2023年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 505-1 放射性廃棄物処理

[1I12-16] ガラス固化4

2023年3月13日(月) 15:50 〜 17:10 I会場 (13号館1F 1313)

座長:浜田 涼(原環セ)

16:05 〜 16:20

[1I13] 放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究

(112)高燃焼度・MOX使用済み燃料再処理に由来する高レベル放射性廃棄物ガラス固化に向けたガラス原料供給用ブリケットの搬送性と化学反応性の評価

*矢野 哲司1、齋藤 瑞登1、角野 裕之1、岸 哲生1、相馬 諒2、大和久 耕平2、塚田 毅志1、兼平 憲男2 (1. 東工大、2. 日本原燃)

キーワード:放射性廃棄物ガラス固化、ブリケット、高燃焼度使用済み燃料、MOX使用済み燃料

今後の原子力発電所では、高燃焼度・MOX使用済み燃料再処理に由来する高レベル放射性廃棄物廃液(HLW)の発生が見込まれている。これらのHLWの安定したガラス固化を実現するためには、溶融炉に供給する際に必要な搬送性を有しながらHLWとの高い反応性と組成均一性を担保可能な新たなガラス原料の供給形態を開発することが重要である。ガラス粉末から成形した球状ブリケットは、HLWと混ざり合うことで崩壊して均質なスラリー状になることで、高い反応性が期待される。本研究では、球状ブリケットに求められる特性として、供給まで形状を維持できる搬送性と、HLWとの混合によりスラリー状になる化学反応性を評価した。