A study was conducted on the vitrification of the rare earth oxide waste generated from the PyroGreen process. The target rare earth waste consisted of eight elements: Nd, Ce, La, Pr, Sm, Y, Gd, and Eu. The waste loading of the rare earth waste in the developed borosilicate glass system was 20wt%. The fabricated glass, processed at 1,200℃, exhibited uniform and homogeneous surface without any crystallization and precipitation. The viscosity and electrical conductivity of the melted glass at 1,200℃ were 7.2 poise and 1.1 S·cm−1, respectively, that were suitable for the operation of the vitrification facility. The calculated leaching index of Cs, Co, and Sr were 10.4, 10.6, and 9.8, respectively. The evaluated Product Consistency Test (PCT) normalized release of the glass indicated that the glass satisfied the requirements for the disposal acceptance criteria. Furthermore, the pristine, 90 days water immersed, 30 thermal cycled, and 10 MGy gamma ray irradiated glasses exhibited good compressive strength. The results indicated that the fabricated glass containing rare earth waste from the PyroGreen process was acceptable for the disposal in the repository, in terms of chemical durability and mechanical strength.

Vitrification is one of the best ways to immobilize high-level radioactive waste (HLW) worldwide over the past 50 years. Since the glass matrix has a medium (3.0-5.5 A) and short (1.5-3.0 A) periodicity, it can accommodate most elements from the periodic table. Borosilicate glass is the most suitable glass matrix for vitrification due to its high chemical durability, high waste-loading capacity, and good radiation resistance. Mo is a fission product contained in liquid waste generated in the process of reprocessing spent nuclear fuel and exists in the form of MoO4 2- in the glass. MoO4 2- forms a depolymerization region without directly connecting with the glass network former. When the concentration of Mo increases in the depolymerization region, it combines with nearby alkali or alkaline earth cations to form a crystalline molybdate phase. Phase separation and crystallization in the glass can degrade the performance of the material because it changes the physical and chemical properties of the glass. In particular, since alkali molybdate has high water solubility when it forms crystals containing radioactive elements such as Cs, there is a risk of leakage of radionuclides by groundwater during deep underground disposal. Therefore, in this study, the most stable glass-ceramic composition was developed using various alkali elements, and the difference in phase separation and crystallization behavior in glass and the stability of the solidified body were analyzed by structural analysis of the glass network and alkali molybdate. The cause of the difference in crystallization of alkali molybdate according to the type of alkali cation is structurally analyzed, and using this, research is conducted to increase the Mo content in the glass without crystallization.

In this study, we have investigated a selective emitter using a UV laser on BBr3 diffusion doping layer. The selective emitter has two regions of high and low doping concentration alternatively and this structure can remove the disadvantages of homogeneous emitter doping. The selective emitters were fabricated by using UV laser of 355 nm on the homogeneous emitters which were formed on n-type Si by BBr3 diffusion in the furnace and the heavy boron doping regions were formed on the laser regions. In the optimized laser doping process, we are able to achieve a highly concentrated emitter with a surface resistance of up to 43 Ω/□ from 105 ± 6 Ω/□ borosilicate glass (BSG) layer on Si. In order to compare the characteristics and confirm the passivation effect, the annealing is performed after Al2O3 deposition using an ALD. After the annealing, the selective emitter shows a better effect than the high concentration doped emitter and a level equivalent to that of the low concentration doped emitter.

PTMSP와 PDMS로부터 합성된 PTMSP/PDMS 그라프트 공중합체에 다공성 borosilicate를 0~5 wt% 첨가하여 PTMSP/PDMS-borosilicate 복합막을 제조하였다. 합성된 PTMSP/PDMS 그라프트 공중합체의 수평균분자량(Mn)은 460,000이었 고, 중량평균분자량(Mw)은 570,000이었으며, 유리전이온도(Tg)는 33.53°C에서 나타났다. TGA 측정에 의하면 PTMSP/PDMS에 borosilicate가 첨가되면 복합막의 감량이 작아지고 감량이 완결되는 온도도 낮아졌다. SEM측정에 의하면 PTMSP/PDMS-borosilicate 복합막 내에 들어있는 borosilicate는 1~5 μm 크기로 분산되어 있었다. 기체투과 실험에 의하면 PTMSP/PDMS-borosilicate가 첨가되면서 자유부피, 공동, 기공률이 증가하여 기체투과가 용해확산에 의한 것보다 분자체거름, 표면확산, Knudsen 확산에 의해 일어나는 경우가 점차 증가하여 H2와 N2의 투과도는 증가하고 선택도(H2/N2)는 감소하였다

무정형의 괴상의 다공성 borosilicate는 trimethylborate (TMB)/ tetraethylorthosilicate (TEOS) 몰비 0.01∼0.10 겔 체를 700∼800°C 온도범위에서 열처리 하였을 때 얻어졌다. BET와 SEM 관찰에 의하면 700∼800°C에서 얻어진 borosilicate의 표면적은 251.12∼355.62 m2/g이고, 기공직경은 3.5∼4.9 nm이며, 입자크기는 30∼60 nm이었다. TGA측정에 의 하면 borosilicate가 poly[1-(trimethylsilyl)propyne](PTMSP)에 첨가되었을 때 PTMSP-borosilicate 복합막의 열적 안정성은 향 상 되었다. SEM관찰에 의하면 borosilicate는 1 μm 크기로 복합막 내에 분산되어 있었다. 기체투과실험에 의하면 PTMSP에 borosilicate 함량이 증가하면 자유부피, 공동, 기공률이 증가하여 기체투과가 용해확산에 의한 것보다 분자체거름, 표면확산, Knudsen 확산에 의해 일어나는 경우가 점차 증가함으로 해서 H2와 N2의 투과도는 증가하고 선택도(H2/N2)는 감소하였다.

