• 제목/요약/키워드: Nuclear waste

검색결과 2,088건 처리시간 0.032초

파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정기술 개발 (Electrochemical Reduction Process for Pyroprocessing)

  • 최은영;홍순석;박우신;임현숙;오승철;원찬연;차주선;허진목
    • Korean Chemical Engineering Research
    • /
    • 제52권3호
    • /
    • pp.279-288
    • /
    • 2014
  • 원자력발전은 국가의 안정적인 에너지 공급원 및 저탄소 발생 에너지원으로써 기능을 해왔으나, 원자력발전에 필수적으로 발생하는 사용후핵연료 축적이라는 큰 숙제를 안고 있다. 이를 해결하기 위한 방법 중의 하나가 파이로프로세싱과 소듐냉각고속로를 연계한 사용후핵연료의 재활용이다. 용융염 전해공정을 이용하는 파이로프로세싱은 사용후핵연료에 존재하는 장 반감기 고독성 원소와 고방열 핵종을 분리하여 고준위 폐기물을 줄이면서도 고속로의 원료물질을 공급하고, 소듐냉각고속로에서는 이를 이용하여 전력을 생산한 후 다시 그 사용후핵연료를 파이로프로세싱에서 원료물질로 가공하는 개념이다. 파이로프로세싱의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 산화물 형태의 사용후핵연료를 금속으로 전환시켜 후속 공정인 전해정련공정에 금속을 공급하는 역할을 한다. 파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정의 상용화를 위해서는 고용량, 고효율의 시스템 개발이 요구되므로 양극과 음극에서 공정 속도의 영향을 미치는 인자를 연구하였다.

한국원자력 연구소 실증소각시설에서의 저준위방사성폐기물 시험소각 (Trial Burns of Low-Level Radioactive Wastes the Demonstration-Scale Incineration Plant at KAERI)

  • Yang, Hee-Chul;Kim, In-Tae;Kim, Jeong-Guk;Kim, Joon-Hyung;Seo, Yong-Chil
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제27권5호
    • /
    • pp.767-774
    • /
    • 1995
  • 방사성 동위원소 추적자를 포함한 모의폐기물의 시험소각을 통하여 $^{60}$Co, $^{54}$Mn 및 $^{137}$Cs의 소각공정에서의 거동을 고찰하였다. 공정 내에서 비휘발성 방사성 핵종들인 $^{60}$Co 및 $^{54}$Mn의 거동은 입자상 물질의 거동과 유사하였다. $^{60}$Co 및 $^{54}$Mn의 제염계수(DF) 는 각각 4.7$\times$$10^{5}$ 및 6.2$\times$$10^{5}$ 이었다. 반휘발성인 핵종의 거동은 소각온도의 의존성을 보여주었다. 반휘발성 $^{137}$Cs의 제염계수는 85$0^{\circ}C$$700^{\circ}C$ 의 다른 소각온도에서 각각 2.8$\times$$10^3$, 2.6$\times$$10^4$이었다. 원자력 발전소(NPS) 고리 3, 4호 기에서 운반된 건조 방사성폐기물(DAW)에 대한 시험소각도 실시하였다. 폐기물에 포함된 총 베타 /감마 방사능에 대한 제염계수가 1.1$\times$$10^{5}$ 이었다. 앞의 추적자 시험의 결과 및 건조 고체폐기물 내 핵종분포에 기준을 둔 예상제염계수보다 다소 높은 값을 보였다. 굴뚝에서의 배출농도는 0.019 Bq /N $m^3$으로 기체상 배출물에 대한 최대허용농도(MPC)를 만족시킬 수 있었다.

  • PDF

$H_O_2$ 가 304L 스텐리스강의 부식거동에 미치는 영향 (Effect of $H_O_2$ on the Corrosion Behavior of 304L Stainless Steel)

