2021 Fall Meeting

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Oral presentation

V. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 505-1  Radioactive Waste Management

[3B09-12] Nuclide Adsorption & Separation 3

Fri. Sep 10, 2021 2:45 PM - 4:00 PM Room B

chair: Sohei Sukenaga (Tohoku Univ.)

2:45 PM - 3:00 PM

[3B09] Basic research programs of vitrification technology for waste volume reduction

(89)Optimization study on the heat generation of MOX vitrified wastes and repository footprint by MA separation and waste loading

*Tomofumi Sakuragi1, Ryo Hamada1, Hidekazu Asano1, Toshiro Oniki2, Midori Uchiyama2 (1. RWMC, 2. IHI)

Keywords:fuel cycle, MOX, glass waste form, MA separation, geological disposal, heat generation, footprint

使用済MOX燃料の再処理により発生するガラス固化体は白金族元素等の不純物や発熱量が従来のガラス固化体より多く、最終処分に向けて廃棄物減容・有害度低減に関わる技術開発が課題である。特にPuから生成するマイナーアクチニド(MA)の増加による発熱が顕著となるため、冷却・貯蔵期間の長期化、ガラス固化体発生量や処分場面積の増加が懸念される。本研究では地層処分における緩衝材制限温度の観点から、MOXガラスの廃棄物含有率やMA分離による発熱低減について検討し、廃棄物減容と処分場面積の合理化について評価した。