심부 처분환경조건에서 붕규산유리고화체의 장기침출거동을 규명하기 위하여 3종의 모의붕규산유리고화체에 대한 장기침출실험이 1997년에 착수되었다. 5년간의 침출결과는 붕소가 본 붕규산유리고화체의 장기침출지표물질로 사용될 수 있음을 확인시켜 주었고, 비록 고화체들의 조성은 약간씩 다르지만, 초기 1년여 기간동안의 침출률을 제외한 장기침출률은 S/V에도 무관하게 0.03g/-day 에 근접하는 경향을 보여주고 있다.

Effects of chemical compositions on the sintering behavior of the lead borosilicate glass developed for barrier ribs of plasma display panels were investigated in this study. Formation of pores during sintering of the glass was noted and their formation mechanism was investigated using XPS, TG/DTA, and XRD. The results indicated that pores are formed by the oxygen released from Pb-oxides during sintering.

AI2O3와 Na2O가 AFD법에 의해 제조된 sodium borosilicate 유리박막의 특성에 미치는 영향을 조사하였다. AI2O3함량이 증가함에 따라 66SiO2-27B2O3-7Na2O유리박막의 상분리는 억제되었으며, 6.0wt%의 AI2O3가 첨가되었을 때 공기중 급냉조건하에서 상분리가 없는 유리박막이 얻어졌다. AI2O3함량이 1.5에서 6.0wt%로 증가함에 따라 유리박막의 굴절율은 1.4610에서 1.4701로 선형적으로 증가하였으며, 복굴절률을 나타내는 TE 모드와 TM 모드의 차이도 점차적으로 증가하였다. 그러나 복굴절률은 유리박막을 전이온도 이하에서 재열처리함으로써 감소시킬 수 있었다. 66SiO2-27B2O3-7Na2O+6wt% AI2O3에 Na2O의 함량을 증가시켜 Na2O/B2O3가 0.23, 0.34, 0.45, 0.56인 유리박막을 제작하였다. Na2O/B2O3의 비가 증가함에 유리박막의 굴절율 및 복굴절률은 증가하는 경향이 있었다. 또한 Na2O/B2O3의 비가 증가함에 따라 유리박막의 상분리는 가속화되었다.

This research is to investigate the effect of borosilicate glass powder on neutron shielding capability of cement mortar. The average particle size of the borosilicate glass powder was 13 μm. It was found that the addition of borosilicate glass powder increased 28 day compressive strength. In addition, neutron shielding capability of cement mortar also increased by the addition of borosilicate glass powder. Considering our earlier findings on enhanced thermal neutron shielding of cement mortar by borosilicate glass powder, the use of borosilicate glass powder was found to be effective to shield neutron when the cement mortar was exposed to the neutron radiation. It can be concluded that borosilicate glass powder is a good alternative material for neutron shielding purposes.

핵폐기물을 고화시키는 재료로 사용하는 붕규산염(borosilicate) 유리의 용해는 지층 처분장에 처리된 고준위 방사성 폐기물의 생태계 유출을 결정할 수 있는 중요한 화학반응이다. 습식 실험에서 유리의 용해속도(dissolution rate)는 유리 화학조성에 의해 크게 좌우되는 것이 관찰된다. 유리의 bulk 구조를 규명한 분광분석 실험에 의하면 유리의 화학조성과 분자수준(molecular-level) 구조(예: SiO4 사면체의 연결구조와 B 원소의 배위구조) 사이의 상관관계가 존재한다. 따라서 화학조성에 따른 유리 용해도의 차이는 조성에 따른 bulk 내부구조의 변화로 이해되어 왔다. 그런데 유리 표면은 수용액과 계면을 이루면서 용해 과정에서 가장 직접적으로 반응하는 부분이기 때문에, 화학조성에 따른 표면구조 변화에 대한 지식 또한 필요하다. 본 논문에서는 분자 동역학(molecular dynamics, MD) 시뮬레이션을 사용하여 4가지의 다른 화학조성을 가지는 소듐붕규산염 유리(xNa2O·B2O3·ySiO2 화학조성)에 대하여 bulk 구조와 실험으로 얻기 어려운 표면(surface) 구조를 연구하였다. MD 시뮬레이션은 유리 표면의 화학조성과 분자수준 구조가 bulk의 것과 매우 상이한 결과를 보여준다. 본 연구의 MD 시뮬레이션 결과는 화학조성에 따른 유리 용해도(특히 초기 용해과정)는 bulk 구조의 변화보다 유리 표면구조의 변화에 의해 크게 좌우될 수 있다는 표면구조에 대한 이해의 중요성을 역설한다.