 |
Preparation, structural studies and optimisation of borosilicate glasses for HLW storage applications
|
Help 
Print 
|
Here you can view and search the projects funded by NKFI since 2004
Back »
|
| |
Details of project |
|
|
| Identifier |
109384 |
| Type |
PD |
| Principal investigator |
Fábián, Margit |
| Title in Hungarian |
Nagyaktivitású radioaktív hulladéktárolásra alkalmas boroszilikát üvegek előállítása, szerkezetvizsgálata, optimalizálása |
| Title in English |
Preparation, structural studies and optimisation of borosilicate glasses for HLW storage applications |
| Keywords in Hungarian |
boroszilikát üveg, hálószerkezet, radioaktív hulladék, üvegesítés, neutrondiffrakció, röntgendiffrakció, RMC szimuláció, modellezés |
| Keywords in English |
borosilicate glass, network, radioactive waste, vitrification, neutron diffraction, X-ray diffraction, RMC simulation, modelling |
| Discipline |
| Material Science and Technology (physics) (Council of Physical Sciences) | 60 % | | Ortelius classification: Waste processing technologies | | Material Science and Technology (chemistry) (Council of Physical Sciences) | 20 % | | Structural Determination Methods (Council of Physical Sciences) | 20 % |
|
| Panel |
Physics 1 |
| Department or equivalent |
Atomic Energy Research Institute (Centre for Energy Research) |
| Starting date |
2014-01-01 |
| Closing date |
2016-12-31 |
| Funding (in million HUF) |
11.562 |
| FTE (full time equivalent) |
2.46 |
| state |
closed project |
Summary in Hungarian A kutatás összefoglalója, célkitűzései szakemberek számára
Itt írja le a kutatás fő célkitűzéseit a témában jártas szakember számára.
A pályázati munka célja nagy-aktivitású radioaktív hulladékok biztonságos tárolására alkalmas új boroszilikát üvegek előállítása, atomi szerkezetük tudományos igényű meghatározása. Az üveg üreges szerkezetének köszönhetően, az aktív elemek bekötődnek a hálószerkezetbe, az így oldott radioaktív elemek/izotópok a bioszférától elszigetelve stabilizálódnak. A projekt keretében először egy kis méretű radiokémiai labort kívánok létesíteni, ahol gyorshűtéses technikával előállítom az üvegmintákat. Erre a célra alkalmas a 10 MW-os Budapesti Kutatóreaktornak helyet adó épület, ahol a kísérleti munkámat képező PSD neutrondiffraktométer is működik. Az épület megfelel a radioaktív anyagokra vonatkozó biztonsági előírásoknak. Ezután az üvegek szerkezetvizsgálatát neutron- és röntgendiffrakciós valamint EXAFS mérésekkel végezném. Majd az atomi konfiguráció modellezésére a fordított Monte Carlo szimulációs program használatával meghatározom a rövid- és középtávú atomi rendet jellemző parciális szerkezeti függvényeket, azokból a parciális atomi távolságokat, koordinációs környezeteket, a gyűrűeloszlást, a kötések jellegét, amelyekre igen csekély adat áll rendelkezésre. A boroszilikát- és a radioaktív elemeket tároló üvegek szerkezetének megismerése új információval szolgál mind a tudományos szakterület, mind a nukleáris ipar számára. Gazdaságos előállíthatóságuk megoldást jelenthet a nagy-aktivitású hulladékok tárolására.
Mi a kutatás alapkérdése?
Ebben a részben írja le röviden, hogy mi a kutatás segítségével megválaszolni kívánt probléma, mi a kutatás kiinduló hipotézise, milyen kérdéseket válaszolnak meg a kísérletek.
