2017 Fall Meeting

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Oral presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 405-1 Radioactive Waste Management

[2A06-10] Vitrification 1

Thu. Sep 14, 2017 10:45 AM - 12:00 PM Room A (B11 - B1 Block)

Chair:Ippei Amamoto (JAEA)

11:15 AM - 11:30 AM

[2A08] Basic research programs of vitrification technology for waste volume reduction

(41)Evaluation of advanced borosilicate glasses chemical durabilities

*Kohei Owaku1, satoshi yuuki1, yoshiyuki miura1, haruka tada1, norio kanehira1 (1. JAPAN NUCLEAR FUEL LIMITED )

Keywords:borosilicate glass, yellow phase, high level liquid wastes

高充填ガラスマトリックスの開発においてガラスの組成変動が化学的耐久性に与える影響を調査した。先行研究においては、1.5≦SiO2/B2O3≦2.0(mol%比)の範囲で、Al2O3濃度を適切に設定することで、現行組成と同等の化学的耐久性を維持しつつMoO3溶解度を向上させることができることが確認されている。そこで本研究ではSiO2/B2O3比(mol%比)を1.75に減少させた組成を基準として、物性値等の観点からLi2O/Na2O比の上昇および(Li2O+Na2O)/(ZnO+CaO)比の減少が化学的耐久性に与える影響をPCT試験およびMCC1試験で評価した。調査の結果、Si2O/Na2O比の上昇および(Li2O+Na2O)/(ZnO+CaO)比の減少による大きな影響はなく、短期の浸出特性についてはいずれもSRL-EAガラスの規格化浸出速度を下回る結果となった。ただし、Al2O3濃度の影響が顕著であり、化学的耐久性の向上にはAl2O3濃度を現行組成の2倍程度(7mol%)まで増加する必要があることが示唆された。