[3O11-16] Radioactive Waste Management for Load Reduction of Geological Repository

[3O14] Technical options of radioactive waste management for the second half of the 21^st Century, in consideration of Pu utilization and less environmentally impacted geological disposal

(4)Evaluation of occupied area per waste package for high-loaded vitrified waste with Cs/Sr separation

*Tomohiro Okamura¹, Kota Kawai¹, Eriko Minari¹, Hidekazu Asano^2,1, Kenji Takeshita¹ (1. Advanced Nuclear Fuel Cycle Unit, Institute of Innovative Research, Tokyo Institute of Technology, 2. Radioactive Waste Management Funding and Research Center)

Keywords:Cesium・strontium separation, Cooling period of spent nuclear fuel, Reprocessing, Vitrification, Geological disposal, Reduction of geological disposal area, Higher waste loading, Radioactive waste management, Occupied area

報告（3）でも述べられた通り，地層処分場の設計においてガラス固化体の性質の理解が必要不可欠である．そこで，本報告ではUO₂燃料を対象として，主要発熱核種であるセシウム（Cs）・ストロンチウム（Sr）を分離した際の地層処分面積削減に対する有効性について報告（3）で示した廃棄体専有面積削減効果指標を用いて検討した．Cs/Sr分離により廃棄体専有面積削減が可能である一方で，高いCs/Sr分離割合や使用済燃料冷却期間が長期化した際はマイナーアクチノイド（MA）の発熱量が支配的になりCs/Sr分離の有効性が低減することが確認された．その結果，使用済燃料冷却期間，廃棄物含有率，Cs/Sr分離割合，廃棄体処分方式ら各要素の組合せのバランスが処分場の面積削減に重要であることが明らかとなり，高含有ガラス固化体処分の妥当性評価を実施した．