A radioaktív hulladéktárolás legfontosabb követelménye, hogy a hulladék teljesen el legyen szigetelve a bioszférától, még földtani balesetek esetén se kerüljenek ki a környezetükbe. Ennek az egyik legígéretesebb módja a radioaktív anyagoknak stabil üvegszerkezetben való feloldása, amit vitrifikációnak nevezünk. Számos neves kutatólaboratóriumban dolgoznak a vitrifikációs eljárás optimalizálásán, a munkák egy része publikus. Az optimálisnak tartott üvegek általában nagyon sok, akár 10-20 féle atomot is tartalmaznak, ezen anyagok atomi szerkezetének jellemzése nehezen megoldható.
Jelen kutatás alapkérdése, hogy biztonságosan és kedvező anyagi ráfordítással tudjuk megoldani a fűtőelemek újrahasznosításából visszamaradó nagy aktivitású aktinidák (U, Am, Np, Pu, Cm) valamint a hasadási termékek (Sr, Cs stb.) stabil, hosszú távú tárolását. Reményeink szerint olyan összetételeket tudunk kifejleszteni, amelyek viszonylag kevés összetevőből állnak (terveink szerint 5-6 különböző oxid), gazdaságosan előállíthatóak és stabil szerkezettel rendelkeznek. Választ kívánunk adni a radioaktív elemek beépülésének módjaira, az üveg atomi szerkezetére, a szerkezetet felépítő egységek kapcsolódására. Az üvegszerkezet stabilitása mellett az is cél, hogy minél nagyobb százalékban tudjon aktív elemet megkötni, stabilan tárolni. Olyan üvegösszetételeket kívánunk kifejleszteni, amelyek egyszerre többféle aktív elem tárolását biztosítják.
Mi a kutatás jelentősége?
Röviden írja le, milyen új perspektívát nyitnak az alapkutatásban az elért eredmények, milyen társadalmi hasznosíthatóságnak teremtik meg a tudományos alapját. Mutassa be, hogy a megpályázott kutatási területen lévő hazai és a nemzetközi versenytársaihoz képest melyek az egyediségei és erősségei a pályázatának!
Ahhoz, hogy a nukleáris üzemanyagciklust le tudjuk zárni, szükségessé válik a nagy aktivitású radioaktív hulladékok (HLW) elhelyezése. A radioaktív hulladékok tárolásával foglalkoznak már annak megjelenése óta, azonban a biztonságos tárolás a mai napig sok kérdést vet fel. A nagy aktivitású hulladék egyik lehetséges és a legelfogadottabb tárolása, a vitrifikációs eljárással előállított üvegbe öntés, azt követően pedig mélygeológiai formációkban való elhelyezés. A mélygeológiai tárolás elfogadott és alapvető célja, hogy visszatartsa a radionuklidokat a mérnöki gáton belül, illetve a befogadó kőzetben, meggátolva a bioszférába való jutását. Magyarországon, az eddigi kutatások alapján a DNy-magyarországi Bodai Aleurolit Formációt (BAF) jelölték ki, mint a HLW mélygeológiai tárolására potenciálisan alkalmas agyagos képződményt.
Munkámban kedvező feltételek mellett előállítható üvegösszetételt vizsgálok, amely választ adhat a biztonságos tárolás egyre sürgetőbb kérdéseire. Boroszilikát üvegbe való öntés lehetőségét a nukleáris ipar vezető országai elfogadják és támogatják. A fent említett Bodai Aleurolit Formáció eddigi vizsgálatai alátámasztják az alkalmasságát, hogy a nagyaktivitású hulladékok lerakóhelye lehessen. Munkám célja olyan stabil tárolóanyag előállítása és szerkezetének megismerése, amely képes hosszú távon magában tartani a hulladék anyagot. Az üvegesített hulladék végül acélhengerekbe való öntéssel kerül lerakásra az említett stabil agyagformációba.
Nukleáris energiára szükségünk van, és a tendencia azt mutatja, hogy a Paksi Atomerőmű üzemidejének hosszabbításával és esetleges bővítésével, Magyarország hosszú távon elköteleződött a nukleáris energia mellett. Vizsgálatainkkal a hulladék tárolásának kérdéskörét kívánjuk megoldani, ami igen fontos a jelen és jövő generációk számára.