  • Song, Taek-Ho;Kim, In-Sup;Park, Sung-Ki
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제27권4호
    • /
    • pp.453-462
    • /
    • 1995
  • 사용후 핵연료 저장구조재의 구조적 안정성자 관련해서, 감마선 조사 생성물로 알려져 있는 $H_2O$$_2$를 전해질에 주입시키었을 때, $H_2O$$_2$가 저장구조재인 304L스텐리스강의 부식거동에 어떤 영향을 미치는가를 조사하였다. 실험결과, $H_2O$$_2$는 304L 스텐리스강의 부식전위를 상승시키고 Pitting 전위를 감소시킴으로써 부동태 영역을 줄이고 pitting 저항성을 감소시키는 것으로 나타났다. 이는 감마선 조사에 의한 부식 거동 변화와 유사한 결과라고 볼 수 있으며, 또한 산소농도증가에 의한 부식거동 변화와 유사한 결과로 해석되었다. 재부동태형성전위가 $H_2O$$_2$의 존재로 증가하는데, 이로써 응력부식균열임계전위는 약간 상승할 것으로 추론되었다. 그러나, $H_2O$$_2$ 농도가 6.3$\times$$10^{-6}$M 이하로 떨어질 경우, $H_2O$$_2$는 부식거동에 영향을 주지 못했다. 이는 대기압상태에서 용존된 $O_2$환원반응속도에 비해 $H_2O$$_2$환원반응속도가 작기 때문이라고 해석되었다. 중성용액보다 산성 및 염기성 용액에서, $H_2O$$_2$가 부식거동에 미치는 영향이 작아졌는데, 이는 산성용액에서는 높은 H$^{+}$ 농도 때문에, 염기성용액에서는 le Chatelier의 원칙 때문인 것으로 해석되었다.

  • PDF

사용후핵연료 심층 처분장을 위한 국내외 굴착손상영역 사례연구 (Oversea & Domestic Case Studies on Excavation Damaged Zone for Deep Geological Repository for Spent Nuclear Fuel)

  • 윤정환;민기복;권상기;송명규;이승원;고태영;정호영;신영진;정재훈;임주휘
    • 터널과지하공간
    • /
    • 제34권1호
    • /
    • pp.15-27
    • /
    • 2024
  • 본 사례연구에서는 사용후핵연료 처분장 건설을 위한 굴착손상영역(EDZ) 평가 및 국내외 실증연구사례를 정리하고 조사하였다. 굴착손상영역은 사용후핵연료 처분장의 성능평가에 중요한 요소로 간주되며, 국내외 여러 국가에서 지하 연구시설 현장 및 실험실 시험을 통해 굴착손상영역의 특성 파악 및 그 범위를 정량적으로 판단하고자 하는 연구들이 수행되어왔다. 굴착손상영역에 대한 이해를 위하여 굴착손상영역의 정의, 역사를 시작으로 굴착손상영역에 영향을 주는 요인과 굴착손상영역으로 인한 영향을 정리하였다. 다음으로 굴착손상영역과 암반 특성에 관한 분석을 수행하였으며, 선행연구를 통해 도출한 일반화된 요약과 한계점, 향후 연구 방향을 제시하였다.

중.저준위 방사성폐기물 처분부지의 지구화학 특성 II. 암석 및 광물 (Geochemical Characteristics of the Gyeongju LILW Repository II. Rock and Mineral)

