wt %之间使用相同的化学惰性添加剂没有显著改变基本的钛锆钍矿+钙钛矿+锰钡矿+金红石相组合,虽然百分比的不同阶段有所不同。有轻微alumina-rich阶段,加上小金属阶段产生的3 d和Pd组金属元素,减少金属普遍减少条件下热压。

表1显示了阶段Synroc-C宪法,包含20 wt % HLW和放射性核素纳入各种mineral-analogue阶段。

表1。成分和矿物学Synroc-C。

^*再保险,分别=稀土和锕系元素。

Synroc-D存储高水平放射性废物

另一个变体(Synroc-D)设计固定国防浪费在萨凡纳河,SC,美国。这些废物是基本上Al-Fe氢氧化污泥含有一些Na和只有~ 0.1 wt %的裂变产物。1981年,在美国有一个选择过程为候选人浪费形式的浪费。Synroc是仅次于硼硅玻璃在这个评估。

Synroc生产

有识别改进水Synroc的耐用性,但它失去了通过缺乏工程开发。因此,澳大利亚政府资助在1980年代中期的建设知名Synroc ANSTO示范工厂。这种植物可以产生规模在50公斤(不活跃)Synroc巨石的吞吐量10公斤/小时。

请注意。一套完整的引用可以通过引用原文。

主要作者:雌激素受体万斯

来源:从澳大拉西亚的陶瓷协会杂志》上的抽象,38卷,没有。1、52、2002页。

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