A kutatás összefoglalója, célkitűzései laikusok számára
Ebben a fejezetben írja le a kutatás fő célkitűzéseit alapműveltséggel rendelkező laikusok számára. Ez az összefoglaló a döntéshozók, a média, illetve az érdeklődők tájékoztatása szempontjából különösen fontos az NKFI Hivatal számára.
Az atomreaktorok működése során különféle radioaktív anyagok keletkeznek. A radioaktív hulladékok végső, biztonságos elhelyezése létező és egyre sürgetőbb probléma. Mostanra általánosan elfogadott műszaki megoldás, hogy az atomhulladékot eltemetik mélyen fekvő geológiai tárolóhelyeken, vagyis elszigetelik a környezettől. A kiégett fűtőelem egy részét újra lehet hasznosítani, a leválasztott nagy aktivitású hulladékot üvegbe ágyazzák. A legalkalmasabb geológiai befogadó kőzetek a gránit, az agyagkőzetek, a vulkáni tufa és a kősó rétegek. A különböző eredetű nukleáris hulladékok tárolására alkalmas anyagok közül a boroszilikát üvegek bizonyultak a legmegfelelőbbnek.
A munka célja, egyszerű, gazdaságos eljárással előállított tároló boroszilikát üveg összetétel kifejlesztése, amely a radionuklidok széles skálájára lesz alkalmazható. A projekt keretén belül egy kis méretű radiokémiai labort kívánok létesíteni, ahol olvasztással és gyorshűtéses technikát alkalmazva állítom elő a kívánt üveg összetételeket. Erre a célra alkalmas a 10 MW-os Budapesti Kutatóreaktornak helyet adó épület. Az üvegek szerkezetvizsgálatát neutron- és röntgendiffrakciós valamint EXAFS mérésekkel végzem, az atomi konfiguráció modellezésére a fordított Monte Carlo szimulációs programot használom.
Az atomi paraméterek meghatározásával, a boroszilikát- és a radioaktív elemeket tároló üvegszerkezetekre kapott új információ, mind a tudományos szakterületet, mind a nukleáris ipart szolgálja. Gazdaságos előállíthatóságuk megoldást jelenthetnek a nagy-aktivitású hulladékok tárolására.
| Summary Summary of the research and its aims for experts
Describe the major aims of the research for experts.
The aim of the project is to synthesize novel borosilicate glass matrix for long term storage of radioactive waste materials, and to determine the atomic structure of these new glass compositions. Due to the hollow structure of glasses, the radioactive elements are linked into the network structure, and the dissolved radionuclides becomes strongly bonded to the glass and therefore become isolated from the biosphere.
I plan to establish a small radiochemistry laboratory for preparation of the planned glassy materials by rapid quench technique, which would open new possibility for other projects, as well. For this work the building, which hosts the 10 MW Budapest research reactor, where I carry out my experimental work using the PSD neutron diffractometer, provides an ideal surrounding from the point of radioactive safety regulations. The network structure of the glasses will be investigated by combined neutron- and X-ray diffraction, EXAFS and reverse Monte Carlo modelling.
I will determine the partial atomic pair-correlation functions, which provide structural data for the short- and medium-range order, like partial atomic distances, coordination surroundings, ring statistics, bonding characteristics, not investigated so far. The formulation of new borosilicate glasses and the knowledge of their glassy structure resulting in this project will provide new information for the scientific community and a special interest is expected from nuclear industrial companies. Their economical preparation could be a possible solution to the high-level waste storage.
What is the major research question?
Describe here briefly the problem to be solved by the research, the starting hypothesis, and the questions addressed by the experiments.