  • 김건영;고용권;최병영;신선호;김두행
    • 방사성폐기물학회지
    • /
    • 제6권4호
    • /
    • pp.307-327
    • /
    • 2008
  • 경주 중 저준위처분장의 안전성평가에 필요한 기초자료를 제공하고, 지화학 모델링의 자료를 제공하기 위하여 처분부지의 암석, 광물에 대한 지구화학적 특성연구를 수행하였다. 이를 위하여 편광 현미경 관찰, X-선 회절분석, 주원소 및 미량원소 화학분석, 미세조직관찰을 위한 주사전자현미경(SEM) 분석, 안정동위원소분석이 수행되었다. 조사지역내에는 지역적으로 파쇄대가 발달하여 있으며 이 파쇄대를 따라 매우 다양한 변질양상을 관찰할 수 있다. 처분부지의 모암은 화강섬록암 및 섬록암으로서 지표지질조사시 이들의 관계는 점이적으로 변하는 데에 비해 화학적으로는 비교적 명확하게 구별되어 화강섬록암이 성록암에 비해 높은 $SiO_2$ 함량, 낮은 MgO, $Fe_2O_3$ 함량을 보여준다. 그러나 $SiO_2$의 증가에 따라 각 주원소들의 변화경향이 동일선상에 놓여 있어서 이들이 동일한 마그마 기원일 가능성을 지시한다. 처분부지내의 주원소들의 공간적 분포를 살펴보면, 섬록암 지역이 화강섬록암 지역에 비해 낮은 $SiO_2,\;Al_2O_3,\;Na_2O,\;K_2O$ 및 높은 CaO, $Fe_2O_3$ 분포를 보여주어 화강섬록암과 섬록암 지역의 차이가 명확하다. 이 중 CaO와 $Na_2O$의 분포 양상은 섬록암과 화강섬록암 지역 간의 차이가 더욱 분명하고 그 증감 경향이 거의 정확하게 상반되어 있어 주구성광물인 사장석의 조성변화가 처분부지 암석의 조성을 변화시키는 가장 큰 원인임을 알 수 있다. 시추코아에서 확인된 단열광물은 몬모릴로나이트, 제올라이트광물, 녹니석, 일라이트, 방해석, 황철석 등이다. 일반적으로 열수변질광물로 알려져 있는 황철석과 로먼타이트가 매우 광범위하게 분포하는 것으로 보아 조사지역 전반에 걸쳐 광범위한 광화작용 혹은 열수변질작용이 있었음을 지시한다. 단열대 내 황철석의 황 안정동위원소분석과 단열충전광물들의 산소 및 수소 안정동위원소 분석결과 역시 이들이 마그마 기원임을 지시한다. 따라서 처분부지 내 단열충전광물들은 단열대를 따르는 지하수와의 단순한 물-암석 반응 이외에 광범위한 마그마 기원의 열수작용에 의한 영향을 받은 것으로 판단된다.

  • PDF

고용량 방사성옥소 치료병실의 오.폐수 저감화를 위한 연구 (On decrease program of Radioactive Wastewater and Sewages in High Dose Radioiodine Therapy Ward)

  • 류재광;정우영;신상기;조시만
    • 핵의학기술
    • /
    • 제12권1호
    • /
    • pp.19-26
    • /
    • 2008
  • 목적: 방사성옥소 치료병실로부터 발생한 오 폐수는 반드시 전용 정화조에서 일정시간 자연 감쇄(decay)시켜 수중 방사능 농도치가 $8.1{\times}10^{-13}$ Ci/ml 이하가 될 때에만 비로소 방류를 하여야 한다. 현재까지 서울아산병원에서는 60 ton 용량의 전용정화조 3개를 구비하여 운영하고 있었지만 2005년 10월부터 방사성옥소 치료병실을 2병상에서 4병상으로 증설 운영함에 따라 급격히 늘어난 방사성 오.폐수량으로 인하여 본원의 정화조 용량으로는 충분한 감쇄(약 125일 이상)여력이 부족하게 되었다. 따라서 본 연구에서는 치료병실 정화조의 오 폐수 유입유량에 기여하는 원인 및 요인들을 밝혀내어 합리적인 개선 조치를 함으로써 정화조 용량 부족 문제를 해결하여 1차적으로는 엄청난 병원의 경제적 손실을 유발시키는 새로운 정화조의 증설을 피하고 방사성 물질의 인위적 배출로 인한 사회적 문제 유발에 따른 대형의료기관의 신뢰도 추락의 예방에 큰 목적이 있다. 대상 및 방법: 2006년 1월부터 10월까지 고용량 옥소 치료 환자 중 150~200 mCi 이상을 투여 받고 2박3일간 입원치료를 하는 환자 402명을 대상으로, 환자 1인당 평균 물 사용량 (변기사용량, 샤워량, 세면량, 기타 등등)을 측정하였으며, 본원의 정화조 60 ton 3개의 만수 후 배출까지의 감쇄 기간을 측정하였다. 또한 본원의 치료 업무 절차를 단계별로 분석하여 정화조 유입유량의 증가 요인을 찾아보았다. 결과: 다음과 원인에 대한 개선을 통하여 본원의 방사성 오 폐수 보관일수를 정화조 1개당 84일에서 2005년 12월말 현재 약 130일로 증가시킬 수 있었다. (1) 기존 변기의 과다한물 소모량 개선 $\rightarrow$ 절수형 변기로 교체 (2) 불필요한 샤워 및 세탁 방지 $\rightarrow$ 샤워 노즐 사용 자제 및 세면대 이용 교육 (3) 치료기간 중 잦은 배뇨를 유발하는 이뇨제 복용 중지 (4) 수분 섭취량과 퇴원시 체내 잔류선량과의 상관관계 분석 (5) 입실 후 치료 전까지의 대기시간에는 외부 화장실 사용 교육 (6) 정화조 만수위 용량 한계치를 최대 85%에서 90%로 증대 운용 결론: 근래에 들어 급격하게 증가된 갑상선질환 관련 환자로 인하여 전국적으로 거의 모든 의료기관에서 방사성옥소치료의 대기일 수가 크게 증가되고 있다. 이러한 시점에 발생된 방사성 오 폐수 관련 문제는 비단 어느 한 의료기관의 문제가 아닌 관련 우리 모두가 해결해야 하는 큰 과제임에 틀림 없을 것이다. 따라서 본 개선 활동은 그 시작을 알리는 신호탄이 될 것이라 생각되며 방사성 치료병실을 운영하고 있는 타 의료기관에서도 이와 관련된 유사상황이 발생된다면 합리적인 정화조운영의 모델방안으로 제시 될 수 있을 것으로 기대된다.

