Effect of carbonate concentration on the dissolution rates of UO and spent fuel; A Review

二酸化ウランおよび使用済燃料の溶解速度に及ぼす炭酸濃度の影響に関するレビュー

北村 暁  ; 赤堀 邦晃*

Kitamura, Akira; Akahori, Kuniaki*

日本では、使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分の代替オプションのひとつとして、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、検討を開始している。キャニスターが破損したのちに使用済燃料に接触する水の組成について、現在日本で想定している炭酸濃度が10mol dmであり、これは欧州各国の設定値より約1桁高い値となっている。使用済燃料の溶解速度は炭酸濃度に依存し、ウラン(VI)の炭酸錯体の生成により促進されると考えられる。日本での代替オプションのひとつである直接処分システムにおける信頼性の高い使用済燃料溶解速度を設定するために、二酸化ウランおよび使用済燃料の溶解速度に及ぼす炭酸濃度の影響をレビューした。

The Japanese geological disposal program has started researching disposal of spent nuclear fuel (SF) in deep geological strata as an alternative management option other reprocessing followed by vitrification and geological disposal of high-level radioactive waste. One of the key parameters for SF disposal other than the disposal of high-level radioactive waste is the fuel dissolution rate. Carbonate concentration in the simulated water composition with contact to SF after canister breaching in the Japanese SF disposal system is around 10 mol dm, which is one order of magnitude larger than those in some countries in Europe. The SF dissolution rate will be depend on carbonate concentration due to promoting oxidative dissolution of SF by formation of carbonate complexes of uranium(VI). For evaluation of reliable SF dissolution rate in the Japanese SF disposal system as an alternative management option, effect of carbonate concentration on dissolution rate of UO and spent fuel has been reviewed.