軽水炉MOX燃料再処理シナリオで発生するガラス固化体の地層処分; 処分後長期安全性に関する検討

Evaluation of long-term safety of geological disposal of high-level waste generated during reprocessing spent MOX-LWR fuels

三成 映理子*; 樺沢 さつき ; 三原 守弘  ; 牧野 仁史 ; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

Minari, Eriko*; Kabasawa, Satsuki; Mihara, Morihiro; Makino, Hitoshi; Nakase, Masahiko*; Asano, Hidekazu*; Takeshita, Kenji*

使用済MOX燃料のガラス固化オプションの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO燃料を混合再処理で発生するMOX-UO混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。解析の結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが明らかとなった。このことから、使用済MOX燃料の処理・処分においては、使用済UO燃料を混合させる技術オプションが、線量評価の観点からも成立することが示された。

As a study on long-term safety of geological disposal of high-level waste (HLW) generated during reprocessing spent mixed oxide fuel in light water reactors (MOX-LWRs), two types of HLW are considered. One is HLW generated from MOX-LWR reprocessing and another is blended MOX-UO HLW generated during reprocessing process whereby MOX fuels are diluted by UO fuels. Radionuclide migration analyses for those two HLWs are conducted, and commonalities and differences between two HLWs in the viewpoint of long-term safety are discussed.