[发明专利]用于最终处置放射性废料的石墨和无机粘合剂的基材以及其制造方法、处理方法及用途

说明书

本发明涉及基材，其因具有特定组成，而适合用于安全的最终处置放射性废料。本发明也涉及上述基材的制造方法、处理方法及用途。

举例来说，放射性废料可为核电厂中用过的核燃料组件(BE)及核燃料再处理所产生的废料，也可以产生于核电厂退役所产生的还存在的放射性物质或来自核能科技、医药及产业中不可再使用的放射性物质的处理。

由于用过的核燃料组件的核燃料再处理，其例如来自一功率为1000MWe的轻水式反应堆(LWR)或重水式反应堆(SWR)之中，每年会增加750公斤的高放射性废料。在核燃料再处理后，废料为液体形式，且优选地是通过锻烧将废料转换成固体形式。再者，对应的裂变产物的衰变热(decay heat)及半衰期彼此不同且相差几个数量级。

例如，为了调理及贮存核电厂或者研究机构的运作中的放射性燃料，已发展出目前所用的一系列不同形式的方法。核燃料的调理指的是将放射性废料转换成适合最终处置的形式。有不同的方法可在安全且符合最终处置的情况下封装不再显著发热的放射性燃料。举例来说，可转换放射性废料成为所谓的覆膜颗粒(coated particles)或硼硅玻璃珠。不论如何，需在最终在安全情况下处置这些已调理的放射性废料，以使例如放射性核素不会因为浸出及迁移被释放进入生物圈。

优选地是，将玻璃化方法的技术用于用过的核燃料棒的核燃料再处理之后的高放射性废料。根据现今的技术水平，上述的玻璃及废料的混合物被引入特定的金属容器以长期贮存。

再者，用过的核燃料组件也被引入特定的金属容器以长期贮存且不经任何核燃料再处理。

这些容器的问题是，目前所有已知的金属材料的预期最高抗腐蚀性为10000年，所以无法完成安全的放射性废料埋葬。已知裂变产物具有比目前已知材料的寿命长很多的半衰期。再者，其它影响例如pH值的波动，可导致容器材料的腐蚀且因此导致废料封装的浸出，而废料封装浸出有极大风险会造成放射性裂变产物泄漏。因此，无法达到安全的最终处置的要求。

直到现在，因不同的实际状况，例如不足的抗腐蚀性及抗浸出性、不足的物理强度、太高的孔隙度，尚未提出使用非金属材料作为容器。

并且，石墨及有机粘合剂材料具有缺点。粘合剂的功能是在过程中结合独立的成分。但在此之后，需从材料移除先前引入的粘合剂，若不移除可能损害产品的特性，因为有机粘合剂将会被放射性辐射损害且部分分解成气体，这些气体接下来会从材料中逸出。部分气体分解产物为可燃的，且因此对于最终处置来说为潜在的危险。在这样的情况下，不幸地会产生孔隙，而孔隙会降低产品的抗腐蚀性及抗浸入性。

1979年的德国专利2917437C2叙述将固体的放射性、有毒废料埋置于石墨基材中的方法，其中石墨基材为天然石墨以及为硫或金属硫化物的粘合剂，其中只提到硫化镍为粘合剂。

1983年的德国专利公开3144754A1描述石墨及无机粘合剂的模制体的制造方法，其用来安全地长期埋置放射性废料。此专利主要涉及上述混合材料的模制体的制造方法，其中粘合剂被限定于金属硫化物，其中金属硫化物主要限定于硫化镍。相较于本发明，此发明的缺点是，虽然硫化镍确实几乎不溶于水中，但在酸性环境中，溶解度却会显著提升，因此对于将此材料当作埋置材料是否合适受到质疑。

1984年的德国专利3144755C2叙述石墨及硫化镍制成且用于埋置用过的核燃料棒的模制体及其制造方法。

对于包括石墨及粘合剂的材料，也是同样的情况。在M.Hrovat等发表的“Highly Dense Graphite Matrix：New Materials of the conditioning of Radioactive Waste”，Nuclear Technology，Vol.61，June1983，460-464页之中，叙述了埋置高放射性废料仿制物(high level waste-simulates)于石墨及硫化镍的基材中。由石墨及硫化镍制成的基材的缺点特别是材料的稳定性取决于pH值。含0.1m盐酸的饱和盐水在室温下所量测的腐蚀值比在100℃且不含盐酸的饱和盐水所量测的腐蚀值高超过一个数量级。

1981年的德国专利公开3144764A1描述用于埋置放射性废料的模制体及其制造方法，其中制造方法使用Ni₃S₂形式的硫化镍作为石墨的粘合剂。

1982年的德国专利3237163C2叙述包括20-80重量％的金属硫化物及碳的建造材料，以用来制造具有良好滑性的预制部分。