The most important requirement of radioactive waste storage is, that the waste must be completely isolated from the biosphere. Vitrification appears to be the most promising way to achieve chemical isolation of the waste materials. Several famous research laboratories are working on the optimisation of the vitrification process, the publicity is partly open. The optimised glassy materials contain large number of - even 10-20 different - elements, therefore the characterization of their structure is very difficult.
The basic question of the present research is to solve in a safe and economically way the stable, long-term storage problem of the high activity level actinides (U, Np, Pu, Am, Cm) and the fission products (Sr, Cs, etc.), which remain behind after reprocessing nuclear fuel. We plan to develop suitable compositions with stable structure, which contain only few components (typically 5-6 different oxides) and can be realized within an economical preparation technology.
We intend to characterise the incorporation of radioactive elements, the atomic structure of the glasses, the possible network units and their links to each other, which builds up the basic structure. Besides the stability of the glass composition, our aim is to increase the amount of loaded radioactive elements for stable and safe disposal.
What is the significance of the research?
Describe the new perspectives opened by the results achieved, including the scientific basics of potential societal applications. Please describe the unique strengths of your proposal in comparison to your domestic and international competitors in the given field.
To close the nuclear cycle, we need to solve the long term storage of high-level radioactive waste (HLW). HLW storage is one of the primary problems to be solved due to the widespread use of nuclerar energy, however, a lot of questions are still open. The most feasible and accepted way for storage of HLW is the vitrification process, where the active elements are melted and poured into glass form, and thereafter deposited in a deep geological formation, where the objective is to retain the radionuclides in the host rocks, and to block access to the biosphere. In Hungary, the Boda Claystone Formation (BCF) has been found as the potentialy most suitable host rock for HLW storage, located in the W-Mecsek Mountains.
The nuclear industry’s leading countries have already accepted and they support the borosilicate glasses as storage composition and vitrification as the process of the storage of HLW. The above-mentioned Boda Claystone Formation have been selected as the most suitable candidate for host rock of the repository.
In this project, I would like to find a stable and efficient glass composition which is able to keep the HLW materials in itself for a really long-time, and has an economical way of preparation. Additionally, I would also like to understand the structural properties of these glasses in order to optimize the aforementioned properties. The vitrified waste can than be molded in steel cylinders, and disposed in the BCF-clay formation.
Nuclear energy is needed in Hungary, and the service time of the Paks nuclear plant has been extended. Even the construction of new blocks is possible, and this forecasts that Hungary will commit itself besides the nuclear energy for the long term. My work intends to contribute to the success of HLW storage project, which is important for the present and future generations.
Summary and aims of the research for the public
Describe here the major aims of the research for an audience with average background information. This summary is especially important for NRDI Office in order to inform decision-makers, media, and others.
Various types of radioactive waste materials are formed during the operation of a nuclear reactor. The final and safe storage of radioactive waste materials is nowadays an existing problem which needs to be solved urgently. It’s a generally accepted as a technical solution for the HLW storage, to be disposed into suitable geological formations, which are isolated from the environment. The most appropriate host geological rocks are the granite, clay formation, tuff and salt layers. Before displacing the waste here, it can be encapsulated into suitable glass composition. This is called vitrification. The most capable material for storage of a variety nuclear waste is the borosilicate glass system.
This research aims to develop a simple and economical process for preparation of borosilicate glasses which is applicable to store wide range of radionuclides. I plan to establish a radiochemistry laboratory for preparation of glassy materials by melt-quench technique. For this work the building, which hosts the 10 MW Budapest research reactor, provides an ideal surrounding from the point of radioactive safety regulations. In order to optimize the physical properties of the various glasses, I will need to investigate their atomic structure, by combined neutron- and X-ray diffraction, EXAFS and reverse Monte Carlo modelling.
Formulation of new borosilicate glasses and the knowledge of their glassy structure resulting in this project will provide new information for the scientific community and a special interest is expected from nuclear industrial companies. Their economical preparation could be a possible solution to the high-level waste storage.
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
