2023 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[1I08-11] Vitrification 3

Mon. Mar 13, 2023 2:45 PM - 3:50 PM Room I (13 Bildg.1F 1313)

Chair:Fumihiko Kanayama(JAEA)

3:30 PM - 3:45 PM

[1I11] Basic research programs of vitrification technology for waste volume reduction

(110)Scenario study on optimizing the waste loading of vitrified waste to minimize repository footprint

*Tomofumi Sakuragi1, Ryo Hamada1, Miki Harigai1, Hidekazu Asano1, Kota Kawai2, Mariko Regalado2, Naoki Kondo2, Oniki Toshiro3, Ryosuke Ito3 (1. RWMC, 2. MRI, 3. IHI)

Keywords:spent fuel, vitrified waste, waste reduction, scenario, MA separation, waste loading, decay heat, footprint

高燃焼度UO2燃料やMOXといった使用済燃料の多様化が予測され、継続的に核燃料サイクルを推進するうえで、それらの再処理技術の開発や廃棄物の減容化への取組みが重要となる。高レベル放射性廃棄物の減容化、すなわちガラス固化体の発生量を低減させるためには、ガラス固化体中の廃棄物を高充填化させることが効果的であるが、ガラス固化体の崩壊熱による処分場の設計や安全評価への影響とあわせて合理化を図ること求められる。 本発表では、エネルギー基本計画で想定されている原子力発電比率に基づいて将来の使用済燃料の発生量や再処理量を予測した。また、処分施設の熱的制限から、ガラス固化体の廃棄物充填率の最適化を検討することで、廃棄物発生量や処分場の面積への負荷影響を評価した。なお、使用済MOX燃料に対しては発熱や有害度低減対策として期待されるマイナーアクチニド分離技術の適用を仮定し、発生量等のシナリオ評価を行った。