  • PDF

가압경수로형 원전에서 발생된 폐수지의 $^{14}C$$^3H$ 동시 분리 및 측정 (Simultaneous Separation and Determination of $^{l4}C\;and\;^3H$ in Spent Resins from PWR Nuclear Power Plants)

  • 박순달;김정석;김종구;한선호;지광용
    • 방사성폐기물학회지
    • /
    • 제5권3호
    • /
    • pp.179-188
    • /
    • 2007
  • 가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 $^{14}C$$^3H$의 분포특성을 조사하였다. $Na_2^{14}CO_3$ 표준용액을 사용한 $^{14}C$의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl $3\;N-HNO_3,\;3\;N-H_2SO_4$, 주입한 $^{14}C$ 농도 $0.72\;Bq{\sim}460\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}100%$의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 $^3H$의 회수율은 주입한 $^3H$ 농도 $0.60\;Bq{\sim}435\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}101%$ 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 $^{14}C$$^3H$ 동시분리시, $3\;N-H_2SO_4$를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, $^3H$ 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 $^3H$ 포집용액에서 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$$^{54}Mn$ 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 $^3H$ 포집용액에서도 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$$^{54}Mn$ 등이 검출되었으며, $^{14}C$ 포집용액에서는 $^{134}Cs,\;^{137}Cs$이 검출되었다. 폐수지의 총 $^{14}C$ 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 $^{14}C$$^3H$의 평균농도는 각각 $19000\;Bq/g{\pm}41000\;Bq/g,\;670\;Bq/g{\pm}460\;Bq/g$이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 $4.2\;Bq/g{\pm}4.3\;Bq/g,\;6.0\;Bq/g{\pm}5.3\;Bq/g$이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 $^{14}C/^3H$비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, $^{14}C$$^3H$의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.

  • PDF

비정질 소듐 보레이트와 붕소를 함유한 다성분계 규산염 용융체의 붕소의 함량에 따른 원자 구조에 대한 고상 핵자기 공명 분광분석 연구 (Effect of Boron Content on Atomic Structure of Boron-bearing Multicomponent Oxide Glasses: A View from Solid-state NMR)

