2017 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 405-1 Radioactive Waste Management

[2L06-10] Vitrification 1

Tue. Mar 28, 2017 10:45 AM - 12:00 PM Room L (16-503 Building No.16)

Chair: Ippei Amamoto (JAEA)

11:45 AM - 12:00 PM

[2L10] Basic research programs for the next generation vitrification technology

(38)The influence of the waste load during vitrification using small scale melter

*Kunihiko Nakano1, Miyuki Furusawa1, Midori Uchiyama1, Hidenori Kawashima1, Shun-ichiro Ueno1, Toshiki Fukui1 (1. IHI Corporation)

Keywords:High level radioactive liquid waste, vitrification

次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業では、安定性を確保しつつ、現行マトリックスと比較してガラス固化体の廃棄物充填率を2~3割程度高充填化させることによる、固化体本数の削減を目指している。本研究では、廃棄物充填率の高充填化がガラス溶融炉の運転に与える影響について、小型溶融炉を用いた試験により評価を行ったので報告する。