将来の核燃料サイクルへのホウケイ酸ガラス固化技術の適用性に関する研究

Study on application of vitrification technology by borosilicate glass to the future nuclear fuel cycle

狩野 茂; 小林 秀和 ; 横澤 拓磨; 山下 照雄 

Kano, Shigeru; Kobayashi, Hidekazu; Yokozawa, Takuma; Yamashita, Teruo

先進サイクルシステムにおける処分概念・性能評価技術の適用性検討に資する基盤的情報を整備するため、先進サイクルシステムで想定される高レベル放射性廃液(HLLW)組成に対する既存のホウケイ酸ガラス固化技術の適用性確認並びに想定ガラス固化体の特性データの取得・整備を行った。本報では、処理処分の合理化が期待できる技術オプション候補の一つとして、ガラス固化時に相分離物を発生させやすいモリブデン等を予め廃液から取り除くオプションを想定して実施したホウケイ酸ガラス固化試験及び模擬固化ガラスの浸出率測定(MCC-1法に準拠した方法)の結果について紹介する。合わせて、溶融炉の運転上支障となる、高レベル放射性廃液中の白金族元素及びその化合物(白金族物質)を収着できる可能性のある材料として無機多孔質構造体を呈し、組成,構造を任意に制御しやすい、セラミックスナノシートを用いた収着試験の結果について紹介する。

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