Powder technological vitrification of simulated high-level waste
Description
High-level waste simulate from the reprocessing of light water reactor and fast breeder fuel was vitrified by powder technology. After denitration with formaldehyde, the simulated HLW is mixed with glass frit and simultaneously dried in an oil-heated mixer. After 'in-can calcination' for at least 24 hours at 850 or 950 K (depending on the type of waste and glass), the mixture is hot-pressed in-can for several hours at 920 or 1020 K respectively, at pressures between 0.4 and 1.0 MPa. The technology has been demonstrated inactively up to diameters of 30 cm. Leach resistance is significantly enhanced when compared to common borosilicate glasses by the utilization of glasses with higher silicon and aluminium content and lower sodium content. (orig.)
Abstract (German)
Simulierter hochradioaktiver Abfall aus der Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente von Leichtwasserreaktoren und Schnellen Brutreaktoren wurde pulvertechnologisch verglast. Der simulierte HLW wird nach der Denitrierung in einem oelbeheizten Mischer mit Glasfritte gemischt und gleichzeitig getrocknet. Nach mindestens 24 Stunden Kalzinierung innerhalb der Edelstahlkokille bei 850 bzw. 950 K (je nach Glas- und Abfallart), wird die Mischung mehrere Stunden bei 920 bzw. 1020 K und Druecken zwischen 0,4 und 1,0 MPa druckgesintert. Die Technologie wurde inaktiv bis zu 30 cm Durchmesser demonstriert. Die Auslaugbestaendigkeit der Produkte wurde gegenueber herkoemmlichen Borosilikatglaesern durch die Erhoehung des Silizium- und Aluminiumgehaltes und die Erniedrigung des Natriumgehaltes erheblich verbessert. (orig.)
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Restricted
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Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Pulvertechnologische Verglasung von simuliertem hochradioaktivem Abfall
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 212 p.
- Report number
- KFK--4361
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 19079112
- Subject category
- S12: MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES, AND NON-RADIOACTIVE WASTES FROM NUCLEAR FACILITIES; S12: MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES, AND NON-RADIOACTIVE WASTES FROM NUCLEAR FACILITIES;
- Resource subtype / Literary indicator
- Thesis
- Descriptors DEI
- BOROSILICATE GLASS; CAPSULES; CHEMICAL COMPOSITION; COMPARATIVE EVALUATIONS; CORROSION; CRYSTALLIZATION; DENITRATION; HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTES; LEACHING; MECHANICAL PROPERTIES; MICROSTRUCTURE; PACKAGING; POWDER METALLURGY; PRESSURE DEPENDENCE; SIMULATION; SINTERING; TEMPERATURE DEPENDENCE; THERMODYNAMIC PROPERTIES; TIME DEPENDENCE; VITRIFICATION; WASTE FORMS
- Descriptors DEC
- CHEMICAL REACTIONS; CONTAINERS; CRYSTAL STRUCTURE; DISSOLUTION; EVALUATION; FABRICATION; GLASS; MATERIALS; METALLURGY; PHASE TRANSFORMATIONS; PHYSICAL PROPERTIES; RADIOACTIVE MATERIALS; RADIOACTIVE WASTES; SEPARATION PROCESSES; WASTES
Optional Information
- Secondary number(s)
- PWA--87/87.