  • 이아침;이성근
    • 한국광물학회지
    • /
    • 제29권3호
    • /
    • pp.155-165
    • /
    • 2016
  • 붕소가 포함된 다성분계 규산염 용융체의 원자 구조를 규명하는 것은 화산의 분화 양상을 포함한 다양한 지구화학적 과정의 원자 단위 기작을 밝히는데 중요하다. 붕소를 포함한 소듐 알루미노규산염 용융체의 붕소 및 알루미늄 주위의 원자 환경에 관한 자세한 정보는 수용액과 핵폐기물 유리(nuclear waste glasses)의 반응도(reactivity)에 대한 미시적인 설명을 제공한다. 본 연구에서는 붕소가 포함된 비정질 물질의 원자 구조 규명에 가장 적합한 고상 핵자기 공명 분광분석(solid-state nuclear magnetic resonance, solid-state NMR)을 이용하여 붕소의 함량이 비정질 소듐 보레이트($Na_2O-B_2O_3$)와 붕소를 포함한 다성분계 규산염 용융체[말린코아이트(malinkoite, $NaBSiO_4$)와 네펠린(nepheline, $NaAlSiO_4$)의 유사 이원계]의 원자 구조에 미치는 영향을 규명하였다. 비정질 소듐 보레이트의 $^{11}B$ MAS NMR 스펙트럼을 통해 붕소의 함량이 증가함에 따라 배위수가 3인 붕소($^{[3]}B$)가 증가한다는 것이 확인되었다. 비정질 말린코아이트와 네펠린의 유사 이원계의 $^{11}B$ MAS NMR 스펙트럼을 통해 $X_{Ma}$ [$=NaBSiO_4/(NaBSiO_4+NaAlSiO_4)$]가 증가함에 따라 배위수가 4인 붕소($^{[4]}B$)는 증가하는 반면 $^{[3]}B$는 감소하는 것이 관찰되었다. 다성분계 용융체의 $^{27}Al$ MAS NMR 실험 결과, 모든 조성의 용융체에서 배위수가 4인 알루미늄($^{[4]}Al$) 피크가 지배적으로 나타났다. 또한 네펠린 용융체에 붕소가 첨가되었을때 $^{[4]}Al$ 피크의 폭이 크게 감소하였고, 이는 붕소의 첨가가 네펠린 용융체 내의 알루미늄 주위의 구조적 위상학적 무질서도를 감소시킨다는 것을 지시한다. 붕소를 포함한 이원계 및 다성분계 비정질 물질의 $^{11}B$ MAS NMR 스펙트럼으로부터 시뮬레이션을 하여 붕소의 함량에 따른 붕소 원자 환경의 상대적인 존재비를 정량적으로 분석하였고, 이 결과는 붕소가 포함된 비정질 물질의 거시적 성질 변화에 대한 미시적 기작의 근원을 제시할 가능성을 보여준다.

고준위방사성폐기물 심층처분에 미치는 황산염과 황화물의 영향에 대한 고찰 (A Review of the Influence of Sulfate and Sulfide on the Deep Geological Disposal of High-level Radioactive Waste)

  • 김진석;이승엽;이상호;권장순
    • 자원환경지질
    • /
    • 제56권4호
    • /
    • pp.421-433
    • /
    • 2023
  • 원자력발전소의 사용후핵연료(Spent Nuclear Fuel: SNF)에 대한 최종처분은 지하 심부의 지질학적 저장소에서 이루어진다. 사용후핵연료를 감싸는 금속처분용기는 주철과 구리 등으로 제작되어 방사성핵종을 장기간 격리할 예정이며, 공학적방벽과 천연방벽으로 구성된 다중방벽처분시스템에 의해 보호를 받도록 설계된다. 지하 심부의 환경(심층처분환경)은 점차 무산소의 환원환경으로 바뀌게 되며, 이러한 환경에서 구리처분용기의 부식을 일으킬 수 있는 유력한 물질 중 하나는 황화물이다. 황화물에 의한 응력균열부식은 구리처분용기의 안정성을 크게 저하시켜 처분장의 장기안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 심층처분환경에는 황산염이 다양한 형태로 존재 또는 유입될 수 있으며, 황산염환원미생물에 의해 황화물로 전환되어 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 완충재와 뒤채움재의 유력한 후보물질인 벤토나이트에는 주로 석고(CaSO4)와 같은 산화형태의 황산염 광물이 포함되어 있다. 심층처분환경 내에 미생물이 생장할 만한 공간이 있고 유기 탄소 등 전자공여체가 충분히 공급된다면 미생물 활동에 의해 황산염이 황화물로 환원될 수 있다. 하지만 근계영역에서 생성된 황화물과 지권으로부터 유입되는 황화물 중 대부분은 완충재에 의해 차단되어 극히 일부만이 처분용기에 도달할 것이다. 처분환경에서 존재가능한 황화철 광물 중 하나인 황철석은 용해과정에서 황산염을 발생시켜 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 하지만 황철석의 극히 낮은 용해도로 인해 산화 생성물의 양은 매우 적을 것이고 포화된 벤토나이트의 낮은 수리전도도로 인해 처분용기로 산화 생성물의 이동은 제한될 것이다. 우리는 심층처분환경에서 황산염의 존재와 환원 그리고 황화물과 황철석의 형성 및 거동 특성 등에 관한 주요 연구 사례 등을 종합적으로 분석, 정리하였고, 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안전성에 대한 황산염과 황화물의 영향을 이해하고자 하였다.

