[논문]Identification of Uranium Species Released from the Waste Glass in Contact with Bentonite

김승수; 전관식; 강철형; 한필수; 최종원

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Identification of Uranium Species Released from the Waste Glass in Contact with Bentonite 원문보기

방사성폐기물학회지 = Journal of the Korean Radioactive Waste Society, v.3 no.3, 2005년, pp.177 - 181

김승수 (한국원자력연구소) , 전관식 (한국원자력연구소) , 강철형 (한국원자력연구소) , 한필수 (한국원자력연구소) , 최종원 (한국원자력연구소)

초록
AI-Helper

칼슘-벤토나이트와 접한 약 $20\%$의 우라늄 산화물을 함유한 유리고화체가 알곤 분위기에서 모의 화강암지하수에 의해 침출되었을 때 노란색의 우라늄화합물이 벤토나이트와 고화체의 경계면에 농축되었다. 6년간의 침출후 형성된 우라늄 화합물이 beta-uranophane $[Ca(UO_2)_2(SiO_{3}OH)_{2}5H_{2}O]$임을 XRD, 적외선 스펙트럼과 질량분석기를 이용하여 확인하였으며, 이 화합물의 용해도를 $80^{\circ}C$, 탈이온수에서 측정한 결과 약 $10^{-6}\;mole/L$ 이었다.

Abstract ▼ AI-Helper

Yellowish uranium compounds were enriched at the interface between a Ca-bentonite block and a waste glass, containing about $20\%$ uranium oxide, in contact with the block due to the dissolution of uranium by a synthetic granitic groundwater in Ar atmosphere. The uranium compound formed for 6 years leach time was identified as a beta-uranophane $[Ca(UO_2)_2(SiO_{3}OH)_{2}5H_{2}O]$ using XRD, IR and mass spectrometer. The solubility of the beta-uranophane was measured to be about $10^{-6}\;mole/L$ in de-mineralized water at $80^{\circ}C$.

주제어

AI 본문요약
AI-Helper

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문제 정의

To support the performance assessment of the DUPIC fuel cycle, the long-term corrosion behavior of a simulated waste glass containing about 20% of the scrap, has been studied under repository conditions. This paper describes the investigation of the uranium alteration phases formed on the surface of a simulated uranium-containing borosilicate waste glass in contact with a domestic Ca-bentonite block during the corrosion in a synthetic granitic groundwater up to about six years.

저자의 다른 논문 :

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