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臺灣博碩士論文加值系統

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研究生:陳光欣
研究生(外文):Chen Kuang Hsin
論文名稱:擬核電廠低放射性廢料電漿玻璃化處理研究
論文名稱(外文):The study on thermal plasma vitrification of low-level radioactive waste surrogates from nuclear power plants
指導教授:朱瑾朱瑾引用關係
指導教授(外文):J. P. Chu
學位類別:碩士
校院名稱:國立海洋大學
系所名稱:材料工程研究所
學門:工程學門
學類:材料工程學類
論文種類:學術論文
論文出版年:2002
畢業學年度:90
語文別:中文
論文頁數:125
中文關鍵詞:低放射性廢料電漿熔融處理玻璃化熔岩
外文關鍵詞:low-level radioactive wastethermal plasmavitreous slag
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核能技術在現今的醫、工、研究等方面的應用已經非常普遍,對於提昇我們的生活品質有相當的貢獻,而在使用放射性物質的同時,放射性廢料的產生是無可避免的;在台灣地區中放射性廢料有90%來自於核電廠,其中部分放射性廢料具有不安定性與不穩定性、劑量分佈廣、高熔點等多樣化特性,無法妥善的處理。本研究採用高溫電漿熔融處理技術來處理模擬低放射性廢料,使其減容、固化形成玻璃質結構並將重金屬析出物固封於其中,成為毒性溶出率低之玻璃質熔岩。
本研究所處理之模擬放射性廢料包括絕對過濾器、廢樹脂、廢保溫材(珍珠岩、岩棉)及廢土噴砂等五種,以三元混合方式配比後由高溫電漿加熱至1500℃持溫1小時後形成玻璃質熔岩。經處理後之熔岩具有高減容比、高密度及高硬度值,經分析後熔岩多為非晶質結構,而有部分會形成Ca2Al2SiO7結構;廢料中之金屬成分多沈積於底部形成金屬塊,此種熔岩與金屬體分離的現象可作為日後有價金屬回收的研究依據,而少部分金屬則被固封於玻璃質熔岩中不易溶出,測試熔岩試樣的濾出性質後,其熔岩的濾出元素濃度皆在環保法規標準內;在腐蝕性方面,各熔岩對鋼材之腐蝕速率遠低於法規標準,因此,處理後的廢料可不再經二次處理,即可予以最終處置。
以高溫電漿熔融技術處理低放射性廢料廢料可達到「安定化」、「無害化」及「減容」的目的,對於確保環境品質與公眾安全具有相當正面的意義。
As for the application of the nuclear energy in many areas, such as medicine, industry and research, and when the radioactive matter is used, the radioactive wastes would also be generated. More than 90% of radioactive wastes come from the nuclear power plant, and are considered to be low-level radioactive wastes (LLRW). These wastes have some characteristics of instability, non-combustible and high melting point. Therefore, it is difficult treat these wastes using a single process. This study used a thermal plasma technique to treat the low-level radioactive waste surrogates, in order to reduce volume and to form vitrified structures.
Vitreous slag of various LLRW surrogates has been characterized. Waste surrogates treated including HEPA, spent resin, contaminated soil, and used thermal lagging materials (perlite and rock wool) have been treated using a thermal plasma-heating source. Slag with large volume/weight reductions have been obtained, with Vickers hardness (Hv) ranging between 500 and 650. The hardness appears to increase with the slag density. Numerous metal-bearing dispersed particles embedded in the slag matrix are observed, confirming the presence of mixing state during the vitrification. Except for HEPA samples, the Vitreous slag consists of mostly amorphous state of SiO2, which in turn dissolves other minor constituents from waste feeds. Thus, perlite and soil are likely the glass-forming materials. In order to form a glassy structure, the amount of HEPA should be less than 33% of the feed in weight. The corrrosivity evaluation results of slag toward steel indicate the slag have good corrosion properties.
摘要 I
Abstract II
致謝 III
總目錄 IV
表目錄 VII
圖目錄 VIII
第一章 前言 1
1.1 研究動機 1
1.2 研究目的 2
第二章 放射性廢料與其處理 3
2.1 放射性廢料 3
2.2 放射性廢料之來源 4
2.3 放射性廢料之種類及數量 6
2.4 國內放射性廢料之處理方式 9
第三章 電漿原理及技術 15
3.1 電漿的發展 15
3.1.1 電漿在生物學、醫學上之意義 15
3.1.2 電漿於物理學上之意義 15
3.2 電漿原理 16
3.2.1電漿振動 16
3.2.2 電漿的產生 18
3.2.3 電漿種類 21
3.3 電漿技術 25
3.3.1 電漿設備及處理程序 26
3.3.2 電漿玻璃化處理技術 30
3.3.3 熔岩玻璃化之反應機制 32
3.3.4 世界各國的電漿處理技術 32
3.3.5 國內的電漿處理技術 34
3.3.6國內電漿處理技術研究結果 39
第四章 研究方法及步驟 46
4.1 實驗流程 46
4.2 實驗材料 46
4.3 實驗設備 50
4.3.1 電漿爐 50
4.3.2 掃瞄式電子顯微鏡 54
4.3.3 X射線繞射試驗儀 54
4.3.4 旋轉萃取器 54
4.3.5 感應耦合電漿原子發射光譜分析儀 54
4.3.6 硬度試驗機 56
4.4 電漿玻璃化處理步驟 56
4.5 熔岩材料分析檢測 56
4.5.1 熔岩之減重比、減容比及體密度之測試 56
4.5.2 熔岩硬度試驗 57
4.5.3 微觀結構觀察及元素成分之分析 58
4.5.4 結晶相之分析 58
4.5.5 毒性特性溶出程序及ICP-AES之測定 58
4.5.6 熔岩腐蝕性之測定 60
第五章 研究結果與討論 62
5.1 各類模擬低放射性廢料之基本性質 62
5.2 電漿處理後之熔岩型態 74
5.3 熔岩之減重比、減容比、體密度及硬度分析結果 83
5.4 SEM觀察與分析結果 86
5.5 EDS分析結果 91
5.6 XRD分析結果 101
5.7 熔岩之濾出性質分析結果 108
5.8 熔岩之腐蝕性分析結果 110
第六章 結論 113
參考文獻 115
附錄 119
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