Glass Dissolution Rates From MCC-1 and Flow-Through Tests

  • Jeong, Seung-Young
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
    • /
    • pp.257-258
    • /
    • 2004
  • The dose from radionuclides released from high-level radioactive waste (HLW) glasses as they corrode must be taken into account when assessing the performance of a disposal system. In the performance assessment (PA) calculations conducted for the proposed Yucca Mountain, Nevada, disposal system, the release of radionuclides is conservatively assumed to occur at the same rate the glass matrix dissolves. A simple model was developed to calculate the glass dissolution rate of HLW glasses in these PA calculations [1]. For the PA calculations that were conducted for Site Recommendation, it was necessary to identify ranges of parameter values that bounded the dissolution rates of the wide range of HLW glass compositions that will be disposed. The values and ranges of the model parameters for the pH and temperature dependencies were extracted from the results of SPFT, static leach tests, and Soxhlet tests available in the literature. Static leach tests were conducted with a range of glass compositions to measure values for the glass composition parameter. The glass dissolution rate depends on temperature, pH, and the compositions of the glass and solution, The dissolution rate is calculated using Eq. 1: $rate{\;}={\;}k_{o}10^{(ph){\eta})}{\cdot}e^{(-Ea/RT)}{\cdot}(1-Q/K){\;}+{\;}k_{long}$ where $k_{0},\;{\eta}$ and Eaare the parameters for glass composition, pH, $\eta$ and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/K) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_{0},\;{\eta}\;and\;E_{a}$ are the parameters for glass composition, pH, and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/C) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_0$, and Ea are determined under test conditions where the value of Q is maintained near zero, so that the value of the affinity term remains near 1. The dissolution rate under conditions in which the value of the affinity term is near 1 is referred to as the forward rate. This is the highest dissolution rate that can occur at a particular pH and temperature. The value of the parameter K is determined from experiments in which the value of the ion activity product approaches the value of K. This results in a decrease in the value of the affinity term and the dissolution rate. The highly dilute solutions required to measure the forward rate and extract values for $k_0$, $\eta$, and Ea can be maintained by conducting dynamic tests in which the test solution is removed from the reaction cell and replaced with fresh solution. In the single-pass flow-through (PFT) test method, this is done by continuously pumping the test solution through the reaction cell. Alternatively, static tests can be conducted with sufficient solution volume that the solution concentrations of dissolved glass components do not increase significantly during the test. Both the SPFT and static tests can ve conducted for a wide range of pH values and temperatures. Both static and SPFt tests have short-comings. the SPFT test requires analysis of several solutions (typically 6-10) at each of several flow rates to determine the glass dissolution rate at each pH and temperature. As will be shown, the rate measured in an SPFt test depends on the solution flow rate. The solutions in static tests will eventually become concentrated enough to affect the dissolution rate. In both the SPFt and static test methods. a compromise is required between the need to minimize the effects of dissolved components on the dissolution rate and the need to attain solution concentrations that are high enough to analyze. In the paper, we compare the results of static leach tests and SPFT tests conducted with simple 5-component glass to confirm the equivalence of SPFT tests and static tests conducted with pH buffer solutions. Tests were conducted over the range pH values that are most relevant for waste glass disssolution in a disposal system. The glass and temperature used in the tests were selected to allow direct comparison with SPFT tests conducted previously. The ability to measure parameter values with more than one test method and an understanding of how the rate measured in each test is affected by various test parameters provides added confidence to the measured values. The dissolution rate of a simple 5-component glass was measured at pH values of 6.2, 8.3, and 9.6 and $70^{\circ}C$ using static tests and single-pass flow-through (SPFT) tests. Similar rates were measured with the two methods. However, the measured rates are about 10X higher than the rates measured previously for a glass having the same composition using an SPFT test method. Differences are attributed to effects of the solution flow rate on the glass dissolution reate and how the specific surface area of crushed glass is estimated. This comparison indicates the need to standardize the SPFT test procedure.

  • PDF