고준위 방사성 폐액의 고화처리 방법들 중 하나인 Vitrification Process의 연구로서 핵연료 재처리 과정에서 유출되는 가상적인 비활성폐액 중에 함유되어 있는 분열 및 부식 생성물들의 질산화물과 유리화시키기 위해 사용되는 첨가제의 열분해에 관하여 연구 조사되었다. 결정수를 갖고 있는 화합물들의 열분해시점은 75$^{circ}C$이하였지만, 무수화합물들은 비교적 높은 분포를 보였다. 110$0^{circ}C$까지 가열하여 얻어진 질량손실율을 이론치와 비교하였을 때, 대부분의 화합물은 릴치하거나 근사하였지만, Sodium, Cesium, Lithium, Ruthenium 등의 질산화물의 질량손실율은 이론치 보다 훨씬 높았다. 여기서 얻어진 결과는 고준위 폐액의 가소처리과정 또는 조사된 화합물들의 혼합에 따른 열분해를 분석하는데도 이용될 수 있을 것이다.
The decomposition of all the individual chemicals used in the Harwell inactive vitrification pilot plant has been studied by means of a thermal balance. Weight loss curves to 110$0^{circ}C$ have been obtained. The four materials (sodium nitrate, cesium nitrate, lithium nitrate and ruthenium nitroso-nitrate solution) showed a greater weight loss than that based on an oxide yield, and hence these compounds of their products of decomposition are volatile below 110$0^{circ}C$. The remaining materials suffered a weight loss no more than that corresponding to a full yield of the oxide, and hence they were not volatile below 110$0^{circ}C$. Most of chemicals begin to decompose at less than 75$^{circ}C$ but the nitrates of cesium, strontium, barium and sodium not until 295$^{circ}C$ to 59$0^{circ}C$. The results obtained can be used in the analysis of process conditions in the vitrification and calcination of highly radioactive wastes and also of the thermal decomposition behaviour of mixtures containing those materials.
